Деякі аспекти оптимізації параметрів ядерного палива для ВВЕР

Лунін Г.Л., Духовенскій А.С., Горохів В.Ф.,

Доронін А.С., Алексєєв П.М., Прошкін А.А.

Російський Науковий Центр Курчатовський інститут

У переважній більшості енергетичних реакторів ядерне паливо використовується у вигляді закінчених у конструктивному відношенні одиничних вузлів, що мають строгу геометрію і склад матеріалів (ТВЗ) і надходять на АЕС від заводів-виробників. Активна зона формується для кожного паливного циклу на підставі схеми розміщення ТВЗ, вибраний за результатами варіантних нейтронно-фізичних розрахунків. У вітчизняній практиці такі схеми розміщення ТВЗ в конкретному виді розробляються відповідним персоналом АЕС з урахуванням різних факторів, у тому числі встановлених нормативних вимог і рекомендацій за основними характеристиками активної зони після чергової перевантаження палива. З урахуванням встановленого порядку в паливозабезпеченні реакторів можна виділити, отже, два напрямки в оптимізації показників використання палива, а саме:

вдосконалення паливних циклів із застосуванням відпрацьованих ТВЗ і обгрунтованих характеристик їх працездатності і

пошук резервів, виявлення зайвих запасів у конструкційному оформленні палива та внесення змін до геометрію решітки і склад використовуваних матеріалів; після отримання успішних результатів у цьому напрямку можуть відновлюватися роботи по вдосконаленню в першому напрямку.

Вихід на світовий ринок ядерного палива вимагає від вітчизняних постачальників певних зусиль в обох напрямках. Аналіз ситуації, що складається показує, що для успішної конкуренції необхідно, крім робіт, що проводяться по першому напрямку, звернути серйозну увагу і інтенсифікувати роботи другого напрямку. При цьому виникає ряд специфічних завдань, зміст і можливі шляхи вирішення яких коротко викладено в даному доповіді.

Вихідною метою використання ядерного палива є отримання теплової енергії. Накопичений досвід у проектуванні та експлуатації ТВЗ вказує на те, що економічність роботи реакторів типу ВВЕР досягається при досить високих теплових навантаженнях палива. При цьому, однак, повинні надійно забезпечуватися певні запаси до деяких граничних величин з тим, щоб робота реактора була стабільною і безпечною, особливо у випадках відмови устаткування, тобто в режимах з порушенням нормальних умов експлуатації та при постуліруемих проектних аваріях. Певний компроміс між прагненням до підвищення відводиться теплової енергії та забезпеченням відповідних запасів досягається і фіксується в проекті ТВЕЛ, ТВЗ і реакторної установки. Основою для компромісних рішень є, зокрема, нормативні документи. У міру накопичення досвіду успішної експлуатації ТВЗ, що виготовляються на проектній основі, природно, виникає намір збільшити енерговироблення палива. У принципі таке збільшення може бути реально, якщо не будуть порушені проектні основи і відповідні нормативні критерії. Для досягнення поставленої мети необхідний правильний вибір внесених змін та проведено достатнє обгрунтування пропонованих технічних рішень. У кінцевому рахунку, роботи з вдосконалення ТВЗ повинні включати об'ємний комплекс багатопланових досліджень, оскільки в силу специфіки ядерного палива зачіпаються дуже різні й важливі аспекти вирішення зазначеної проблеми [1].

Кількісною характеристикою, що виражає паливну енергію, відведену від одиниці маси вивантажується палива, є, як відомо, середня глибина вигоряння - [МВтхефф.сут / кг].

Виходячи з вказаної розмірності даної характеристики, видно, що прагнення до збільшення відводиться теплової енергії може реалізовуватися або підвищенням питомої ваговій потужності [МВт / кг], або продовженням перебування палива в активній зоні при збереженні номінальної потужності реактора [ефф.суток / кг], т . е. без її зміни. Може аналізуватися збільшення і обох зазначених параметрів. Але в будь-якому випадку необхідне проведення досліджень для перевірки прийнятності прийнятих змін щодо всього комплексу проектних основ і нормативних величин.

Слід зазначити, що при вдосконаленні одиничних конструкційних вузлів ядерного палива (ТВЗ), що поставляються для роботи реактора на АЕС, що вносяться зміни, як правило, малі, і очікувані позитивні ефекти також незначні з технічної точки зору. Тому при проведенні відповідних досліджень доводиться мати справу з досить тонкими ефектами впливу передбачуваних змін на перевірені практикою характеристики, параметри і матеріали. Це вимагає використання досить точних і надійних засобів для аналізу і представницьких результатів для обгрунтування намічених заходів щодо змін, оскільки деякі наслідки можуть бути дуже значними (як позитивні, так і негативні).

Для того, щоб з'ясувати прийнятність внесених конструкційних змін, можна вказати наступні критерії, щодо яких необхідно зіставляти нові характеристики твелів, ТВС, активної зони, реактора.

