RU2743211C1 - Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора - Google Patents

Abstract

Изобретение относится к области к обеспечению работы ядерного канального реактора в течение всего регламентируемого срока эксплуатации без остановки реактора на перегрузку выгоревшего ядерного топлива (тепловыделяющих сборок - ТВС) в технологических каналах. Способ включает формирование активной зоны ректора для вывода реактора на планируемый энергетический уровень мощности посредством загрузки в реактор ТВС и стержней системы управления и защиты (СУЗ) при осуществлении контроля качества формирования загрузки активной зоны реактора и соблюдения требований ядерной безопасности, а также текущего состояния реактора, и поддержание нейтронно-физических характеристик и технологических параметров реактора в установленных пределах посредством перегрузки без остановки реактора выгоревших ТВС и перемещения стержней СУЗ. Определяют глубину выгорания ядерного топлива в каждой ТВС реактора, формируют список ТВС - кандидатов на перегрузку, выбирая ТВС с максимальным выгоранием, устанавливают очередность их перегрузки, моделируют работу реактора с учетом планируемых перегрузок. При определении очередности перегрузки ТВС моделируют расхоложенное разотравленное подкритическое состояние реактора с погружением всех стержней СУЗ, кроме стержней аварийной защиты в активную зону, определяют путем расчета в этом состоянии реактора распределение мощности в активной зоне и мощности всех тепловыделяющих сборок, из сформированного списка выбирают ТВС с минимальной мощностью и осуществляют ее замену, а затем моделируют рабочее состояние реактора, при котором положение стержней соответствует их положению в критическом состоянии на мощности, а также по необходимости производят компенсацию неравномерностей энерговыделения. Последующие замены ТВС осуществляют аналогичным образом. Техническим результатом является повышение эффективности использования топлива. 7 ил.

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к обеспечению работы ядерного канального реактора в течение всего регламентируемого срока эксплуатации без остановки реактора на перегрузку выгоревшего ядерного топлива (тепловыделяющих сборок - ТВС) в технологических каналах (ТК).

Известен способ осуществления топливного цикла канального реактора, при котором на место выгоревших тепловыделяющих сборок кроме свежих ставят также выгоревшие сборки, но с меньшей глубиной выгорания (топливо повторного использования) [Еперин А.П., Рябов В.И., Варовин И.А. и др. Перегрузка топлива на реакторах Ленинградской АЭС. Атомная энергия, 1985, т. 58, вып. 4, с. 219-220]. Дожигание топлива повторного использования в реакторе позволяет получить некоторую экономию свежего топлива, однако при этом остается проблема обеспечения безопасности реактора путем поддержания величины парового коэффициента реактивности в установленных пределах, для чего в активной зоне сохраняются дополнительные поглотители.

Известен способ осуществления топливного цикла канального реактора, при котором в процессе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, предусматривающем выполнение операций на реакторе по загрузке, выгрузке, программным перестановкам тепловыделяющих сборок и извлечению дополнительных поглотителей нейтронов из технологических каналов выделенных зон активной зоны реактора, а также установки вместо отработавших тепловыделяющих сборок, сборки - содержащие топливо с распределенным в нем поглотителем нейтронов, а вместо дополнительных поглотителей устанавливают частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, подлежащие программной перестановке [Патент РФ 2117341, приоритет от 29.05.1997]. Кроме того, в технологические каналы, предназначенные для дополнительных поглотителей нейтронов, устанавливают частично выгоревшие тепловыделяющие сборки. Недостатком данного способа является невозможность достижения максимальной величины выгорания при наличии части стержней системы управления и защиты (СУЗ), полностью введенных в активную зону. Извлечь стержни СУЗ при данном способе тоже не представляется возможным с точки зрения безопасности - резко возрастает эффект обезвоживания контура охлаждения СУЗ и с некоторой задержкой по времени увеличивается паровой эффект реактивности.

