Обоснование повышения технических характеристик реакторов ввэр с использованием нейтронно-физическиХ, теплогидравлических и вероятностных расчетных методов

Вид материала

Содержание

содержание работы
Повышение технико-экономических характеристик

Подобный материал:

1 2 3 4

содержание работы

Во введении описаны задачи эволюционной модернизации АЭС с реакторами ВВЭР и примеры её реализации как основного пути развития коммерческой АЭ в России на ближайшие 20 лет. Задачей НИОКР является достижение разумного баланса между безопасностью и эффективностью. Эволюционная модернизация проектов АЭС с ВВЭР есть крупная научно-техническая проблема, имеющая приоритетное хозяйственное значение, решение которой должно вносить существенный вклад в развитие экономики страны. Её осуществление базируется на ряде важных задач обоснования научно-технических решений.

В первой главе приводятся исходные предпосылки и обсуждение текущего состояния. Рассматривается предыстория и основные положения, описывается ситуация с АЭ в мире и в России от Чернобыльской аварии (типа RIA в реакторе РБМК) до наших дней. Обсуждается необходимость модернизации РУ с ВВЭР, сравнения с показателями зарубежных PWR, повышения мощности, безопасности и экономичности, повышения уровня расчётов и измерений, усовершенствования методологии безопасности. Акцентировано различие между вероятностными (стохастическими) расчётными методами и традиционным ВАБ (вероятностный анализ безопасности как всесторонний, структурированный подход к определению сценариев отказов, представляющий собой средство для численных оценок риска). Констатируется существенная роль субъективизма (user-эффект), экспертной квалификация и синергизма знаний в методологии пространственных эффектов. Обсуждаются Российские и международные НТД. Описаны иерархия и статус документов МАГАТЭ по безопасности, организации NEA (OECD), роль зарубежных нормативных документов EUR, гайда 1.70, NUREG, CFR, URD. Представлена позиция соискателя по пониманию, трактовке, корректировке и разработке новых Российских НТД. Обсуждаются, комментируются и сравниваются топливные критерии безопасности ВВЭР и PWR. Описана общая ситуация в мире по реактивностным авариям (RIA), их особенности, выявленные в экспериментах, проектные и запроектные режимы. RIA является режимом с нежелательным увеличением интенсивности реакции деления и мощности. Это может повредить твэлы или активную зону, а в более тяжёлых случаях привести к разрушению реактора. В существующих реакторах PWR, ВВЭР и BWR^⁸, которые являются наиболее распространёнными типами энергетических реакторов, защита от RIA обеспечивается инженерными системами безопасности и внутренне присущими обратными связями. Никакие значимые аварии типа RIA до сих пор не происходили в энергетических реакторах типа PWR, ВВЭР и BWR. Чернобыльская авария явилась напоминанием ядерному сообществу о деструктивном потенциале режимов RIA и побудило к исследованиям в этой области.

Повышение технико-экономических характеристик – постоянный процесс для реакторов PWR и ВВЭР:

- от дискретных стержней выгорающего поглотителя (СВП) на интегрированный с топливом выгорающий поглотитель (твэги);

- циркониевые элементы дистанционирующих решёток (ДР) и направляющих каналов (НК) в ТВС;

- внедрение перемешивающих решёток (ПР) в ТВС для интенсификации перемешивания теплоносителя в активной зоне;

-

увеличенный срок службы стержней СУЗ с (n-γ) поглотителем, вместо бора (n-α);

- внедрение уплотнённого хранения топлива в бассейне выдержки на АЭС;

- автоматическое регулирование аксиального оффсета (АО) ±5%;

- режим маневрирования мощностью;

- регулирование мощности с использованием температурного эффекта реактивности;

- использование ОР с половинной длиной поглотителя для регулирования и подавления ксеноновых колебаний и последующий перевод их на полную длину поглотителя;

- регулирование мощности с использованием "серых" поглощающих элементов;

- перекрытие 50% или "плавающее" значение перекрытия соседних групп ОР СУЗ и повышенное положение регулирующей группы ОР СУЗ;

- с 2-х на 4-х и 5-годичные кампании топлива;

Рис. 2 - КИУМ за период 2000-2008 гг. (Данные БЛКАЭС)