1. Досягається глибина вигоряння палива при проектному збагаченні повинна бути, з одного боку, вище проектної (що і є вихідною метою внесених змін) або зберігатися на проектному рівні при зниженому збагаченні, з іншого боку, підвищена глибина вигоряння палива повинна бути на рівні, при якому забезпечується працездатність ТВЕЛ протягом терміну перебування їх в реакторі.

Гранично допустиме значення глибини вигорання палива в значній мірі залежить від співвідношення геометричних розмірів основних компонентів (двоокису урану, оболонки, газового обсягу), а також від робочих параметрів під оболонкою ТВЕЛ і перш за все, звичайно, від питомих теплових навантажень. Характер і ступінь впливу внесених в конструкцію змін аналізуються відповідними термомеханічним розрахунками.

2. Теплогідравлічні характеристики ТВЗ залежать від геометричних розмірів елементів паливної решітки та компонування основних конструкційних вузлів (ТВЕЛ, направляючих каналів ПЕЛ, чохлів ТВЗ, дистанціюється решіток). Їх вплив на режими охолодження ТВЕЛ в різних ситуаціях також має попередньо аналізуватися шляхом проведення теплогідравлічних розрахунків, як для нормальних умов, так і при порушеннях нормальних умов і при постуліруемих аваріях. Далі можуть знадобитися експериментальні перевірки.

3. Динамічні характеристики активної зони в цілому і поведінка реактора в різних ситуаціях в значній мірі знаходяться в залежності від величин коефіцієнтів реактивності за параметрами теплоносія. Від знаків цих величин зворотній зв'язок з потужністю змінюється принциповим чином (від негативної до позитивної). Відповідні аналізи вимагають проведення досить детальних нейтронно-фізичних розрахунків коефіцієнтів реактивності і розрахунків перехідних і аварійних режимів.

4. Особливе місце повинні займати дослідження з перевірки прийнятності (або для визначення необхідних змін) водно-хімічного режиму теплоносія I контуру в тому випадку, якщо намічено використання інших, відмінних від проектних матеріалів для виготовлення конструкційних елементів ТВЗ. При цьому обгрунтування нової конструкції має бути як розрахункове (з точки зору поведінки і властивостей нового матеріалу в усіх проектних режимах), так і експериментальне для перевірки довгострокових ефектів взаємодії цього матеріалу з теплоносієм.

5. При зміні принципів взаємодії конструкційних елементів ТВЗ або технології їх виготовлення необхідно проведення представницьких ресурсних випробувань (міцнісних, вібраційних та ін.)

Одночасно із зазначенням основних критеріїв, що характеризують прийнятність нового зміненого палива, слід відзначити важливу специфіку даної проблеми. Вона полягає в тому, що змінений паливо призначається до використання в експлуатованих реакторах, проекти яких розроблялися на основі норм і вимог, що діяли в минулому. Найчастіше нові проекти реакторів розробляються вже за сучасними нормами, значно більш жорстким, і це дозволяє орієнтуватися на підвищені характеристики палива (передусім глибину вигоряння). У діючих ж реакторах при використанні нового палива або при організації нових паливних циклів, як правило, виходять як і раніше з застарілих норм і вимог, за якими розроблялися? Старі | реактори. Сказане, перш за все відноситься до оцінок радіаційної безпеки, у забезпеченні якої саме характеристики палива можуть відігравати основну роль, якщо виходити з труднощів внесення відповідних змін до станційні системи і регламенти експлуатації. Представляється неприпустимим у гонитві за економічно більш високими показниками в паливовикористання на старіючих реакторах виходити з забезпечення безпеки тільки відповідно до одночасно застарілим нормативними документами. До уваги повинні прийматися сучасні норми радіаційної безпеки, тобто саме в цих випадках необхідно дотримання принципу? Alаra |.

Протягом 1999 р. в РНЦ? Курчатовський інститут | проводилися комплексні аналітичні дослідження, спрямовані на оцінку змін, що вносяться в конструкцію ТВЕЛ і ТВЗ реактора ВВЕР-440 [2]. Результати досліджень підтвердили, що основною метою зарубіжних постачальників є збільшення глибини вигорання палива при заданому незмінному вихідному збагачення. Мета досягається в одних випадках шляхом підвищення водо-уранового відносини паливної решітки та збільшення завантаження двоокису урану в ТВЕЛ; в інших - ще більшим підвищенням водо-уранового відносини решітки, в тому числі за рахунок зменшення завантаження палива в ТВЗ.

У першому випадку кількість води збільшується за рахунок зменшеної товщини оболонки ТВЕЛ, в основному, зменшенням її зовнішнього діаметра, у другому - додатковий ефект виходить з-за зменшення числа ТВЕЛ в ТВЗ і завантаження палива. В обох випадках зменшується поверхня охолодження ТВЕЛ і збільшуються поверхневі питомі навантаження.

У другому випадку зростають і лінійні навантаження. Крім того, для збільшення завантаження палива в ТВЕЛ виключаються отвори в таблетках. У результаті цього зростають середня температура палива і кількість акумульованого тепла в двоокису урану.

