Атомная энергетика

Энергетика
Реакторы с тяжелой водой под давлением
Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД
Использование тория
реактор ВВЭР-СКД
Расчеты выгорания рабочих ТВС и ТВС с МА.
реактор БН-350
Конструкция реактора
Опыт эксплуатации РУ БН-350
Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350
Баксанская нейтринная обсерватория
Основные типы реакторов, принятые к промышленной реализации
АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами

Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД.

Выполненные расчеты ВВЭР-СКД с быстро-резонансным спектром нейтронов при 2-х ходовой схеме охлаждения показали перспективность данного проекта (см..таблицу 1). Исследуется возможность эффективного использования ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле с высоким КПД (до 43%) с использованием смешанного уран-плутониевого топлива, а впоследствии и с вовлечением тория в топливный цикл.

Таблица 1

Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД.

Наименование

Значение

Номинальная тепловая мощность реактора, МВт

3830

Коэффициент полезного действия, КПД, %

до 43

Расход теплоносителя через реактор в номинальном режиме, кг/с

1890

Давление теплоносителя на выходе из реактора, абсолютное, МПа

24,5

Температура теплоносителя на входе в реактор, °С

290

Температура теплоносителя на выходе из реактора, номинальная, °С

540

Расчетная температура корпуса реактора, °С

350

Расчетное давление корпуса реактора, МПа

27

Расчетная температура ВКУ, °С

600

Назначенный срок службы реактора, лет

60

Габаритные размеры реактора, м:

высота

наибольший диаметр

21,1

5,32

Количество ТВС в активной зоне, шт.

241

Шаг между ТВС (номинальный), мм

207

Средняя удельная энергонапряженность активной зоны, кВт/л

 107

Высота /эквивалентный диаметр активной зоны, м 

 3,76/3,37

Коэффициент воспроизводства топлива

0,93

Выгорание топлива, МВт сут/кг.т.а.

40 – 60

Предельная повреждающая доза в оболочке твел, сна

40

Срок эксплуатации ТВС в реакторе, лет

5

Интервал времени между перегрузками топлива, мес.

12

Схема охлаждения реактора.

Предлагается использовать следующую схему охлаждения реактора, в соответствии с которой активная зона разделена по радиусу на центральную и периферийную зоны с примерно одинаковым числом ТВС – 121 ТВС ЦЗ и 120 ТВС ПЗ (рис. 1).

Периферийная зона охлаждается при движении теплоносителя сверху вниз. Внизу активной зоны в камере смешения потоки теплоносителя из периферийных ТВС объединяются и поступают на вход в центральную, которая охлаждается при движении теплоносителя снизу вверх.

Потоки теплоносителя в опускном и подъемном участках предлагается разделить при ~ 385 °С. В опускном участке теплоноситель будет нагреваться на 95 °С, плотность изменяться в ~ 3 раза. В подъемном участке подогрев теплоносителя составит 155 °С, плотность изменится в 2,2 раза. Таким образом, спектр нейтронов по высоте изменяется мало, а будет изменяться по радиусу, и в этом случае не потребуется сложного профилирования обогащения топлива для выравнивания энерговыделения по объему активной зоны. Все конструкции ТВС будут работать при вдвое меньшем перепаде температуры (чем при одноходовой схеме охлаждения).

Описание: Схема%20охлаждения%20реактора-1

Рис. 1. Схема охлаждения реактора

При делении активной зоны на два участка проходное сечение для теплоносителя уменьшается в 2 раза и в 2 раза увеличивается скорость теплоносителя, которая становится равной 1,6 м/с на входе в периферийную зону и ~ 15 м/с на выходе из активной зоны.

В связи с уменьшением расхода теплоносителя (примерно в 10 раз по сравнению с ВВЭР) его скорость получается небольшая, затраты на перекачку ~ 5 % Nн (потери на трение составляют ~ 1,2 МПа). При увеличении скорости теплоносителя в 2 раза повысится коэффициент теплоотдачи (в 1,7 раза), что приведет к снижению температуры оболочки твэла и улучшению его работоспособности.

Топливная композиция представляет собой смесь отработавшего ядерного топлива ВВЭР и оружейного плутония.

При эффективной плотности смеси оксидов урана и плутония γМОХ = 9,5 г/см3 плотность оксида оружейного плутония составляет 0,7 г/см3 и одинаковая во всех ТВС.

