Нейтронно-физические аспекты увеличения кампании транспортабельного водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ

В настоящее время в России и за рубежом предложено множество проектов атомных станций малой мощности, которые отличаются как по типу реакторов, так и по уровню единичной мощности энергоблока. Среди них особое место занимают проекты реакторов с водой под давлением судового типа. Ведущие разработчики проектов — ОКБМ или НИКИЭТ, научные руководители — ФЭИ или РНЦ «Курчатовский институт». Эти проекты используют апробированную реакторную технологию и обширную базу знаний, в основе которых — большой опыт создания и эксплуатации реакторов-прототипов на судах гражданского и военно-морского флота. Демонстрационные образцы плавучих энергоблоков (ПЭБ) могут быть созданы в России в ближайшее время.

Активные зоны ледокольных реакторов были разработаны для режимов работы с частым и глубоким маневрированием мощностью. В частности, в связи с этим в реакторах ледоколов применяется интерметаллидное топливо с существенно большей теплоемкостью и теплопроводностью, чем у диоксида урана. Применение интерметаллидного топлива успешно решило задачу эксплуатации транспортных реакторов в условиях большой энергонапряженности активных зон и довольно существенных эффектов реактивности, сопровождающих резкие изменения мощности [1]. Однако малая, по сравнению с U02, концентрация урана в топливной композиции может считаться ее недостатком, ограничивающим длительность кампании активной зоны.

Есть основания считать, что режимы эксплуатации атомных станций малой мощности будут более стабильными, чем транспортных ЯЭУ. Существует возможность работы реакторов малой мощности в номинальном режиме при условии системного подхода к использованию энергии атомной станции малой мощности (АС ММ). Под системным подходом понимается применение различных схем когенерации и производства пресной воды наряду с электроснабжением, а также энергоснабжение промышленных предприятий, действующих в круглосуточном режиме [2,3]. Особый интерес вызывает в будущем производство водорода, которое может использоваться для стабилизации режима работы энергоблока.

Применение диоксида урана позволяет рассматривать возможность использования выгорающих поглотителей, размещенных непосредственно в топливной композиции для компенсации запаса реактивности на выгорание топлива. Цель их использования в тепловых реакторах малой мощности состоит в минимизации запаса реактивности (до уровня оперативного запаса на регулирование), зарезервированного на органах регулирования системы управления и защиты в рабочем состоянии реактора [4].

Это дает стимул к разработке активных зон с удлиненной кампанией для существующих и проектируемых корпусных водо-водяных реакторов (с давлением теплоносителя в первом контуре ~ 10−15 МПа). При этом предполагается исследование факторов, влияющих на нейтронно-физические параметры реактора в процессе выгорания: обогащение топлива, водо-урановое отношение, выбор и размещение выгорающих поглотителей в условиях большой утечки нейтронов из активной зоны по сравнению с крупными коммерческими водо-водяными реакторами.

Исследование характеристик кампаний перспективных реакторов на тепловых нейтронах связано с развитием детерминистических методов решения уравнения переноса в реальной геометрии активной зоны и отражателя, так как инженерные подходы, как правило, основываются на механизме гомогенизации и дальнейшем решении диффузионного уравнения. При этом точность расчета, как правило, является недостаточной. Для повышения точности расчета конкретной установки инженерными методами требуются дополнительные подгоночные параметры, основанные на реакторных измерениях.

Решение уравнения переноса нейтронов во всем объеме активной зоны современных ядерных реакторов даже на современных компьютерах является достаточно тяжелой задачей. В данной работе рассматривается метод расчета реактора, основанный на решении уравнения переноса в реальной геометрии отдельных кассет и синтезе общего решения посредством углового распределения плотности потока нейтронов на граничных поверхностях ТВС.

Целью диссертационной работы является: 1) создание программы Structure3D [5] и развитие алгоритмов программного комплекса CONSUL [6],.