Встановлені розрахунковим шляхом кількісні зміни характеристик дозволяють зробити висновок, що деякі параметри, порівнювані з відповідними критеріями, мають незначні відхилення і, мабуть, прийнятні (запас до кризи тепловіддачі, тиск під оболонкою ТВЕЛ та ін) Інші як, наприклад, коефіцієнти реактивності по температурі сповільнювача, хоча і мають невеликі зміни за величиною, однак, змінюють свій знак (- на +), що відповідно до російськими нормами взагалі для ВВЕР неприпустимо (в критичному стані), і потрібне введення вигоряючими поглинача в паливо. Треті параметри помітно змінюють чисельні значення (наприклад, температури двоокису в центрі таблеток), і, хоча вони залишаються прийнятними для стаціонарного режиму роботи, можуть помітно збільшити температурний вибіг оболонок в аварійних процесах з течею I контуру і вплинути на число ТВЕЛ, розгерметизується в таких випадках , а значить і на сумарний вихід активності в реакторне приміщення і в навколишнє середовище. Це особливо важливо враховувати в аналізах безпеки, тому що аварійний режим може відбуватися при збільшеній глибині вигорання в новому паливі (що є основною метою внесених змін), коли при переході через певний граничне значення різко зростає вихід продуктів поділу з двоокису урану під оболонку ТВЕЛ вже в стаціонарному режимі.

При аналогічній схемі розміщення ТВЗ в активній зоні (вітчизняного виробництва та зарубіжного постачальника) має місце значне розходження в нерівномірності розподілу енерговиділення при збільшеній тривалості паливного циклу в разі змінених ТВЗ. Якщо змінити схему розміщення ТВЗ з метою вирівнювання розподілу енерговиділення, ефект від внесених змін зменшується.

При проведенні аналізів реактівностних аварій (викид органу СУЗ) слід особливу увагу приділяти не тільки досягається параметрами процесу, а й специфіку поведінки опроміненого матеріалу оболонок ТВЕЛ зарубіжної поставки. Відомі дані [3], згідно з якими опромінений ціркаллой-4 допускає істотно більш низьку ентальпію енерговиділення, ніж опромінений сплав Е-110. Внаслідок цього кінцевою метою аналізу реактівностной аварії має бути не тільки обчислення середньої ентальпії по радіусу таблетки, максимальних температур оболонок та% товщини їх окислення, а визначення збільшеного числа розгерметизується ТВЕЛ і викиду активних продуктів поділу в порівнянні з проектним випадком.

Аналогічні розрахунки за зазначеними напрямами проводилися і проводяться для ТВЗ реактора ВВЕР-1000.

У таблицях 1 і 2 представлені деякі результати нейтронно-фізичних, теплогідравлічних і термомеханічних розрахунків стосовно твелів, ТВЗ і активних зон реакторів ВВЕР-440 і ВВЕР-1000.

Деякі розрахункові значення параметрів вказують на необхідність подальших аналізів безпеки для визначають проектних режимів. Ці аналізи проводяться в даний час, причому кінцевою метою намічено отримання кількісних характеристик за кількістю розгерметизується ТВЕЛ і по викидах активності в постуліруемих аваріях і зіставлення їх з діючими в даний час нормативними межами (зокрема, з Гайд YVL6.2 (Фінляндія), згідно з яким число ушкоджуються ТВЕЛ не повинно перевищувати 10% від повної кількості в постуліруемих аваріях класу 2).

Зі сказаного вище не слід, що вдосконалення палива для ВВЕР з урахуванням зростаючих вимог щодо забезпечення безпеки в нових проектах недоцільно. Навпаки, відповідні опрацювання повинні проводитися, в тому числі і стосовно до експлуатованих реакторів. Але одночасно з необхідним поглибленням досліджень з традиційним конструкціям необхідно розширити обсяг пошуків і при більш рішучих змін конструкції ТВЕЛ і ТВЗ, оскільки це може призвести до позитивних результатів за багатьма показниками при сумірних витратах коштів. Наприклад, радикально зменшити діаметр твелів в реакторх ВВЕР-440 і ВВЕР-1000 [4].

Таблиця 1

Деякі вихідні характеристики та результати розрахунків для ТВЗ реактора ВВЕР-440

* Тривимірні розрахунки

Таблиця 2

Деякі вихідні характеристики та результати розрахунків для ТВЗ реактора ВВЕР-1000

Список літератури

Development of a New VVER-440 Fuel Design, David Concill, Totju Totev, The Nuclear Engineering, V.40, No. 3.

Future fuel: Vattenfall-s new approach. The Nuclear engineering, September 1997, p.25-28.

Special issue of? Nuclear Safety, V. 37, No 4, 1996.

? Основні переваги і можливі шляхи переведення реактора ВВЕР-440 на ТВЗ з ТВЕЛ зменшеного діаметра, Лунін Г.Л. та ін (РНЦ? КД |), Панюшкін А.К. та ін (ВАТ | ССЗ |), Афров А.М. та ін (ОКЛ), Збірник доповідей міжнародної конференції? Ядерне паливо для людства, 5-8.10.98, м. Електросталь, Росія.