Проблемные вопросы по активной зоне корпусного реактора ВВЭР-СКД

Водоохлаждаемые ядерные реакторы: инновационные проекты ХХI века.

«Реакторы с водяным замедлителем соединяют высокий коэффициент воспроизводства ядерного горючего с простотой и компактностью конструкции. По нашему мнению, они являются перспективными для большой атомной энергетики ближайшего будущего» (из доклада И.В. Курчатова в Харуэлле, Англия в апреле 1956 г.) [1].

Эти пророческие слова академика Курчатова И.В. предопределили как развитие ВВЭР в 20 веке, так и направления их совершенствования в 21 веке.

В настоящее время корпусные водоохлаждаемые реакторы ВВЭР, PWR и BWR занимают и будут занимать, по крайней мере, до 2030-2050 гг. ведущее положение в мировой ядерной энергетике. Достигнуты высокие показатели по работоспособности ТВС ВВЭР [2]:

не исчерпан ресурс ТВС после эксплуатации в течение 7 лет с выгоранием в отдельных твэлах до 73 МВт . сут/кг U ;
уровень разгерметизации твэлов за период 2004-2006гг. составляет 1. 10 -5 …2,4 . 10 -5 .

К особенностям блоков с ВВЭР следует отнести сравнительно невысокий КПД. В эволюционном проекте АЭС –2006 КПД максимален и равен 36%. Поэтому практический интерес представляет повышение КПД до уровня, достигнутого в тепловой энергетике. К таким передовым и перспективным проектам тепловой энергетики можно отнести энергоблок мощностью 600 МВт с применением каменного угля в качестве топлива (проект RPP NRW, пуск 2008г.), имеющий параметры свежего пара : 28,5 МПа, 600 о С и КПДнетто=46% [3]. В тепловой энергетике с прогнозируемым переходом на Ni-сплавы возможно дальнейшее увеличение температуры пара до 700 о С и давления до 37,5 МПа с повышением КПД дополнительно на 6%[3]. Таким образом, по КПД АЭС с ВВЭР существенно отстают от передовых блоков тепловой энергетики с углеводородным топливом. Повышение КПД с 33% поэтапно до 36% (проект АЭС-2006) и далее до 45% - уровня современных котлотурбинных установок- может быть решено переходом на водяной теплоноситель сверхкритических параметров или применением натриевого, свинец-висмутового, свинцового, газового теплоносителя. Существенные преимущества водяного теплоносителя в сравнении с перечисленными остальными теплоносителями – безопасность и освоенность промышленностью.

В настоящее время ВВЭР используются в открытом топливом цикле. Коэффициент конверсии (КК) ВВЭР-1000 в открытом топливном цикле составляет 0,3…0,5. Для реактора БН-600 на данном этапе КК также не высок и равен 0,43 [4]. Имеются предложения по повышению КК для БН-реакторов, реализация которых приводит к новой конструкции ТВС с более жесткими режимами эксплуатации твэлов [5].

При использовании ВВЭР в замкнутом топливном цикле с МОХ-топливом желательно также иметь КВ не менее 0,8. В сравнении с БН-реакторами ВВЭР с высоким КВ (ориентировочно 0,8) может иметь определенные экономические и технологические преимущества: меньше удельные капитальные затраты, безопасный и освоенный теплоноситель.

Повышение коэффициента конверсии (коэффициента воспроизводства (КВ) при использовании МОХ-топлива) с 0,3…0,4 до 0,8…1,0 может достигаться ужесточением спектра нейтронов путем снижения водо-топливного отношения (ВТО), а конструктивно внедрением тесных или плотных решеток c уменьшением зазора между твэлами в 2…3 раза, а также, возможно, плотности теплоносителя (режим кипения или реализация сверхкритических параметров). Вместе с тем, наряду с увеличением КВ должно выполняться требование по самозащищенности. В частности, при потере теплоносителя должна вводиться отрицательная реактивность (отрицательный «пустотный» эффект реактивности).

Таким образом, можно сформулировать основные целевые показатели инновационного проекта ВВЭР 21 века с его применением в замкнутом топливном цикле:

сохранение достигнутого уровня по надежности и безопасности эволюционных проектов ВВЭР поколения 3+;
КПД примерно 45%;
КВ более 0,8;
сохранение свойства внутренней самозащищенности;
устойчивости технологических процессов;
максимальное использование освоенной технологии ВВЭР и котло-турбинных установок со сверхкритическими параметрами (СКП) .

