Исследование нейтронно-физических характеристик перспективных быстрых легководных реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Фролова, Маргарита Владимировна

• Фролова, Маргарита Владимировна
• кандидат технических наук
• 2012

Оглавление диссертации кандидат технических наук Фролова, Маргарита Владимировна

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ДЕЛ ПО ДАННОМУ НАПРАВЛЕНИЮ В МИРЕ.

11 Корпусные реакторы на тепловых нейтронах

1 2 Корпусные реакторы на быстрых нейтронах

1 3 Корпусные реакторы с областями быстрого и теплового нейтронного спектра

1 4 Канальные реакторы

ГЛАВА 2 ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС CONSUL И ВОЗМОЖНОСТЬ ЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ДЛЯ РАСЧЕТА РЕАКТОРОВ ТИПА СУПЕР-ВВЭР.

2 1 Описание программного комплекса CONSUL 64 2 2 Термомеханический расчет поведения твэлов под облучением

2 3 Описание программы ISTAR-2 06 (прецизионный расчет выгорания)

2 4 Анализ расчетного теста трехмерной кассеты A3 в бесконечной решетке

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ПАРОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ПВЭР-650.

3 1 Конструкционные и технические характеристики реактора ПВЭР-650 87 3 2 Оценка нейтронно-физических характеристик инновационной РУ ПВЭР

3 2 1 Нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600 для базовый варианта компоновки реактора

3 2 2 Нейтронно-физические характеристики РУ ПВЭР-650 для базовый варианта компоновки A3 с добавлением ВеО в топливо

3 2 3 Нейтронно-физические характеристики РУ ПВЭР-650 для варианта компоновки с введением в активную зону центральной зоны воспроизводства и добавлением в топливо ВеО

3 3 Характеристики изотопного состава 115 Основные выводы главы

ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ПСКД-600.

4 1 Конструкционные и технические характеристики реактора ПСКД-600 120 4 2 Нейтронно-физические характеристики и характеристики топливного цикла РУ ПСКД

4 2 1 Нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600 для базового варианта компоновки

4 2 2 Результаты оптимизации топливного цикла РУ ПСКД

4 2 3 Оптимизация характеристик безопасности РУ ПСКД

4 3 Конструкционные материалы РУ ПСКД

43 1 Конструкционные материалы активной зоны реактора

4 3 2 Перспективные конструкционные материалы активной зоны реактора

4 4 Характеристики РУ ПСКД-600 с ториевой ЦЗВ и оболочками твэл из композита кремния 174 4 4 1 Нейтронно-физические характеристики РУ ПСКД-600 с оболочками твэл из композита

SiC/SIC

4 4 2 Распределение пустотного эффекта

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование нейтронно-физических характеристик перспективных быстрых легководных реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600»

Современные электростанции на органическом топливе (ТЭС), работающие при сверхкритическом давлении воды, имеют следующие основные эксплуатационные показатели - давление пара Р = 23,5-25 МПа, рабочая температура пара 540-560 °С, КПД = 50-55%. Удельные капитальные затраты и сроки строительства ТЭС в 1,5-2 раза ниже, чем у АЭС с реакторами ВВЭР, а КПД выше в 1,5-1,7 раза. Однако рост цен на органическое топливо в мире существенно увеличил экономическую привлекательность ЯЭ. Так, при цене 300 $/1000куб.м природного газа себестоимость электроэнергии на ТЭС составляет около 80 $/МВт*час, в то же время себестоимость электроэнергии на АЭС, даже с высокой стоимостью установленной мощности (2000$/кВт), с учетом затрат на утилизацию облученного топлива составит не более 30$/МВт*час. Напряжение на мировых энергетических рынках будет только нарастать и спрос на ЯЭ, потенциал которой при замыкании ядерного топливного цикла и переходе на реакторы Поколения 4 во много раз превосходит возможности органической энергетики, будет востребован все в большей степени. Однако до тех пор, пока для внутреннего потребления в России цена газа за счет дотаций поддерживается в несколько раз ниже стоимости газа на мировом энергетическом рынке, основным стимулом развития ЯЭ является необходимость снижения доли газа в топливно-энергетическом балансе страны.