В расчетной модели (рис. 2, 3) центральная и периферийная зоны по высоте разбивались на четыре подзоны с изменением средних параметров теплоносителя, температуры топлива и оболочки твэла, полученных из предварительных расчетов [5]. Расчеты проводились по программному комплексу WIMS-ACADEM в 5-и групповом приближении для 3-х мерной гексагональной геометрии.

Результаты расчетов топливного цикла с (U + Pu) топливом, а также эффективность СУЗ и значения коэффициентов неравномерности, приведены в сводных таблицах 2 и 3.

Кроме  МОХ (U - Pu) топлива рассматривалась возможность вовлечения тория в смешанных загрузках: в ЦЗ (U - Pu), а в ПЗ (U - Th) и когда во всей активной зоне использовалось (U233 - Th) топливная загрузка. Результаты расчетов топливных циклов с Th приведены также в таблицах 2 и 3.


Рис. 2. Картограмма активной зоны


Рис. 3. Поперечное сечение ТВС: 1 – чехол толщиной 2,25 мм; 2 – центральная труба размером Ø 12,0 мм × 0,55 мм; 3 – 18 направляющих каналов под ПЭЛ размером Ø 12,0 мм × 0,55 мм; 4 – 252 твэла, оболочка размером Ø 10,7 мм × 0,55 мм, шаг 12 мм. Конструкционный материал всех элементов – сталь ЭП-172 (ЧС-68) [7]

3. Эффективность органов СУЗ, коэффициенты реактивности и воспроизводства.

Для оценки эффективности органов СУЗ рассмотрены состояния реактора: N = Nном, МКУ, залив холодной водой.

Для указанных расчетных состояний получены величины начального запаса реактивности, требуемое количество ТВС СУЗ для его компенсации и вывода реактора в подкритическое состояние с Кэфф. = 0,98 (табл. 2) [7].

Из данных табл. 2 следует, что при заливе холодной водой требуется разместить ТВС СУЗ в 216 ячейках из общего числа 241 ТВС (кроме 25 ТВС периферийного ряда). Очевидно в реакторе с (U-Pu) топливной загрузкой нужно использовать ПС СУЗ с обогащенным бором, которые рассмотрены ниже с (U-Th) топливом, эффективность СУЗ в этом случае увеличивается в ~ 2 раза. Рассмотрено изменение реактивности Δ К % (абс.) при обезвоживании реактора на начало и конец кампании (НК/КК) (табл. 2). Из полученных результатов видно, что при обезвоживании реактор переходит в подкритическое состояние в течении всей кампании.

Коэффициент воспроизводства (КВ), определяемый как отношение суммарного количества делящихся ядер (U5 + Pu9 + Pu41) в выгружаемом и в свежем топливе, составляет 1,013 в центральной, 0,853 в периферийной зонах и средний по реактору 0,933.

Таблица 2

Реактивность Δ К % (абс.)/требуемое число ТВС СУЗ для ее компенсации при различных состояниях реактора.

Топливный цикл

N = Nном

МКУ

Залив холодной водой

Обезвоживание НК/КК

U-Pu

1,26/22

7,26/120

13,68/216

-5,88/-3,64

Pu-Th

2,81/37

9,906/82

11,15/115

-3,24/-1,4

Th

3,45/47

32,45/205

-6,28/-2,32

Таблица 3

Основные характеристики реактора с U-Pu-Th топливными циклами.

Характеристика

U-Pu

Pu-Th

Th

Начальная загрузка топлива, т

135,6

137,3

139,0

Начальная загрузка делящихся изотопов Pu/U233, т

11,77/0,0

5,91/4,80

0/10,81

Загрузка делящихся Pu/U233 в ТВС, кг

48,86/0

48,86/39,99

50,24/39,46

Обогащение топлива Pu/U233, %

 ЦЗ

 ПЗ

7,7/0

7,7/0

7,7/0

0/7,0

0/9,0

0/6,9

Кратность перегрузок

5

5

5

Длительность межперегрузочного интервала, эф. сут.

300

310

300

Энерговыработка средняя/максимальная, МВт∙сут/кг т.а.

39,79/65,4

42,2/68,6

34,6/47,5

Максимальные значения коэффициентов

неравномерности энерговыделения Kq/Kv

1,46/2,19

1,61/2,62

1,67/2,8

Загрузка делящихся изотопов, т/год

2,34

2,11

2,20

Выгрузка делящихся изотопов, т/год

2,18

1,87

1,96

Коэффициент воспроизводства:

  ЦЗ

 ПЗ

 средний по активной зоне

1,013

0,853

0,933

1,003

0,769

0,887

0,957

0800

0,890

Ядерные реакторы