Известен способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора формированием активной зоны загрузкой тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов в процессе программных перестановок и извлечений тепловыделяющих сборок, программных перемещений стержней системы управления и защиты и замены дополнительных поглотителей на частично выгоревшие тепловыделяющие сборки [Патент РФ 2046406, приоритет от 29.10.1992]. В процессе работы реактора после выгрузки всех дополнительных поглотителей часть полностью погруженных стержней системы управления и защиты заменяют на стержни кластерной конструкции, а в качестве топлива с распределенным поглотителем нейтронов используют уран-эрбиевое топливо начального обогащения по U235 на 0,2÷0,5% выше начального обогащения уран-эрбиевого топлива, загруженного до извлечения стержней системы управления и защиты. Использование изобретения, по мнению авторов, приводит к повышению глубины выгорания топлива, к снижению расхода топливных сборок и тем самым затрат на их приобретение и транспортировку, хранение отработавшего топлива, его переработку и захоронение. Все это приводит к повышению экономичности топливного цикла на 5-15%.

Данные решения направлены на повышение эффективности работы реактора посредством более эффективного расходования топлива и повышения эксплуатационной надежности атомной электростанции (АЭС) посредством увеличения глубины выгорания топлива и снижения расхода тепловыделяющих топливных сборок, однако, при этом не решается более общая задача, а именно, повышения эффективности работы ядерного канального реактора за счет обеспечения равномерности поля энерговыделения во всей активной зоне реактора.

Наиболее близким аналогом к заявленному способу, выбранным в качестве прототипа, является способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, известный из [«Планирование перегрузок на атомных станциях с реакторами РБМК - 1000. Методика». МТ 1.1.4.02.1672-2019, введена в действие с 10.03.2020]. Согласно Методики, для осуществления топливного цикла ядерного канального реактора с поддержанием регламентируемого энергетического уровня мощности и обеспечения эксплуатационных пределов нейтронно-физических характеристик (НФХ) и технологических параметров при эффективном использовании топлива в течение нормативного срока эксплуатации необходимо обеспечить замену выгоревших ТВС на «свежие» (необлученные) непрерывно без остановки реактора (на ходу) при работе на мощности. Для перегрузки выбираются ТВС, достигшие на момент перегрузки наибольшего выгорания, допускаемого Техническими условиями на ТВС [ТВС с уран-эрбиевым топливом РБМК-1000. Технические условия. 865.00.000 ТУ. ТУ 95 2708-97.5].

При этом учитываются ограничения, предусмотренные технологическим регламентом эксплуатации блока АЭС, основными из которых являются ограничения, накладываемые на: коэффициент запаса до кризиса теплообмена в ТК, максимальную линейную тепловую нагрузку на твэл, максимальную тепловую мощность топливного ТВС, оперативный запас реактивности, подкритичность реактора, максимальную температуру графитовой кладки, глубину выгорания выгружаемого топлива.

Также необходимо компенсировать неравномерности энерговыделения в ТВС, возникающие при ее замене, что обеспечивается посредством перемещения стрежней СУЗ. Для выполнения указанных требований на основе информации, получаемой от системы автоматизированного контроля реактора, определяют глубину выгорания ядерного топлива в каждой тепловыделяющей сборке (ТВС) реактора, а затем на основе указанной информации и с учетом технологических ограничений формируют список ТВС - кандидатов на перегрузку, выбирая ТВС с максимальным выгоранием. После чего устанавливают очередность их перегрузки, исходя из условия поддержания заданного профиля распределения энерговыделения (РЭ) по радиусу реактора при его работе на мощности. Утверждается, что поддержание регламентированного распределения энерговыделения (РЭ) обеспечивает поддержание значений нейтронно-физических характеристик (НФХ) и технологических параметров (ТП) в установленных диапазонах. Регламентированное РЭ формируется на основе профиля Q03 (Фиг 1.) В Методике [МТ 1.1.4.02.1672-2019, сноска 1, стр. 7)], указано, что при использовании информационно-измерительной системы (ИИС) «Скала-микро» регламентированное РЭ представлено в свернутом виде - одномерной функцией зависимости среднего энерговыделения в кольцевых зонах реактора от радиуса. Такая функция называется регламентированным профилем РЭ (Q03) и в дальнейшем используется в качестве уставки для компенсации неравномерности энерговыделения при перегрузках ТВС с помощью перемещения стержней СУЗ. После установления очередность перегрузки ТВС моделируют работу реактора с учетом планируемых перегрузок и осуществляют проверку планируемых действий на основе сравнения расчетных параметров состояний реактора с данными модели и расчетными ограничениями, после чего производят перегрузку ТВС.