Невысокие параметры термодинамического цикла АЭС с реакторами ВВЭР снижают их конкурентоспособность на рынке энергопроизводителей. Практически однозначный выбор давления около 15,7 - 16,0 МПа в первом контуре реакторов Р"\¥11[1] и ВВЭР[2] связан с ограничением по температуре, равным 350°С для оболочек твэлов из циркониевых сплавов. Температура теплоносителя на выходе из реактора 320-330 °С, давление и температура 5 пара во втором контуре соответственно 6,3-7,2 МПа и 279-285 °С, КПД (брутто) - 32-35%.В частности, целевые параметры для строящейся РУ ВВЭР АЭС-2006/1200 приняты следующими: срок службы не менее 60 лет без дополнительных мероприятий по обеспечению хрупкой прочности компонентов и сварных швов реактора (допускаемая замена ПГ один раз за срок службы); тепловая мощность реакторной установки не менее 3200 МВт; параметры по давлению на выходе из ПГ не менее 7.0 МПа; перегрузка не более 20 дней; топливная кампания не менее 4-х лет; среднее выгорание топлива 55 МВт*сут/кг И; межремонтный период не менее 8 лет; расчет циклических нагрузок исходя из маневренного режима работы; коэффициент готовности не менее 0.92; КПД нетто 34.6%; удельный коэффициент численности промышленно-производственного персонала не более 0.37. Доступность АЭС на основе легководных реакторов (ЛВР), определяемая дешевизной водяной технологии, большим опытом разработок и эксплуатации ЛВР, является мощным стимулом работ по созданию новых конструкций реакторов на базе ЛВР, при строительстве которых можно использовать технологию и инфраструктуру, развитые для легководных реакторов.

В настоящее время становится актуальным формирование образа нового поколения легководных реакторов, приемлемых для переходного этапа развития ядерной энергетики от открытого к замкнутому топливному циклу и этапа замкнутого топливного цикла.

Одним из способов повышения эффективности ЛВР при работе в замкнутом топливном цикле, учитывающих имеющийся опыт создания

ВВЭР[2] и БН[3], является использование пара для охлаждения активной зоны реактора, переход к быстро-резонансному спектру нейтронов медианная энергия спектра нейтронов около 40 КэВ) и к стальным оболочкам твэлов. Основная идея концепции пароохлаждаемых быстрых реакторов состоит в соединении преимуществ широко освоенной в ЯЭ технологии водо-водяных корпусных реакторов и самообеспечения топливом 6 в замкнутом ядерном топливном цикле за счет его воспроизводства в реакторах с уран-плутониевой загрузкой активной зоны с быстрым спектром нейтронов, получаемого путем существенного снижения доли и плотности воды и охлаждения активной зоны перегретым водяным паром или пароводяной смесью. В паровой фазе вода теряет свою высокую замедляющую способность и несущественно смягчает спектр нейтронов по сравнению с жидкометаллическими теплоносителями (медианная энергия спектра нейтронов быстрых натриевых реакторов около 100 КэВ). Эта концепция использует энергоемкость пароводяной смеси, обеспечивает малые температуры стальных оболочек твэлов, снижение расхода теплоносителя в первом контуре и энергии на собственные нужды.

Концепция пароохлаждаемых энергетических реакторов изучается с 50-х годов. Проведенные оценки показали, что эффективность АЭС с пароохлаждаемым реактором на тепловых нейтронах крайне низка. Поэтому с начала 60-х годов в мире и в России начинается разработка предложений АЭС с пароохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах [4]. Работа над рядом проектов пароохлаждаемых быстрых реакторов продолжилась до начала 80-х годов [5].

Дальнейшее развитие ядерной энергетики требует улучшения технико-экономических показателей реакторных установок по сравнению с существующими и, вместе с этим, повышения безопасности для обеспечения лучшей конкурентоспособности АЭС по сравнению с электростанциями других типов. Такие показатели сложно достигнуть для предлагаемых ранее концепций пароохлаждаемых реакторов. Одной из причин этого является двухфазность воды при давлении ниже критического (Ркр=22.1 МПа).

Проблемы, связанные с улучшением характеристик легководных реакторов, в значительной степени упрощаются при охлаждении активных зон водой сверхкритического давления (СКД), поскольку вода при СКД однофазна во всем диапазоне температур. При этом, в окрестности некоторой температуры Тм, определяемой как псевдокритическая температура, в 7 интервале нескольких градусов плотность воды изменяется в несколько раз, а теплоемкость возрастает на порядок по сравнению с теплоемкостью воды при докритическом давлении.

Представляется, что в потенциале эти свойства воды при СКД могут позволить:

- Повысить уровень температуры теплоносителя без опасения возникновения кризиса кипения в активной зоне;

- Упростить вопросы гидродинамики теплоносителя;

- Использовать топливный цикл с высоким коэффициентом воспроизводства и поддерживать критичность реактора в процессе кампании изменением спектра нейтронов за счет резкого изменения плотности теплоносителя в области Тм;

- Снизить удельный расход теплоносителя;

- Обеспечить высокие коэффициенты теплоотдачи в активной зоне;

- Поднять КПД реакторной установки до 44%-45%;

- Снизить количество тепла, отводимого к конечному поглотителю, что снижает воздействие на экологию;

- Значительно повысить уровень безопасности реакторной установки.