В работе приведены сведения по проектам активных зон корпусных водоохлаждаемых реакторов, при реализации которых могут быть достигнуты указанные целевые показатели, показаны преимущества реакторов с водой СКП, приведены технические решения по корпусу и проблемные вопросы по активной зоне.

Проекты активных зон инновационных корпусных водоохлаждаемых реакторов

Активная зона реактора LWHCR (однофазный теплоноситель с параметрами PWR)

В 80-е годы установлена перспективность использования в замкнутом топливном цикле корпусного водоохлаждаемого реактора LWHCR с быстро резонансным спектром нейтронов и коэффициентом воспроизводства (КВ) 0,9-0,96 [6]. В этом реакторе предусматривается использование МОХ топлива с содержанием делящихся изотопов энергетического плутония 7- 8%, т.е. в 2…2,5 выше, чем в PWR. При этом в LWHCR расход естественного урана будет снижен в 5 раз. Предполагалось применение основного оборудования PWR для данного реактора. Таким образом, модернизация заключается в основном в изменении активной зоны.

Проведено сравнение характеристик PWR и LWHCR при одинаковой мощности (3782 МВт) и близких параметрах теплоносителя. При радиальном размере активной зоны: RPWR=1,82 м и RLWHCR= 1,87 м в LWHCR предлагается снизить высоту активной зоны до Н=2,3 м (в PWR Н=3,9 м). Это техническое решение позволяет применять насосы PWR для прокачки теплоносителя через активную зону с тесной решеткой и повышенным коэффициентом гидравлического сопротивления.

В LWHCR применяется ТВС с гексагональной решеткой (квадратная ТВС в PWR), c водо-топливным отношением 0,53 (в PWR ВТО=2,0). Отношение шага к диаметру твэла равно 1.105 (в PWR – 1,33 и в ВВЭР-1000- 1,40). Используется твэл со стальной оболочкой из аустенитной стали SS-304 диаметром 9,5 мм и толщиной 0,4 мм. Дистанционирование осуществляется с помощью 6 геликоновых ребер толщиной 1 мм. В рассмотренном проекте LWHCR решается задача повышения КВ до приемлемого уровня 0,9-0,96. Вместе с тем, КПД остается на уровне, достигнутом в современных проектах PWR (до 37%). К проблемным вопросам по данному проекту следует отнести:

теплотехническую надежность активной зоны;
обеспечение естественной самозащищенности (отрицательность «пустотного» эффекта реактивности).

Активные зоны PWR и BWR c повышенным КВ

В конце 90-х и в начале этого века японскими исследователями поставлен следующий вопрос: водяные реакторы с уменьшенным замедлением нейтронов являются ли будущим легководных реакторов [7]? Рассмотрены варианты активной зоны реактора PWR с МОХ-топливом с содержанием делящихся изотопов плутония 14-18% , КВ=0,98-1,05 и выгоранием до 55 МВт сут/кг т.а. Тепловая мощность этих реакторов – 2900-3800 МВт, КПД-34%. Максимальная линейная нагрузка твэлов – 32-34 кВт/м. Также как в LWHCR, диаметр твэла- 9,5 мм, материал оболочки – нержавеющая сталь, водо-топливное отношение - 0,53. Эквивалентный радиус активной зоны – 2,3- 2,6 м, а высота – 1,6-2,0 м. Показано, что для указанной зоны обеспечивается отрицательный пустотный эффект реактивности. Таким образом, на основе технологии и параметров теплоносителя PWR при использовании «тесной» решетки с расстоянием между твэлами 1 мм и «плоской» активной зоны (уменьшение высоты при сохранении диаметра) достигается КВ, близкий к 1, а также приемлемое выгорание топлива. Вместе с тем, обеспечение теплотехнической надежности подобных активных зон и соответственно надежности твэлов являются проблемными.