В данном способе, по сравнению с предыдущими аналогами, предусмотрены меры по обеспечению равномерности поля энерговыделения во всей активной зоне реактора.

Однако, профиль Q03, на котором строится алгоритм перегрузок, задается в виде одномерной зависимости средней мощности ТВС по радиусу активной зоны с уровнем дискретности, равным шагу решетки ТК, т.е. 25 см. Профиль Q03 получен путем усреднения мощности ТК по кольцевым слоям толщиной 25 см и нормирован на среднее значение мощности по активной зоне. При этом число ТК в каждом кольцевом слое различно.

На Фиг. 2 приведен график зависимости числа ТК в кольцевых слоях по радиусу активной зоны. Из Фиг. 2 видно, что зависимость числа ТК в кольцевых слоях имеет линейный характер, за исключением двух «последних» слоев. Таким образом, «вклад» периферийных слоев в усредненный профиль РЭ будет в 3-4 раза выше по сравнению со слоями центральной и средней области активной зоны.

На Фиг. 3 для примера приведена зависимость мощности ТК по радиусу активной зоны, рассчитанная для работающего на номинальной мощности третьего блока Курской АЭС по состоянию от 15.02.2020. Расчеты проведены по коду BARS [Малофеев В.М. Метод трехмерного моделирования выгорания и ксенонового переходного процесса в гетерогенном реакторе с учетом теплогидравлики (программа BARS): Препринт ИТЭФ-111, 1991], радиальный коэффициент неравномерности Кг составил 1,40.

Кривая 1 на Фиг. 3 - это регламентированный профиль Q03 в способе -прототипе; серыми точками показаны мощности всех ТВС в активной зоне реактора, а кривая 2 получена путем усреднения расчетных значений фактических мощностей ТВС по кольцевым слоям активной зоны для текущего состояния реактора (рассчитанный по коду BARS профиль). Как следует из Фиг. 3, усредненное РЭ в области «плато» согласуется с профилем Q03 в пределах 1,05±0,05, что свидетельствует о выполнения критерия, описанного в Методике МТ 1.1.4.02.1672-2019. Однако, разброс энерговыделения по отдельным ТВС довольно значительный. В области «плато» РЭ отдельных ТВС варьируется в пределах от 0,7 до 1,4.

На Фиг. 4 показано распределение мощности ТВС по двум произвольно выбранным взаимно перпендикулярным направлениям (по оси X и по оси Y).

Из фиг. 4 видно, что РЭ вдоль каждого из направлений имеет вид ломаной линии с характерным разбросом амплитуды мощности 0,5-0,6. Очевидно, что эффект более-менее «выровненного» профиля энерговыделения (кривая 2 на Фиг. 3) достигается исключительно за счет эффекта перекомпенсанции мощности ТВС в азимутальном направлении за счет перемещения стержней СУЗ. Фактически по уставкам на основе профиля Q03 проводится «подгонка» РЭ по кольцевым слоям, при этом, очевидно, что азимутальное распределение энерговыделения в конкретном слое будет обладать значительной неравномерностью. Таким образом, вполне «хорошее» согласие усредненного РЭ с профилем Q03 не дает представления о том, как распределены мощности отдельных ТВС по радиусу активной зоны. Величина коэффициента радиальной неравномерности (Кг) дает лишь верхнюю границу разброса мощностей ТВС.