В настоящее время вода с СКД параметрами широко используется на тепловых электростанциях. Так, в США при СКД работают около 400 блоков, в России - более 230, в Японии - около 150. В ряде котлов давление достигает 31.8 МПа, температура - 610°С.

Работы по использованию воды с СКД параметрами в атомной энергетике были начаты в ряде стран в шестидесятых годах прошлого века. В Курчатовском институте эти работы [6] проводились с шестидесятых годов, как в области создания экспериментальной базы, так и в исследовании применения воды СКД в различных реакторных установках.

Среди основных особенностей общих для всех типов РУ с СКД параметрами можно назвать:

• Необходимость использования конструкционных материалов устойчивых к высоким температурам и имеющих низкую коррозионную активность в воде с закритическими параметрами, таких как ферритно-мартенситные, аустенитные стали, высоконикелевые или ваннадиевые сплавы. Жизнеспособность реакторов с водой с закритическими параметрами зависит от способности реакторных структур выдерживать высокие температуры, давление и радиацию необходимое время, но при этом при переходе от теплового к резонансному (промежуточному) спектру нейтронов существенно увеличивается паразитное поглощение в конструкционных материалах по сравнению современными ЛВР;

• Получение теплоносителя с высокими температурными параметрами на выходе из АЗ связано с существенными изменениями плотности теплоносителя по пространству АЗ, что приводит к значительным неравномерностям тепловыделения и спектра нейтронов;

• Тесная решетка твэлов, низкая плотность теплоносителя и его незначительная общая масса приводит к быстрому опустошению и разогреву АЗ в случае развития аварийных процессов с разрывом первого контура, что приводит к дополнительным требованиям при развитии качеств самозащищенности и разработке систем безопасности;

• Обеспечение ядерной и радиационной безопасности, перенос активности продуктов коррозии и продуктов деления в первом контуре и вынос их на турбину при одноконтурной схеме. Использование двухконтурной схемы приводит к удорожанию РУ, из-за необходимости включения промежуточного теплообменника, и некоторому снижению КПД, но существенно повышает безопасность и надежность работы системы в целом.

Актуальность работы.

Работа посвящена изучению легководных корпусных энергетических реакторов, предназначенных для эффективной работы в замкнутом ядерном топливном цикле. В направление легководных корпусных реакторов в мире вложено сил, времени и материальных средств больше, чем в любое другое реакторное направление. Накоплен бесценный мировой опыт эксплуатации, имеются проверенные на практике технические, конструкционные, технологические решения, зарекомендовавшие себя, как положительно, так и отрицательно. Существует диверсифицированная промышленная инфраструктура. Есть множество предложений и практических разработок их дальнейшего совершенствования. Это определяет приоритетный российский интерес ко всем мировым инновациям в этой области, включая сверхкритический водяной реактор.

Дальнейшее развитие корпусных водоохлаждаемых реакторов предполагает переход на замкнутый топливный цикл, с самообеспечением топливом (КВ ~ 1 - Коэффициент воспроизводства (отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания)), активную зону с тесной решеткой твэлов, охлаждаемых водой сверхкритических параметров или паром.

Направление реакторов с кардинально улучшенным использованием топлива получило название инновационный «СУПЕР-ВВЭР».

С 1977г. в НИЦ «Курчатовский институт» совместно с ВНИИАМ и

ОКБ «Гидропресс» проводилась разработка реактора с быстро-резонансным спектром нейтронов и охлаждением пароводяной смесью закризисного паросодержания - ПВЭР с МОХ-топливом для работы в замкнутом ядерном топливном цикле. Однако расчеты нейтронно-физических характеристик этого реактора проводились с помощью упрощенных моделей в геометрии методом условного разделения переменных по программе

8ГЫУАЯ. Для современной оценки характеристик проекта быстрорезонансного пароохлаждаемого реактора ПВЭР-650 требовалась проверка и уточнение полученных ранее данных. Для разработки проекта быстро

10 резонансного реактора ПСКД-600, охлаждаемого паром со сверхкритическими параметрами, также стояла задача надежного обоснования нейтронно-физических характеристик, для чего было необходимо выбрать методики расчета и библиотеки данных, а также проверить адекватность полученных моделей. Эти факты определяют актуальность работы по выбору и модификации методологии проведения расчетов и формирования расчетных моделей. Развитие направления инновационного Супер-ВВЭР для работы в замкнутом ядерном топливном цикле, частью которого является разработка реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600, обусловливает актуальность детального исследования нейтронно -физических характеристик активной зоны и бланкетов этих реакторов, их топливных циклов, оптимизации характеристик, важных для безопасности.