2) верификация программы Structure3D по расчетам тестовой задачи C5G7 [7] и критических экспериментов на сборках Zr-б и БФС-93−1 [8], а также выбор характеристик пространственно-угловой дискретизации для проведения реакторных расчетов по программе Structure3D,.

3) разработка топливных загрузок, которые обеспечивают снижение запаса реактивности на выгорание и увеличение длительности кампании водо-водяного интегрального реактора малой мощности типа АБВ [9,10],.

4) оценка влияния процедуры гомогенизации топливных ячеек и ТВС, а также диффузионного приближения на нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора малой мощности типа АБВ.

Актуальность работы по исследованию характеристик водо-водяных реакторов малой мощности обусловлена потребностью в разработке ядерных энергетических установок для автономного энергоснабжения и обеспечения жизнедеятельности, характеризующихся следующими особенностями:

— способностью работать без перегрузки и перестановки топлива в течение достаточно длительного периода времени, выбранного с учетом факторов экономичности станции и энергетической безопасности;

— отсутствием необходимости хранения свежего или отработавшего топлива на площадке атомной станции вне реактора, затруднением несанкционированного доступа к топливу в течение всего периода его присутствия на площадке атомной станции и транспортировки к месту работы и обратно, наличием проектных мер, способствующих применению гарантий МАГАТЭ;

— повышением уровня безопасности, соответствующего масштабу возможного глобального распространения таких установок (что достигается за счет внутренне присущих свойств реактора и широкого применения пассивных систем безопасности), упрощением обслуживания и уменьшением персонала атомной станции.

Научная новизна диссертационной работы состоит: в. лрограммной реализации решения уравнения переноса нейтронов балансным методом с дискретным представлением угловой зависимости потока нейтронов на границе элементарной ячейки (PSn-метод [12]) для расчета в реальной геометрии критических сборок и малогабаритных водо-водяных реакторов (программа Structure3D), в использовании PSn-метода для расчета (по программе Structure3D) критической сборки БФС-93−1 [13] и оценке отклонений расчетных значений от экспериментальных данных, в результатах сравнительных расчетных исследований влияния топливных композиций (интерметаллид урана, микротопливо, диоксид урана) на длительность кампании и запас реактивности на выгорание для активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ, а также в выборе по результатам данных исследований топливной композиции на основе диоксида урана с обогащением 8% по изотопу 235U, в расчетном обосновании увеличения длительности кампании и минимизации запаса реактивности на выгорание активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе UO2 за счет применения перспективных выгорающих поглотителей: пленок диборида циркония (ZrB2), твэлов с оксидом гадолиния (Gc^Cb) и оксидом эрбия (Ег20з).

Практическая ценность диссертации состоит в возможности использования результатов работы при проектировании транспортабельных энергетических реакторов малой мощности, работающих без перегрузки и перестановки топлива в течение всего эксплуатационного периода, затрудняющих несанкционированный доступ к топливу на площадке атомной станции и характеризующихся применением пассивных средств для обеспечения безопасности и снижения запаса реактивности на выгорание.

Содержание диссертационной работы изложено в четырех главах. В первой главе, которая носит обзорный характер, представлены общие тенденции в проектировании реакторов малой мощности и текущее состояние работ в области атомной энергетики малых мощностей. Рассматривается возможность использования в реакторах для автономного энергоснабжения и обеспечения жизнедеятельности топливной композиции на основе UO2. Делается краткий обзор выгорающих поглотителей, интегрированных в топливо энергетических реакторов большой мощности: оксида гадолиния, оксида эрбия и пленок диборида циркония.

В данной главе также приводится обзор программ и методов, которые используются при проведении нейтронно-физических расчетов в данной работе. Представлено краткое описание программного комплекса CONSUL, предназначенного для расчета физики реактора на основе взаимосогласованных распределений нейтронных, изотопных и температурных полей и, в частности, приведены основные формулы PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов, который используется в составе комплекса CONSUL для расчета ТВС реакторов в гексагональной геометрии гомогенных топливных ячеек.