- малоутечечные компоновки топлива в активной зоне, in-in..-out;

- аксиальные бланкеты в активной зоне;

- высокая топливозаполненность (ураноёмкость) активной зоны;

- пониженные технологические допуски при производстве твэлов и ТВС;

- работа на выбеге реактивности в конце кампании реактора;

- гибкость топливного цикла и длинные кампании реактора – от 12 до 18-24 мес.;

- повышение КИУМ (рис. 1, 2) и форсирование мощности (Measurements Uncertainty Recapture MUR - до 2%, Stretch Power Uprate SPU - до 7%, Extended Power Uprate EPU - до 20%);

- повышение параметров теплоносителя со значительным паросодержанием на выходе из активной зоны (высокотемпературные PWR);

- реализация PWR типа AP-1000 с пассивными системами безопасности^⁹, которая может быть поворотным моментом в стратегии АЭ;

- эволюция методологии обоснования безопасности от консервативной к Best Estimate (BE) методологии и реалистическим (BE) кодам, вероятностный анализ, метод BEPU, моделирование пространственных эффектов в связанности НФ+ТГ+ГД, применение CFD (DNS) кодов, гармонизация детерминистического анализа безопасности (ДАБ) и ВАБ, риск-информативный подход к принятию решений по оптимальному балансу безопасности и экономики в проектах РУ и оптимизации НТД для АЭ.

П

риведен обзор состояния по современным Российским и зарубежным нейтронно-физическим и теплогидравли-ческим кодам, имеющим отношение к теме диссертации, их типам, методическим аспектам, взаимосвязям, ограничениям, а также видение автора и предложения по перспективам их развития и усовершенствования.

Вышеописанные задачи модернизации ВВЭР (НФ и ТГ) решались и решаются в России рядом организаций с использованием различных кодов и методов. Это, прежде всего РНЦ «Курчатовский институт» с такими кодами как КАСКАД, БИПР-8КН, ТИГР-1, НОСТРА, ATHLET, MCU, САПФИР-2006, CONSUL, UNK, BARS и т.д., ОКБ "Гидропресс" с такими кодами как САПФИР-RC, КАСКАД, КОРСАР/ГП, ТРАП-КС, ДКМ, MCU, MCNP, CFX, и т.д. Имеются и другие коды, пригодные для решения данных задач: ПРОСТОР (ЭНИКО ТСО), РАДУГА, ДЕСНА (НТЦ Ростехнадзор), комплекс кодов ГНЦ ФЭИ.

В диссертационной работе решены конкретные задачи по расширенной верификации и обоснованию применимости кода КОРСАР/ГП в методически проблемной области при исследовании локальной критичности, а также применение кода САПФИР_95 для упрощённого моделирования реакторной задачи с перегрузками топлива для оценки повышения эффективности топливоиспользования в ВВЭР при внедрении метода спектрального регулирования.

Во второй главе представлена достаточно обширная информация, полученная непосредственно соискателем (или с его участием) в период работы в области стационарных НФ-расчётов. В нейтронной физике реакторов ВВЭР необходимо отметить базовую и выдающуюся роль коллектива сотрудников РНЦ (ныне НИЦ) «Курчатовский институт» - Научного руководителя проектов РУ с ВВЭР, в области разработки расчётных кодов и методов, идеологии топливных циклов и др. аспектах. Без сотрудничества с ними, а также с коллегами из НИТИ им. А.П.Александрова и опоры на результаты их работы, невозможно было бы создание многих проектных и научных работ соискателя.

Кандидатская диссертация автора, которая была посвящена более узким – нейтронно-физическим аспектам решаемой проблемы, является начальным этапом настоящей диссертации, составляя её базу в ряду с другими публикациями. В ней проведен анализ источников неравномерностей энерговыделения – они определяются конструктивным обеспечением требуемых полезных функций ТВС, уровнем технологии при изготовлении топлива и другими факторами.