Цель диссертационной работы

Основная цель диссертационной работы - расчетные исследования в обоснование нейтронно-физических характеристик вариантов инновационного Супер-ВВЭР - легководного корпусного энергетического реактора с повышенными параметрами теплоносителя, с быстрым спектром нейтронов, предназначенного для работы в замкнутом топливном цикле в режиме самообеспечения топливом.

С этой целью рассматривались два типа реакторов - реактор, охлаждаемый влажным паром с докритическими параметрами ПВЭР-650 и реактор ПСКД-600, охлаждаемый паром со сверхкритическими параметрами.

Основными задачами при рассмотрении реактора ПВЭР-650 были разработка расчетной модели для улучшенной компоновки активной зоны и изучение ее характеристик. Для реактора ПСКД-600 - получение варианта, наиболее удовлетворяющего задаче оптимизации - высокий коэффициент накопления топлива (отношение массы делящихся изотопов в выгружаемом

11 топливе к массе делящихся изотопов в загружаемом топливе) при условии сохранения характеристик безопасности реактора, в т.ч. выполнение условия отрицательного или ограниченного по модулю полного пустотного эффекта реактивности.

Для достижения поставленной цели автором работы решены следующие задачи:

1. Обоснование выбора расчетного инструмента и разработка ряда вспомогательных программ для анализа и обработки данных, получаемых в ходе расчетов.

2. Полномасштабные трехмерные расчетные исследования реакторных установок ПВЭР-650 и ПСКД-600 с учетом обратных связей, характерных для водо-водяных реакторов, и определение их основных нейтронно-физических характеристик, включая эффективность органов СУЗ.

3. Оптимизация компоновок активных зон и бланкетов реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600 для снижения неравномерности полей энерговыделения и улучшения характеристик безопасности и топливоиспользования.

4. Исследование пространственного распределения пустотного эффекта реактивности и изучение способов снижения полного и локального положительного пустотного эффекта реактивности для реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600.

5. Обоснование возможности работы реактора ПСКД-600 в замкнутом топливном цикле в режиме самообеспечения топливом при отрицательном полном пустотном эффекте реактивности.

Научная новизна

1. Модернизация методики расчета с учетом особенностей теплогидравлических свойств активных зон реакторов типа Супер-ВВЭР.

2. Обоснование нейтронно-физических характеристик активных зон и бланкетов перспективных реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600. Для чего были проведены полномасштабные трехмерные расчетные исследования топливных циклов реакторных установок ПВЭР-650 и ПСКД-600 с учетом обратных связей, характерных для водоводяных реакторов.

3. Анализ различных технических решений реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600 с целью улучшения характеристик топливоиспользования и нейтронно-физических характеристик активных зон и бланкетов, в том числе снижение неравномерности поля энерговыделения, увеличение среднего выгорания и коэффициента накопления топлива, обеспечение отрицательного пустотного эффекта реактивности.

4. Улучшение показателей топливного цикла реакторов и обоснование возможности работы в замкнутом топливном цикле в режиме самообеспечения топливом с отрицательным полным пустотным эффектом реактивности.

Практическая значимость

Полученные данные были использованы при анализе важных для безопасности нейтронно-физических параметров реакторов и оптимизации характеристик их топливного цикла. Результаты работы переданы в ОКБ «Гидропресс» для разработки конструкции реактора и включены в состав "Технических предложений".

Представленные результаты были получены в рамках научноисследовательской работы: «НТЮКР по разработке предложений по проекту

АЭС с СУПЕР-ВВЭР», выполняемой по договору с филиалом ПКФ ОАО

Концерн Энергоатом» 838-08/ИЯР от 27.11.2009 совместно с ОКБ

13

ГИДРОПРЕСС», ОАО «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» и ГНЦ РФ ФЭИ, и включены в отчетные материалы по данной теме. Исследования проводились на основании технических заданий на выполнение работ по теме: "НИОКР по разработке предложений по проекту АЭС с СУПЕР-ВВЭР (продолжение работ)" (Приложение № 1 к договору №838-09/ИЯР от 27.11.2009).

Личный вклад

Автор совместно со специалистами НИЦ "КИ", ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ОАО «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» и ГНЦ РФ ФЭИ принимала непосредственное участие в: разработке многоуровневой расчетной тестовой модели инновационных реакторов типа Супер-ВВЭР; постановке задачи и разработке комплексной программы на основе программного комплекса CONSUL, учитывающего обратные связи по температурным полям и полям энерговыделения;

• верификации расчетных моделей ПК CONSUL, для чего были проведены расчеты трехмерной кассеты A3 реакторной установки ПВЭР с использованием прецизионных кодов MCU-REA-2 и MCNP5;

• проведении расчетных исследований нейтронно-физических характеристик реакторов и анализе результатов;

• разработке рекомендаций по конструкции активной зоны и бланкетов инновационных быстрых реакторов типа Супер-ВВЭР.