Во второй главе кратко излагается содержание модуля Structure2D/3D, являющийся программной реализацией PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной геометрии критических сборок и ТВС отечественных и зарубежных водо-водяных реакторов. Далее приводятся результаты двумерных расчетов тестовой задачи C5G7 [7] и критической сборки Zr-6(no версии Structure2D), а также трехмерного расчета сборки БФС-93−1 (по версии Structure3D) [8] в сравнении с экспериментальными данными, а также рассматриваются недостатки процедуры гомогенизации свойств на примере расчета конфигурации № 110 критической сборки ZR-6.

В третьей главе приводятся результаты вариантных расчетов по программному комплексу CONSUL характеристик кампаний водо-водяного интегрального реактора с тепловой мощностью 40 МВт (типа АБВ) при использовании различных топливных композиций без изменения конструкции ТВС и реактора в целом. По результатам сравнения длительности кампаний для нескольких топливных композиций делается выбор в пользу диоксида урана с обогащением 8% по изотопу 235U.

В этой главе также проводится модернизация ТВС и активной зоны в целом включающая в себя следующие этапы: отказ от использования стержневых выгорающих поглотителей, уменьшение вдвое органов регулирования системы управления и защиты реактора и добавление 6 ТВС на периферию активной зоны.

Четвертая глава посвящена исследованию топливных загрузок реактора типа АБВ с неравномерным размещением перспективных выгорающих поглотителей в топливной композиции на основе UO2 для минимизации запаса реактивности на выгорание и снижения неравномерности выгорания различных ТВС. Расчетные исследования в этой главе выполнены с использованием программного комплекса CONSUL.

В данной главе проводится сравнение характеристик начального состояния профилированного реактора типа АБВ с топливом из диоксида урана, полученных с использованием модулей ПК CONSUL (т.е. диффузионного приближения с гомогенизацией топливных ячеек и ТВ С) с расчетными данными по программе Structure3D (гетерогенный расчет PSn-методом в транспортном приближении).

Автором на защиту выносятся следующие положения:

• программная реализация PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной геометрии критических сборок и ТВС отечественных и зарубежных водо-водяных реакторов (программа Structure3D) — и ее применение для расчета тестовой задачи C5G7, критических сборок Zr-б и БФС-93−1, а также начального состояния профилированного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе U02,.

• результаты расчетных исследований характеристик выгорания реактора АБВ 6 с различными топливными композициями,.

• рекомендации по выбору топливной загрузки для увеличения кампании реактора типа АБВ более чем в два раза и снижения запаса реактивности на выгорание до величины 2.5−3%,.

• оценка влияния диффузионного приближения и гомогенизации ячеек и ТВС на нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной.

Достоверность полученных результатов подтверждается: верификацией разработанного модуля Structure3D по расчетам тестовой задачи C5G7 совместно с MCNP и рядом других детерминированных программ, а также по расчетам экспериментов на сборках ZR-6 и БФС-93−1, сравнением рассчитанных по ПК CONSUL характеристик начального состояния реактора АБВ с результатами расчетов по аттестованным программам, верификацией комплекса CONSUL по расчетам топливных загрузок и топливных циклов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, критических сборок и вычислительных тестов, сравнением полученных данных с результатами расчетов по аттестованным кодам, применением комплекса CONSUL для обоснования характеристик модернизированных активных зон реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Личное участие автора заключается: в создании программного модуля Structure3D (в двух модификациях) в составе программного комплекса CONSUL для трехмерного расчета в реальной геометрии: а) критических сборок типа БФС-93−1 с изменением шага расположения топливных блоков и б) реакторов малой мощности (типа АБВ) — в подготовке расчетной модели и в проведении по ПК CONSUL расчетных исследований характеристик кампаний водо-водяного интегрального реактора (типа АБВ) для топливных загрузок с различными топливными композициями и схемами расположения перспективных выгорающих поглотителейв разработке предложений по выбору топливной загрузки и схемы размещения выгорающих поглотителей для увеличения кампании и снижения запаса реактивности на выгораниев проведении по программе Structure3D расчетов начального состояния реактора типа АБВ и критических экспериментов на сборках Zr-б и БФС-93−1- в оценке влияния процедуры гомогенизации материалов и диффузионного приближения на результаты расчета начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной.