Сформулированы основные направления модернизации, большая часть из которых затем осуществлялись вплоть до настоящего времени. Совместными усилиями организаций РНЦ КИ, ВНИИАЭС и ОКБ ГП с участием соискателя, на основе анализа Западного опыта (в том числе в рамках проекта TACIS-93), выполнены нейтронно-физические расчёты и сформулированы рекомендации, направленные на улучшение показателей безопасности и экономичности реактора ВВЭР-1000. Это касается увеличения запаса подкритичности остановленного реактора, уменьшения флюенса нейтронов на корпус реактора, совершенствования управления реактивностью в ходе переходных процессов на ксеноне и повышения эффективности топливоиспользования. Рекомендации затем выполнялись вплоть до настоящего времени. Были предложены также рекомендации по совершенствованию нормативной документации в аспекте устранения избыточного консерватизма, тормозящего внедрение полезных новаций.

Соискателем проведен сравнительный анализ ТВС Российских реакторов ВВЭР и зарубежных PWR. Изначально выбранная в середине прошлого века, шестиугольная геометрия Российских ТВС ВВЭР имеет ряд базовых преимуществ перед квадратной геометрией зарубежных ТВС PWR.

Приведен обзор состояния с искривлением ТВС ВВЭР-1000 (возникшего в 90-х годах) и PWR. Затем, в течение нескольких лет, в результате выполнения (ОКБ "Гидропресс" и другими организациями) специальных мероприятий по оптимизации нагрузок и модернизации конструкции ТВС, их прогибы и зазоры были уменьшены до приемлемых величин. В то же время, перспективное повышение длины ТВС, глубины выгорания и времени работы в активной зоне и сейчас остаются факторами, способствующими увеличению прогибов. Впервые была решена задача оценки возмущения энерговыделения в условиях сверхпроектных искривлений ТВС. Разработана методика вероятностного анализа влияния возмущений и неопределенностей в активной зоне на энерговыделение твэлов (рис. 3), использующая комплекс программ: проектные (БИПР-ПЕРМАК), прецизионную (Монте-Карло MCU) и специально разработанные соискателем вероятностные коды (МЕХ и ЗАЗОР). Выполнены расчёты, показавшие, что фактические возмущения водяных зазоров между ТВС оказывают ограниченное влияние, поддающееся эффективной компенсации. Сделан вывод, что возмущения зазоров не являются непреодолимым препятствием для усовершенствования топливных циклов и компоновок топлива, а также для эксплуатации действующих АЭС с ВВЭР-1000. Полученный вероятностным методом коэффициент повышения мощности твэлов, вследствие искривления ТВС, имеет меньшее значение, в отличие от сверхконсервативного детерминированного способа "максимальные зазоры возле наиболее энергонапряженного твэла". Это позволило обосновать безопасность для активной зоны с большими возмущениями на этапе преодоления искривления ТВС в конце 90-х годов. Был также предложен подход для разработки усовершенствованных схем профилирования, при которых повышаются теплотехнические запасы безопасности. Их актуальность возрастает ныне в связи с повышением мощности и безопасности действующих и проектируемых РУ с ВВЭР. Было исследовано влияние технологических отклонений на энерговыделение (шага твэлов, высоты твэлов, аксиальных зазоров между таблетками и т.п.), разработана теплофизическая программа ТВЭЛ-2D и оценены аксиальные растечки тепла в твэлах с обычным оксидным и МОХ топливом. Доказана целесообразность снижения технологических допусков, повышения топливозаполненности ТВС, снижения величины межкассетных зазоров. Показано, что повышение уровней по определяющим аспектам (технологии изготовления таблеток, твэлов и кассет, величине различных технологических допусков, эксплуатационному мониторингу и расчётн

ому моделированию) позволит снизить инженерные запасы на неопределённости различной природы и повысить локальную плотность мощности (уменьшить утечку нейтронов) или увеличить мощность активной зоны ВВЭР-1000 на 10-15% N_ном, т.е. даст существенный выигрыш без ухудшения безопасности.