Исследованиями также подтверждена возможность достижения КВ в пределах 1,0…1,1 при использовании технологии корпусных кипящих реакторов BWR с уменьшенным замедлением (reduced-moderation water reactors- RMWR). В этом случае зазор между твэлами составляет 1,3 мм, т.е. больше на 30%, чем при использовании однофазного теплоносителя. Рассмотрены три варианта активных зон: простая конфигурация без зон воспроизводства (КВ=1,03, материал оболочек – циркалой, глубина выгорания – 26 МВт . сут/кг т.а., длительность кампании – 13 месяцев); активная зона с высоким коэффициентом воспроизводства (КВ=1,1, материал оболочек – циркалой, глубина выгорания – 45 МВт . сут/кг т.а., длительность кампании –14 месяцев), активная зона с большим выгоранием и длительностью топливного цикла (КВ=1,01, материал оболочек – нерж. сталь, глубина выгорания – 57 МВт . сут/кг т.а., длительность кампании – 22 месяца). Во всех вариантах обеспечен отрицательный «пустотный» коэффициент реактивности. Среднее содержание делящегося плутония – 7-18%. Следует отметить высокие значения максимальной линейной нагрузки – 40-65 кВт/м.

Для обеспечения внутренней самозащищенности активных зон легководных реакторов рекомендуются [7]:

плоские активные зоны, чтобы увеличить утечку нейтронов при сохранении общего объема зоны (аналогичное решение применяется и в БН-реакторах);
введение аксиальных и/или радиальных зон воспроизводства из обедненного урана, которые позволяют увеличить коэффициент воспроизводства. В частности, в качестве варианта предлагается пятислойная уплощенная активная зона с нижней зоной воспроизводства, нижней активной частью, внутренней зоной воспроизводства , верхней активной частью и верхней зоной воспроизводства. Высота зоны – 1,21 м, а каждая из составляющих частей – по 0,2-0,3 м;
применение полых труб для увеличения аксиальной утечки нейтронов.

Вместе с тем, также как и в случае модернизации зон PWR при реальном увеличении КВ в BWR до требуемого значения 0,8…1,0 КПД остается на уровне 34-35 %.

Следовательно, путем модернизации активных зон PWR и BWR, а именно- применением тесных решеток реально повышение КВ до требуемого целевого показателя. Вариант с модернизацией активной зоны BWR предпочтительнее, так как в этом случае зазор между твэлами выше на 30%, чем в модернизированной зоне PWR. Поэтому несколько проще решить вопрос с дистанционированием твэлов.

Вместе с тем, в этих проектах остается сравнительно низкий КПД установок (на уровне 33-37%). Поэтому в отечественных и зарубежных проработках корпусных водоохлаждаемых реакторов делается попытка не только увеличения КВ, но и увеличения КПД путем применения воды сверхкритических параметров:

ядерный перегрев пара (аналог 1 и 2 блоки БАЭС с реактором канального типа, установка «Патфайндер» корпусного типа) и
использование сверхкритических параметров по давлению и температуре. Конструкция и режимы эксплуатации 1 и 2 блоков БАЭС детально изложены в литературе, например, в [8].

Активная зона установки «Патфайндер» (ядерный перегрев пара)

В опытной корпусной установке «Патфайндер» (тепловая мощность – 200 МВт, Р=3,7 – 4,3 МПа) активная зона состояла из двух частей: кольцевой с подъемным движением теплоносителя с его подогревом до кипения и кипением и центральной с опускным движением и с перегревом пара с параметрами на выходе: температура- 441 о С и давление - 3,7 МПа [8]. Пар указанных параметров направлялся к турбине. Сепаратор-осушитель располагался над активной зоной. В кольцевой зоне применены твэлы контейнерного типа с таблетками из диоксида урана (материал оболочки – циркалой). В центральной части применены ТВС из двух концентрично расположенных трубчатых твэлов. Топливная композиция – частицы диоксида урана в матрице из нержавеющей стали. Материал оболочки – нержавеющая сталь.

Таким образом, имеется опыт ядерного перегрева пара как в канальном, так и в корпусном варианте водоохлаждаемых реакторов.

Основные разработки корпусных реакторов с СКП (российские разработки последних 30 лет)

Достижение как высокого КПД, так и высокого КВ предполагается при использовании паро-водяного охлаждения или воды при сверхкритических параметрах по давлению и температуре (установка ВВЭР-СКД) [9-12].

В таблице 1 приведены основные характеристики корпусных водоохлаждаемых реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя и ядерным перегревом пара (разработки последних 30 лет).

Таблица 1 –Характеристики корпусных реакторов с ядерным перегревом пара

📎📎📎📎📎📎📎📎📎📎