Рассмотрим теперь холодное разотравленное подкритическое состояние с погруженными стержнями СУЗ. На Фиг. 5 приведена зависимость мощности ТВС по радиусу активной зоны, рассчитанная по коду BARS. Как видно из Фиг. 5, в области «плато» профиля Q03 (кривая 5) усредненное РЭ (кривая 6) имеет провал в центральной области и всплеск в периферийной части активной зоны. Что касается мощности отдельных ТВС (серые точки на Фиг. 5), то здесь наблюдается настолько большой разброс значений, что процедура усреднения по кольцевым слоям выглядит бессмысленной. Этот многократный разброс значений мощности ТВС в холодном подкритическом состоянии обусловлен значительной неравномерностью поля энерговыделения, которая имеет форму азимутального перекоса (см. Фиг. 7, слева).

Таким образом, предложенная в Методике МТ 1.1.4.02.1672-2019 стратегия перегрузок, базирующаяся на поддержании заданного профиля РЭ по радиусу реактора при его работе на мощности, являясь многофакторной оптимизационной задачей, не гарантирует, тем не менее, выполнение условий эксплуатации в части:

- формирования загрузки активной зоны с равномерным распределением физических свойств;

- равномерного распределения по активной зоне оперативного запаса реактивности в рабочем состоянии;

- равномерного распределения поля энерговыделения в холодном подкритическом состоянии;

- в равномерном распределении по активной зоне температуры графитовой кладки;

- оптимального топливоиспользования.

Технической задачей, решаемой в изобретении, является повышение эффективности работы ядерного канального реактора за счет обеспечения равномерности поля энерговыделения во всей активной зоне реактора и повышения эксплуатационной безопасности.

Техническим результатом в заявленном изобретении является повышение эффективности работы ядерного канального реактора, а именно: повышение эффективности топливоиспользования.

Поставленная задача решается тем, что в известном способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, включающем формирование активной зоны ректора для вывода реактора на планируемый энергетический уровень мощности посредством загрузки в реактор тепловыделяющих сборок и стержней системы управления и защиты при осуществлении соблюдения требований ядерной безопасности и контроля качества формирования загрузки активной зоны реактора, текущего состояния реактора, и поддержания нейтронно-физических характеристик и технологических параметров реактора в установленных пределах посредством перегрузки без остановки реактора выгоревших тепловыделяющих сборок и перемещения стержней системы управления и защиты, при этом на основе информации, получаемой от системы автоматизированного контроля реактора, определяют глубину выгорания ядерного топлива в каждой тепловыделяющей сборке (ТВС) реактора, а затем на основе указанной информации и с учетом технологических ограничений формируют список ТВС - кандидатов на перегрузку, выбирая ТВС с максимальным выгоранием, после чего определяют очередность их перегрузки, моделируют работу реактора с учетом планируемых перегрузок и осуществляют проверку планируемых действий на основе сравнения расчетных параметров состояний реактора с данными модели и расчетными ограничениями, после чего производят перегрузку тепловыделяющих сборок, новым является то, что при определении очередности перегрузки тепловыделяющих сборок моделируют расхоложенное разотравленное подкритическое состояние реактора с погружением всех стержней системы управления и защиты, кроме стержней аварийной защиты в активную зону, и определяют путем расчета в этом состоянии реактора распределение мощности в активной зоне и мощности всех тепловыделяющих сборок, после чего из сформированного списка выбирают тепловыделяющую сборку с минимальной мощностью и осуществляют ее замену, а затем моделируют рабочее состояние реактора, при котором положение стержней соответствует их положению в критическом состоянии на мощности, а также, по необходимости, производят компенсацию неравномерностей энерговыделения при перегрузках тепловыделяющих сборок посредством перемещения стержней системы управления и защиты при поддержании коэффициентов неравномерности поля, после чего все последующие замены тепловыделяющих сборок осуществляют аналогичным образом.