Соискатель выполнил нейтронно-физические расчёты и оценил выгоды в топливоиспользовании от радиального и аксиального профилирования обогащения топлива и от увеличения заполненности топливом активной зоны, оценил преимущества более равномерной расстановки твэлов в активной зоне, оценил влияние ряда технологических параметров топлива (центральное отверстие в таблетке, толщина оболочки, содержание гафния в оболочке) на топливоиспользование, провёл сравнительный анализ шестиугольной (ВВЭР) и квадратной (PWR) геометрий ТВС. Проанализирована тенденция форсирования мощности зарубежных PWR (рис. 1), предложены и обсуждены способы существенного повышения мощности (до 110 % N_номи выше) и эффективности топливоиспользования в ВВЭР-1000. Эти работы в большой степени проводились совместно с коллегами из РНЦ «Курчатовский институт» (А.М.Павловичев, Л.К.Шишков и др.) и в настоящее время эти мероприятия внедрены или внедряются в ВВЭР.

Соискатель обосновал целесообразность снижения первоначального избыточного количества органов регулирования для ВВЭР-1500 со 187 до 118 шт. (с раздвиганием поглощающих стерженьков), принятого затем в проекте. В 1998-2000 гг. соискатель выполнил тестовые расчёты по прецизионному коду MCU для верификации инженерного кода БИПР-7 по моделированию аксиальных бланкетов и разновысотного топлива в активной зоне. Был продемонстрирован консерватизм российских НТД в сравнении с зарубежными относительно температурного коэффициента реактивности (ТКР) и эффективности АЗ.

В 90-х годах внимание эксплуатирующих и конструкторских организаций было акцентировано на неблагоприятном пике энерговыделения вблизи стыковочного узла автоматических регулирующих кассет (АРК) ВВЭР-440, снижающем запасы по безопасности и препятствующем внедрению полезных новаций (форсирование мощности, маневренный режим). В составе рабочей группы специалистов ВНИИНМ, РНЦ КИ, ОКБ ГП и др., соискателем был выбран метод и алгоритм расчётного анализа и впервые проведены расчетные исследования двух основных конкурирующих конструктивных вариантов устранения данного пика. Сделан аргументированный вывод в пользу более оптимального варианта с гафниевыми пластинами (рис. 4). Соискатель выполнил расчётное обоснование по нейтронной физике, по кодам WIMS/D4 (с помощью А.И.Попыкина) и MCU, которое, вместе с расчётами П.А.Болобова по ПЕРМАК-3D, легли в основу патента РФ на изобретение. Начиная с 2000 года, по результатам данных расчётов, конструкторских работ ОКБ "Гидропресс" и ВНИИНМ, а также экспериментальных работ РНЦ КИ (Ю.А.Крайнов), было подготовлено производство, изготовлены опытные образцы ТВС, которые прошли успешную опытную эксплуатацию. Усовершенствованная конструкция составных кассет защищена патентом РФ № 2166214 (11 авторов из разных организаций) в 2001 г. и внедрена в промышленное производство. В настоящее время в кассетах АРК для всех ВВЭР-440 используется это изобретение. Данная модернизация ТВС повысила безопасность и способствовала форсированию мощности РУ с ВВЭР-440, что принесло большой экономический эффект. В последние годы произведено повышение мощности на зарубежных РУ с ВВЭР-440/213 в Финляндии (АЭС Ловииза) и Венгрии (АЭС Пакш). Форсирование мощности на 9 % на АЭС Ловииза даёт ежегодный дополнительный доход в размере 10-15 млн. Евро/(год·блок) на продаже дополнительной электроэнергии (по информации с сайта финской кампании FORTUM). Форсирование мощности до 7%, а затем и до 9% предполагается осуществить в краткосрочной перспективе на большинстве или на всех 18-ти Российских и зарубежных энергоблоках с ВВЭР-440/213.

Всего с участием соискателя получено три патента на изобретения, относящихся к модернизации ТВС ВВЭР. Более равномерная расстановка твэлов и направляющих каналов, а также повышение количества поглощающих элементов в пучке ТВС были приняты в качестве основного варианта в проекте реактора ВВЭР-1500, что повышает показатели безопасности и экономичности. Аналогичная ТВС с 24 НК рассматривается как вариант для нового проекта РУ с ВВЭР-600.

По патенту РФ №2003116108 от 30.05.2003 соискателем выполнены нейтронно-физические расчёты для выявления преимуществ предлагаемого решения. В 2010 г. изготовлены 12 рабочих кассет третьего поколения ВВЭР-440 с каркасом из уголков и труб (что подпадает под действие изобретения) и установлены на опытную эксплуатацию на энергоблоке Кольской АЭС.