Автором лично:

• в рамках ПК CONSUL разработаны оригинальные вспомогательные программы для расчета характеристик реактора, обработки и анализа полученных данных;

• проведены с использованием разработанных моделей и выбранных программ расчетные исследования нейтронно-физических характеристик реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600 в объеме, необходимом для детального обоснования этих характеристик;

• проведена оптимизация распределения поля энерговыделения в активной зоне и изучены аспекты работы реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600 в замкнутом топливном цикле в режиме самообеспечения топливом;

• исследовано пространственное распределение пустотного эффекта реактивности для реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600 и изучены способы снижения полного и локального пустотного эффектов реактивности;

• исследованы характеристики активной зоны реактора ПСКД-600 при использовании твэлов с оболочкой из нового жаропрочного материала на основе композита SiC/SiC;

• были выбраны и рекомендованы конструктору варианты компоновок реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600, для которых при высоком коэффициенте накопления обеспечивались требования безопасности (равномерность поля энерговыделения, отрицательный, но небольшой по модулю ПЭР и т.д.).

Достоверность и обоснованность результатов

Результаты, полученные автором по программному комплексу CONSUL были подтверждены путем сравнения с расчетами по прецизионным программам, в частности, MCU и MCNP5, реализующим метод Монте Карло, с использованием современных, доступных на настоящее время ядерных данных. Качественно полученные результаты также подтверждены исследованиями, ранее выполненными для реактора ПВЭР-1000.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту.

На защиту выносятся следующие основные положения:

• трехмерная модель для расчета нейтронно-физических характеристик быстрых легководных реакторов;

• результаты расчетных исследований нейтронно-физических характеристик активных зон и бланкетов реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600;

• результаты оптимизации активных зон с точки зрения снижения неравномерности полей энерговыделения, улучшения параметров топливного цикла и безопасности (балансы реактивности, выбор эффективности органов СУЗ);

• рекомендации по конструкции активной зоны и бланкетов инновационного Супер-ВВЭР с быстрым спектром нейтронов.

Апробация работы и публикации

Основные материалы диссертации были опубликованы в журналах ВАНТ и Атомная энергия [20, 21]. Докладывались на российских и международных конференциях, школах и семинарах[22-27]. Выпускались в виде препринта[28] и внутренних отчетов НИЦ «Курчатовский институт» [2931].

Структура и объем диссертации

Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав и заключения, изложен на 186 страницах с использованием 90 литературных источников и содержит 66 рисунков, 60 таблиц.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Фролова, Маргарита Владимировна

Основные выводы главы 4.

Исследования, проводимые ранее, показали, что одной из основных проблем быстрых реакторов, охлаждаемых пароводяной смесью с закритическими параметрами, является высокое значение полного и локального положительного пустотного эффекта реактивности (ПЭР). Ряд изменений внесенных в активную зону таких как:

• Изменение геометрии; р количество TBC

-0 006

• Введение постоянного замедлителя;

• Использование тория в ЦЗВ. позволили добиться отрицательных значений полного ПЭР и приемлемой величины локального ПЭР.

Полученные в ходе исследования данные подтверждает возможность управления величиной полного и локального пустотного эффектов реактивности, достаточность веса выбранных кластерных органов СУЗ, стабильность выровненного поля энерговыделения, отрицательные обратные связи реактора ПСКД-600. А так же возможность обеспечения его работы в замкнутом топливном цикле в режиме самообеспечения топливом.

При этом система залива реактора может играть роль независимой системы воздействия на реактивность.

Заключение.

В рамках диссертационной работы автором были исследованы нейтронно-физические характеристики двух концепций легководных корпусных энергетических реакторов типа Супер-ВВЭР, предназначенных для работы в замкнутом ядерном топливном цикле, - быстрый реактор, охлаждаемый влажным паром (ПВЭР-650), и быстрый реактор, охлаждаемый паром со сверхкритическими параметрами (ПСКД-600). Для выполнения расчетных исследований был модифицирован ПК CONSUL с учетом гидродинамических особенностей этих реакторов, разработаны программы для обработки и анализа полученных данных.

Основной целью расчетов нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ПВЭР-650 является их оценка в реальной 3D геометрии с помощью современного расчетного инструмента и программного обеспечения и исследование дополнительных возможностей повышения наработки топлива и снижения положительного пустотного эффекта реактивности при работе в замкнутом ядерном топливном цикле. Для оптимизации свойств реактора рассматривались различные варианты конструкции активной зоны и воспроизводящих экранов.