По теме диссертации опубликованы следующие работы:

1. Полисмаков А. А., Алексеев П. Н., Белов Д. Ю., Субботин С. А. Энергетическая система на основе малых автономных ядерных реакторов. // Сборник трудов научной сессии МИФИ-98. Часть 4. Физико-технические проблемы ядерной энергетики. М.: МИФИ, 1998, с. 57−59.

2. Чибиняев А. В., Полисмаков А. А., Алексеев П. Н. Нейтронно-физические характеристики реакторов ВВЭР с твэлами уменьшенного диаметра. // Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом: Материалы XI семинара по проблемам физики реакторов «Волга-2000». М.: МИФИ, 2000, с. 70−73.

3. Полисмаков А. А., Цибульский В. Ф., Чибиняев А. В., Алексеев П. Н. Характеристики 8-годичной кампании реактора типа АБВ // Сборник трудов научной сессии МИФИ-2001. Том 8. Молекулярная физика. Нетрадиционная энергетика. Ядерная энергетика. М.: МИФИ, 2001, с. 97−98.

4. Полисмаков А. А., Цибульский В. Ф., Чибиняев А. В., Алексеев П. Н. Оптимизация топливной загрузки реактора типа АБВ. // Малая энергетика. Итоги и перспективы: Тезисы докладов Международного семинара. 10−11 октября 2001, М.: Издательство ОАО «Малая энергетика», 2001, с. 72.

5. Polismakov А.А., Tsibulsky V.F., Chibinyaev A.V., Alekseev P.N. Advanced fuel cycle for long-lived core of small-size light water reactors of ABV type. // Advanced Reactors with Innovative Fuel «ARWIF-2001»: Workshop Proceedings, Chester, UK, October 2001. NEA/OECD 2002, pp. 287−292.

6. Polismakov A.A., Tchibiniaev A.V. Structure computer code. Computational method. // Benchmark on Deterministic Transport Calculations Without Spatial Homogenization: A 2D/3D MOX Fuel Assembly Benchmark. NEA/OECD 2003, pp. 132−134.

7. Полисмаков A.A., Чибиняев A.B., Цибульский В. Ф., Алексеев П. Н. Обоснование нейтронно-физических характеристик десятилетнего топливного цикла водо-водяного реактора мощностью 40 МВт (т) / Препринт ИАЭ-6272/4, М., 2003.

8. Полисмаков А. А., Чибиняев А. В., Алексеев П. Н. Результаты расчетного анализа экспериментов на критических стендах ZR-6, УКС-1М и БФС. / Препринт ИАЭ-6297/4, М., 2003.

Апробация работы. Научные результаты и положения диссертации докладывались и обсуждались на российских и международных конференциях и семинарах: «Физико-технические проблемы ядерной энергетики» (Научная сессия МИФИ-98, Москва 1998) — «Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом» (XI семинар по проблемам физики реакторов «Волга-2000») — «Ядерная энергетика» (Научная сессия МИФИ-2001, Москва 2001) — «Advanced Reactors with Innovative Fuels» (Честер, Великобритания. 2001) — «Малая энергетика. Итоги и перспективы» (Москва, 10−11 октября 2001).