По патенту РФ № 2219600 от 20.12.2003 соискателем предложена (в соавтор-

стве) и обоснована концепция комбинированного – радиально-аксиального локального профилирования, состоящая в снижении обогащения топлива только в тех областях активной зоны - «горячих пятнах», где реализуются минимальные теплотехнические запасы. Актуальность усовершенствованных схем профилирования возрастает в связи с повышением безопасности и форсированием мощности РУ с ВВЭР.

Соискателем впервые исследованы изменения локальных энерговыделений в ВВЭР при перемещении ОР СУЗ. Предложен и обоснован комбинированный алгоритм минимизации водообмена и подавления ксеноновых колебаний, позволяющий продлить режим маневрирования мощностью практически до конца кампании реактора. Актуальность его внедрения определяется потребностью маневрирования мощностью АЭС, работающих пока в базовом режиме.

С

оискателем предложен способ вероятностного моделирования детализированных распределений мощности в активной зоне ВВЭР для анализов безопасности. Соискателем (в соавторстве) описана идеология детерминистического и вероятностного подхода и даны предложения по совершенствованию Российских топливных критериев. Возможно моделирование распределений мощности по твэлам и твэлов по мощности с учётом неопределённостей (рис. 3). Выполнены нейтронно-физические расчёты по разработанным кодам и получена информация, необходимая для снятия избыточного консерватизма.

Внедрение ячеечной теплогидравлики с поперечными связями, вместо моделирования изолированного «горячего канала», является, по мнению соискателя, наиболее актуальным и эффективным в настоящее время для решения общей задачи. В этом направлении наиболее продвинулись Л.Л.Кобзарь, М.П. Лизоркин, С.А.Крюков (коды SC1 и ТИГР-1), А.Н.Чуркин (код ТЕМПА 1Ф), Ю.В. Юдов (модуль DINUS). Для преодоления сложности моделирования перемешивания двухфазной среды следует более широко использовать возможности кодов типа CFD и их верификацию по экспериментальным данным (Н.А.Прибатурин).

Соискателем проанализирована проблема обоснования ядерной безопасности при транспортировке и хранении свежего и отработавшего ядерного топлива в свете требований новых Правил ядерной безопасности. Использовался новый подход к ее решению при модернизации топлива, сопровождающейся повышением его размножающих свойств. Подвергнуты анализу возможные технические мероприятия для удовлетворения критерия подкритичности, в частности, концепция подкритического свежего топлива (разработанная соискателем в соавторстве). Обоснована малая вероятность образования критмассы при случайном выпадении кассет из контейнера. Проанализированы особенности расчета коэффициента размножения топлива в бассейне выдержки сложной геометрии и материального состава (рис. 5). Сделан вывод о том, что решения о необходимости или целесообразности дорогостоящей замены или модернизации систем транспортировки и хранения усовершенствованного ядерного топлива не должны приниматься на основе только лишь демонстрации возможности достижения критичности без учёта вероятности реализации опасного состояния. Такие решения следует принимать с использованием риск-информативного подхода, т.е. оценки безопасности, выполняемой в соответствии с общепринятой идеологией, вероятностями повреждения топлива и аварийного выброса при реализации запроектных аварий с выходом в надкритическое состояние. На основе этой методологии соискателем выполнен ряд проектных обоснований ядерной безопасности при транспортировке и хранении топлива для различных АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, одобренных российскими и зарубежными лицензирующими органами.

Автором были проведены прецизионные расчёты К_eff для различных конфигураций ТВС методом Монте-Карло по коду MCU, разработанному РНЦ КИ. Из этих расчётов были получены минимальные количества свежих ТВС, расположенных в холодной воде без бора в компактной конфигурации, достаточные для возникновения СЦР (К_eff > 1). В зависимости от обогащения ТВС по ²³⁵U эти количества составляют:

- 1,6% без СВП - 5 шт., К_eff (4 ТВС) = 0,975; К_eff (5 ТВС) > 1,0;.