Исследование показало, что введение центральной зоны воспроизводства и использование топлива с добавками ВеО наиболее благотворно влияет на величину ПЭР, однако в этом случае максимальная энергонапряженность активной зоны возрастает, а размножающие характеристики ухудшаются.

Проведенные расчетные исследования по моделированию нейтронной физики и определению характеристик ядерного топливного цикла реакторной установки ПСКД-600 выявили ряд особенностей активной зоны реактора, как то:

Паровой СКД теплоноситель первого контура всюду с запасом превышающий температуру псевдо-фазового перехода в сочетании достаточно тесной топливной решеткой твэл обеспечивает быстро-резонансный спектр нейтронов в активной зоне.

Система регулирования мощности реактора использует кластеры семи TBC (по 6 кластеров на TBC), объединенные одним приводом. Такая конструкция позволяет более эффективно регулировать реактор и снижает количество приводов СУЗ на крышке корпуса реактора.

Использование боковых и торцевых воспроизводящих экранов вокруг активной зоны в сочетании с умеренной объемной энергонапряженностью в активной зоне (160 кВт/л) существенно снижает поток нейтронов на корпус реактора и ВКУ.

Достаточно быстрый спектр нейтронов в сочетании с высокой долей уран-плутониевого МОХ топлива обеспечивает высокий коэффициент воспроизводства в активной зоне (КВА ~ 0.95), что, в сочетании с окружающими активную зону торцевыми и боковым воспроизводящими экранами, содержащими диоксид обедненного урана, позволяет иметь достаточно ровное и стабильное (во времени) поле энерговыделение в активной зоне, а также обеспечивать режим самообеспечения реактора топливом в замкнутом ЯТЦ, и даже возможную небольшую избыточную наработку делящихся изотопов (коэффициент накопления делящихся изотопов КН = 1.01 - 1.05).

При использовании чехловых TBC с уран-плутониевым топливом большая объемная доля нержавеющих сталей в качестве конструкционных материалов в активной зоне обуславливает большое по модулю значение плотностного коэффициента реактивности. Это обстоятельство не приводит к потере устойчивости реактора, однако негативно сказывается на протекании проектных аварий, приводя к избыточному росту давления и температур теплоносителя в первом контуре. Проведенные в данной работе исследования показали, что величину и форму поведения плотностного коэффициента реактивности можно сконструировать заданной из требований безопасности при помощи:

• использования оксида бериллия, интегрированного в топливо активной зоны,

• размещения в активной зоне центральной аксиальной ториевой вставки

ЦЗВ),

• снижения доли конструкционных материалов и применения для оболочек твэлов материалов, имеющих существенно меньшие резонансные интегралы поглощения нейтронов (например, композитные материалы на основе карбида кремния). Исследовались характеристики различных топливных циклов:

• с подпиткой активной зоны ПСКД-600 плутонием, выделенным в результате переработки ОЯТ ВВЭР,

• замкнутый топливный цикл с возвращением в реактор выделенного в результате переработки собственного ОЯТ плутония и урана-233 (накопившегося в ториевой центральной зоне воспроизводства - ЦЗВ). Было установлено, что замкнутый топливный цикл с переработкой собственного ОЯТ и возвращением в реактор делящихся изотопов имеет преимущества по наработке делящихся материалов, а также по коэффициентам реактивности активной зоны, и поэтому, является предпочтительным.

Автор выражает глубокую признательность научному руководителю, к.ф.-м.н. П.Н. Алексееву за постановку задач, рекомендации по их выполнению, помощь при формировании материалов и интерес к данной работе.

Автор признателен П.С. Теплову, A.B. Чибиняеву за обсуждения технических проблем, критические замечания к тексту диссертации и совместную работу в части разработки расчетных моделей и методик.

Автор благодарен за сотрудничество A.A. Дудникову, А.А.Седову.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Фролова, Маргарита Владимировна, 2012 год

1. IAEA In-core fuel management code package validation for PWRs. IAEA-TECDOC-815, August 1995

2. А.К. Горохов, Ю.Г. Драгунов, Г.Л. Лунин, А.Н. Новиков, В.И. Цофин, Ю.А. Ананьев. Обоснование нейтронно-физической и радиационной частей проектов ВВЭР. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004.

3. Разработка концепции активной зоны мощностью 4200 МВт(т) на МОХ-топливе: Отчет о НИР/ ФЭИ, инв. № 11733, Обнинск, 2006

4. Калафати Д.Д., Петров С.И., Игнатов В.В. Проектирование АЭС с пароохлаждаемыми реакторами. Теплоэнергетика, 1972, №3, стр.88-92.