Основные результаты диссертационной работы могут быть сформулированы следующим образом:

1. Проведены расчетные исследования кампаний транспортабельного реактора малой мощности типа АБВ-67 (заключающиеся в прямой замене топливной композиции прототипа — интерметаллида урана с обогащением 17% на интерметаллид урана с обогащением 21%, микротопливо с обогащением 21%, а также диоксид урана с обогащением 4.4% и 8%). Из рассмотренных видов топлива — лишь топливо на основе U02 с 8% обогащением по изотопу 235U позволяет удвоить кампанию реактора: с 1070 эфф. суток до 2000 эфф. суток.

2. Вместо системы компенсации запаса реактивности на выгорание на основе стержневых выгорающих поглотителей для реактора типа АБВ с топливом на основе U02 автором предложено применение интегрированных в топливо выгорающих поглотителей. При этом были разработаны топливные загрузки, которые позволяют не только снизить запас реактивности на выгорание с 18% до 2.5−3%, но и дополнительно увеличить загрузку топлива в ТВС, а следовательно и кампанию реактора с 2000 эфф. суток до 2100 — 2300 эфф. суток (в зависимости от компоновки первого контура и при увеличении числа ТВС до 61). Размещение выгорающих поглотителей характеризуется следующими особенностями: применением трех радиальных зон профилирования и двух типов выгорающих поглотителей — быстро-выгорающего оксида гадолиния (GCI2O3), который добавляется в ограниченное число твэлов, и медленно-выгорающего (пленки ZrB2 или Ег203), который добавляется одинаково во все твэлы в данной зоне профилирования.

3. Разработана программа Structure3D, являющаяся реализацией PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной трехмерной геометрии критических сборок и ТВС современных водо-водяных реакторов.

4. Для верификации программы Structure3D были проведены расчеты критических сборок ZR-6 и БФС-93−1. При насыщении пространственно-углового разбиения расчетное значение Кэфф критической конфигурации № 110 сборки ZR6 составляет 1.0025, среднеквадратичное отклонение — 1.237%, максимальное отклонение находится в крайнем твэле и достигает 2.9%. Расчетное значение Кэфф критического состояния сборки БФС-93−1 составляет 1.632- среднеквадратичные отклонения энерговыделения твэлов во внутренней вставке — 1.8% и 3.2% (для сборки твэлов с твэгом). Отклонение в энерговыделении периферийных твэлов составляет 4−6%, в твэле с уран-гадолиниевым топливом — 10%.

5. По программе Structure3D был проведен расчет начального состояния реактора типа АБВ с профилированной топливной загрузкой. Константы материалов были подготовлены ячеечной программой GETERA. При сравнении результатов расчета по программе Structure3D с расчетными данными по ПК CONSUL можно сделать следующий вывод: гомогенизация материалов активной зоны и диффузионное приближение приводит к снижению Кэфф на 1.2%, что, однако, не повлияет на основные выводы диссертационной работы.

Автор выражает глубокую признательность научному руководителю П. Н. Алексееву.

Автор считает своим долгом поблагодарить А. В. Чибиняева, В. Ф. Цибульского, а также весь коллектив Отдела Концептуальных Физико-Технических Исследований ИЯР РНЦ КИ за благоприятную рабочую атмосферу и помощь в работе.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

В диссертационной работе проведен обзор значительного числа сооруженных и находящихся в стадии проектирования реакторов малой мощности, который позволяет сделать следующие выводы:

— эксплуатация основного оборудования реакторов малой мощности в стационарном режиме с удлиненной кампанией активной зоны способствует использованию интегральной компоновки первого контура и применению топливной композиции на основе диоксида урана;

— применение диоксида урана позволяет использовать для компенсации запаса реактивности на выгорание выгорающие поглотители, интегрированные в топливную композицию,.

— по сравнению со стержневыми выгорающими поглотителями, они дают возможность увеличить загрузку топлива и реализовать разнообразные схемы размещения поглотителя (физического профилирования) в активной зоне, скомпонованной из кассет и твэлов современных водо-водяных энергетических реакторов.