- 2,4% без СВП - 3 шт., К_eff(4 ТВС) = 1,09; К_eff (3 ТВС) = 1,038;

- 3,62% без СВП - 2 шт., К_eff (2 ТВС) лежит в диапазоне (0,98 – 1,01);

- 3,53% с УГТ - 3 шт., К_eff (3 ТВС) > 1,0; К_eff (2 ТВС) < 0,97;

- 3,9% с УГТ - 3 шт., К_eff (2 ТВС) = 0,983; К_eff (3 ТВС) > 1,0;

- 4,4% без УГТ - 2 шт., К_eff (2 ТВС) = 1,034.

Эта информация важна для оценки безопасности при хранении и транспор-

тировке топлива вне реактора, а также и внутри реактора, например при анализе режима с пробкой чистого конденсата (ЧК).

Техническая выгода усовершенствованного обоснования в том, что за счёт улучшения расчётной методики (Монте-Карло) и использования современной идеологии безопасности была снижена неопределённость в запасе по безопасности при расчётах Кэфф. Экономическая выгода в том, что не потребовалось дорогостоящей модернизации систем транспортировки и хранения свежего и выгоревшего топлива, спроектированных изначально для топлива с существенно меньшими размножающими свойствами. Ныне ЯБ при хранении и транспортировке топлива ВВЭР обосновывается РНЦ КИ по более продвинутым кодам, которые позволяют моделировать реальные большие системы – САПФИР-2006 (А.И.Осадчий и др.) и MCU, а также ОКБ ГП по коду MCNP, с последующим одобрением ГНЦ ФЭИ (В.С.Внуков) и лицензированием Ростехнадзором.

К настоящему времени учтены и внедрены многие положения, обоснованные в кандидатской диссертации и в сопутствующих ей работах соискателя^¹⁰. Так, в ВВЭР увеличивается топливозаполненность ТВС за счёт увеличения длины топливной части, уменьшения или устранения центрального отверстия в таблетке и увеличения диаметра таблетки. Произведено максимально возможное повышение размера ТВС под ключ и шага твэлов, устраняющее повышенное межкассетное поглощение нейтронов (особенно актуальное для ВВЭР-440). Промышленность освоила аксиальное профилирование обогащения ТВС ВВЭР. Начинается процесс внедрения Российского производителя на рынок ТВС PWR квадратного сечения^¹¹.

В третьей главе проанализирована эволюция методологии от консервативных и детерминистических подходов к реалистическим, вероятностным и риск-информативным (табл. 1 и рис. 6). Целевая оптимизационная проблема может быть выражена как квантификация запасов по безопасности, что связано с квантификацией и выбором необходимой степени консерватизма анализов. Это позволит обеспечить более высокую гибкость при принятии решений по модернизациям, таким как форсирование мощности и т.п., не выходя за установленные регуляторные пределы и критерии по безопасности. В процессе решения этой проблемы решён ряд важных задач. Сформулированы предложения по смежным подзадачам (усовершенствование мониторинга энерговыделения и измерений на действующих энергоблоках, улучшение понимания, трактовке, корректировке отдельных положений Российских НТД по топливным критериям безопасности).

Усовершенствована методология пространственных эффектов с ориентацией на реалистические расчётные коды с практической реализацией концепции "разумного" консерватизма при проведении анализов безопасности. Применение лучших моделей и методов позволяет уменьшить неопределённости и повысить запасы по безопасности. Вместо сверхконсерватизма предельных оценок точечной кинетики, следует использовать "разумный" консерватизм ключевых сценариев.

Таблица 1 – Условные стадии (опции) детерминистического анализа безопасности (эволюция и общие тенденции развития, по данным МАГАТЭ)

Стадия (опции)	Методология	Расчётный код	Работоспособность систем	Исходные данные
1	Консервативная	Консервативный	Детерминистическая	Консервативные
2	Комбинированная	Реалистический (BE)	Детерминистическая	Консервативные
3	Реалистическая (BE)	Реалистический BE + U	Детерминистическая	Реалистические* + U
4	Риск-информативная	Реалистический BE + U	На основе ВАБ	Реалистические* + U

Blog

Обоснование повышения технических характеристик реакторов ввэр с использованием нейтронно-физическиХ, теплогидравлических и вероятностных расчетных методов

Содержание

содержание работы