5. Schults М.А., Edlund М.С. A New Steam-cooled Reactor. Nuclear Science and Engineering, vol. 90, p. 391-399, 1986.

6. Гришанин Е.И., Орлов В.В., Зарицкий С.М. и др. Быстрый бридер, охлаждаемый пароводяной смесью. Отчет ИАЭ, инв. №35/80179, 1979.

7. Алексеев П.Н., Гришанин Е.И., Зверков Ю.А. и др. Концепция пароводяного энергетического реактора. Атомная энергия, 1989, т.67, вып. 4, с.239-243.

8. Установка реакторная В-358. Пояснительная записка 358.00.00.000ПЭ. ОКБ ГП, инв №2754, 1985.

9. Кузнецов В.В., Алексеев П.К, Морозов А.Г. Обоснование выбора системы регулирования реактивности реактора ПВЭР. Отчет ИАЭ. Инв. 35/826987, 1987.

10. Щепетина Т.Д., Серебряников В.Н. Расчетное исследование тепловой эффективности паротурбинного цикла АЭС с ПВЭР. Отчет ИАЭ. Инв. 014/1-565-89, 1989.

11. Фалъковский JI.H., Гришанин Е.А., Рыбаулина О.Т. НИР и ОКР по оборудованию систем безопасности реакторной установки БВЭР-1000. Отчет ВНИИАМ. Инв. 61653.00.ПЗ, 1983.

12. Железное H.A., Сабаев Е.Ф., Будников В.И. Об устойчивости стационарного режима быстрого бридера, охладаемого пароводяной смесью. Отчет НИИ механики при ГГУ. Инв. №225, Горький, 1982.

13. Орлов В.В., Слесарев И.С., Гришанин Е.И. и др. Результаты доработки технического предложения по реакторной кстановке с пароводоохлаждаемым энергетическим реактором (ПВЭР) повышенной безопасности. Отчет ИАЭ, инв. №35/1-363-89, 1989.

14. Результаты экспериментов на критических сборках БФС-57 и БФС-59. Препринт ФЭИ-2681, 1998

15. A. Kochetkov, Ye. Rozhikhin, A. Tsiboulia. Experiments in Support of MOX Fuel Disposal Program in WER. Proc. Global 2003 ANS/ENS International Winter Meeting. New Orleans, Louisiana. November 16-20

16. M V.Frolova, P.S.Teplov, A.V. Chibinyaev, P.N. Alekseev. Advanced beryllium oxide nuclear fuel usage in the fast supercritical water cooledreactor PSKD-600 European Nuclear Young Generation Forum (ENYGF-2011). Prague, Czech Republic. - 2011;

17. M.V.Frolova, P.S.Teplov, A.V. Chibinyaev, P.N. Alekseev. Supercritical water cooled reactor PSKD-600. Annual Meeting on Nuclear Technology. -Stuttgart, Germany. 2012.

18. Фролова M.B., Алексеев П.H., Теплое П.С., Чибиняев А.В. Исследование нейтронно-физических характеристик пароохлаждаемого быстрого энергетического реактора ПВЭР-650. Препринт НИЦ «Курчатовский институт» ИАЭ-6668/4. Москва. 2011.

19. Техническая справка о НИР. п. 2.1.2 календарного плана к договору № 838-09/ИЯР от 27.11.2009. Инв. № 32/1-267-409. -М. 2009.

20. Отчет о НИР. «Исследования нейтронно-физических характеристик и топливных циклов инновационного СУПЕР-ВВЭР». п. 2.1.2 календарного плана к договору № 838-09/ИЯР от 27.11.2009. Инв. № 32/1-90-111.-М. 2011.

21. Отчет о НИР. «Разработка технических предложений по инновационному варианту СУПЕР-ВВЭР». п. 5 календарного плана к договору № 838-09/ИЯР от 27.11.2009. Инв. № 32/1-29-311. - М. 20111. Глава 1.

22. Ъ2.Калафати Д.Д., Петров С.И., Игнатов В.В. Проектирование АЭС с пароохлаждаемыми реакторами. Теплоэнергетика, 1972, №3, стр.88-92.

23. Труды Санфранцисской конференции по быстрым реакторам (перевод с английского). Обнинск, 1967, стр. 640.

24. Proceedings of a Symposium on Fast Reactor Physics and related safety Problems, Karlsruhe, v.2, 1967, p. 302.

25. Fast Breeder Reactors, Proceedings of the London Conference, British Nuclear Energy Society, 1966, p. 301.

26. Smidt D., Schuster G. Die vergleichsstudie der ENEA uber schnelle Reactore. Atomwirtschaft, 1969, №8, p. 410-413.

27. S. Sakurai, N. Yoshida, S. Shiga, and Y. Oka «Development of Supercritical-water Cooled Power Reactor Core design study with 3-D core simulator» GENES4/ANP2003, Sep. 15-19, 2003, Kyoto, JAPAN, Paper 1115.

28. J. Buongiorno. "The Supercritical-Water-Cooled-Reactor (SCWR)", ANS, 2002 Winter Meeting, Nov. 18, 2002.http://gif.inel.gov/roadmap/pdfs/supercritical-water-cooledreactor.pdf/1. Электронный ресурс.

29. Установка реакторная ВВЭР СКД-И (500). Пояснительная записка. 393.100 ПЗ.

30. Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя // Атомная энергия. 2006. Т. 100. В. 5. С. 349-355.

31. Brady D., Duffey R, Khartabil H. et al. Generation IV reactor development in Canada // In Proc. of the 3rd Int. Symposium on SCRW Design and Technology (SCWR2007), March 12 - 15, 2007, Shanghai, China. - Paper No. SCWR2007-P057 Электронный ресурс.

32. D.F. Torgenson et al. Nuclear Engineering and Design 236 (2006) 1565. 51.B.K. Викулое, B.E. Гмьгрко, И.И. Гроздое, А.А. Петров, А.Ф. Финякин.

33. Водографитовый энергетический реактор со сверхкритическим давлением теплоносителя ВГЭРС. Доклад на семинаре Реакторы на СКП воды-2007.1. Глава 2.

34. WIMSD5,NEA Data Bank Documentation, No. 1507/02, 1996.

35. WLUP WIMS Library Update. IAEA Final Report of a Co-ordinated Research Project, 2003.

36. В.Ф. Цибульский, А.В.Чибиняее. Балансный метод решения уравнения переноса с дискретным представлением угловой зависимости потока нейтронов (PSn-метод) // Препринт ИАЭ-4988/4, М., 1989.

37. See e.g. Appendix J by R.J. Wagner to the manual L.J. Siefkin et al. FRAP-T6: A Computer Code for the Transient Analysis of Oxide Fuel Rods. NUREG/CR-2148, EG&G Idaho Inc., May 1981.

38. Х-5 Monte Carlo Team, "MCNP A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5 - Volume I: Overview and Theory," LA-UR-03-1987 (April 2003 revised September, 2003).

39. Формирование и обоснование предложений попароохлаждаемому быстрому энергетическому реактору. Отчет о НИР. п. 3 календарного плана к договору № 658-08/ИЯР. 2009.

40. В. В.Кузнецов, П. Н. Алексеев, А. Г. Морозов. Обоснование выбора системы регулирования реактивности реактора ПВЭР. Отчет ИАЭ. Инв. 35/826987, 1987.

41. П.Н.Алексеев, А.А.Седов, А.В.Чибиняев и др. «Двухконтурный вариант

42. ВВЭР-СКД одноходовой активной зоной и с быстро-резонанснымспектром нейтронов» Отчет РНЦ КИ, инв№36-10/08-09, от 30.03.2009.

43. СКД теплоносителем; предложения по разработке и выборуконструкционных материалов для инновационного Супер-ВВЭР", Отчет196

44. ЪЪ.Голъцев А.О., Цибульский В. Ф., Чибиняев А.В. Использование топливных композиций на основе высокотемпературных микротвэлов в реакторах с водяным теплоносителем: Препринт -ИАЭ,-5871/4,1995.

45. Ji-ping Wang, Jun-min Qian, Guan-jun Qiao, Zhi-hao Jin. Improvement of film boiling chemical vapor infiltration process for fabrication of large size C/C composite.// Materials Letters 60 (2006) pp. 1269-1272

46. Summary. International Town Meeting on SiC/SiC Design and Material Issues for Fusion Systems Oak Ridge National Laboratory January 18-19, 2000

47. Y.Katoh, A.Kohyama, W.Yang and T.Hinoki. SiC/SiC Thermo-Physical

48. Properties. International Town Meeting on SiC/SiC Design and Material1971.sues for Fusion Systems January 18-19, 2000, Oak Ridge National Laboratory

49. L. Heikinheimo. Materials for SCWR. Presentations, conferences MATGEN -IV; Stockholm, February 2, 2009; available at: http://neutron.kth.se/oldsite/MATGEN-IV/sidor/lectures/Heikinheimo.pdf. Электронный ресурс.

50. К. Ahn. Comparison of Silicon Carbide and Zircaloy4 Cladding during LBLOCA. Master Thesis at Department of Nuclear Science and Engineering Massachusetts Institute of Technology. December 7th, 2006.