Сущность настоящего изобретения иллюстрируется следующими графическими изображениями:

Фиг. 1 - профиль энергораспределения Q03 по радиусу активной зоны реактора;

Фиг. 2 - зависимость числа ТВС в кольцевых слоях по радиусу активной зоны;

Фиг. 3 - распределение мощности ТВС по радиусу активной зоны (рабочее состояние на 15.08.2018);

Фиг. 4 - распределение мощности ТК по двум взаимно перпендикулярным направлениям;

Фиг. 5 - распределение мощности ТК по радиусу активной зоны (холодное подкритическое состояние, все стержни СУЗ погружены в активную зону, до начала перегрузки)

Фиг. 6 - распределение мощности ТВС по радиусу активной зоны (подкритическое холодное состояние после перегрузки 7 ТВС)

Фиг. 7 - поля энерговыделения до начала перегрузки (слева) и после седьмой перегрузки (справа).

Сущность заявленного способа раскрыта на основе изучения опыта эксплуатации Курской АЭС за период с февраля 2018 по февраль 2020 годов [Одиннадцатая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики (МНТК-2018)». Москва 23-25 мая 2018. Пленарные и секционные доклады. АО «Концерн Росэнергоатом», 2018].

В предлагаемом способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, также как и прототипе [МТ 1.1.4.02.1672-2019], формируют активную зону ректора для вывода реактора на планируемый энергетический уровень мощности посредством загрузки в реактор тепловыделяющих сборок и стержней системы управления и защиты при осуществлении контроля качества формирования загрузки активной зоны реактора и соблюдения требований ядерной безопасности, а также текущего состояния реактора, и поддержание нейтронно-физических характеристик и технологических параметров реактора в установленных диапазонах посредством перегрузки без остановки реактора выгоревших тепловыделяющих сборок и перемещения стержней системы управления и защиты. При этом на основе информации, получаемой от системы автоматизированного контроля реактора, в качестве которой может быть использована ИИС «Скала микро» [Информационно-измерительная система (ИИС) «Скала-микро». Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. Москва, изд-во «ГУП НИКИЭТ», 2006], определяют глубину выгорания ядерного топлива в каждой ТВС реактора, а затем на основе указанной информации и с учетом технологических ограничений формируют список ТВС - кандидатов на перегрузку, выбирая ТВС с максимальным выгоранием, после чего устанавливают очередность их перегрузки, моделируют работу реактора с учетом планируемых перегрузок и осуществляют проверку планируемых действий на основе сравнения расчетных параметров состояний реактора с данными модели и расчетными ограничениями, после чего производят перегрузку тепловыделяющих сборок. При этом в предлагаемом способе при определении очередности перегрузки тепловыделяющих сборок моделируют расхоложенное разотравленное подкритическое состояние реактора с погружением всех стержней системы управления и защиты, кроме стержней аварийной защиты в активную зону, и определяют путем расчета в этом состоянии реактора распределение мощности в активной зоне и мощности всех тепловыделяющих сборок, после чего из сформированного списка выбирают тепловыделяющую сборку с минимальной мощностью и осуществляют ее замену, а затем моделируют рабочее состояние реактора, при котором положение стержней соответствует их положению в критическом состоянии на мощности, а также, по необходимости, производят компенсацию неравномерностей энерговыделения при перегрузках тепловыделяющих сборок посредством перемещения стержней системы управления и защиты при поддержании коэффициентов неравномерности поля, после чего все последующие замены тепловыделяющих сборок осуществляют аналогичным образом.

Применение предлагаемого способа позволяет оперативно планировать перегрузку топлива на основе всего двух базовых расчетов. При этом выбор ТВС-кандидатов является наглядным, поскольку исследуется не одномерное, а реальное двумерное поканальное распределение мощностей ТВС в критическом и подкритическом состоянии.

На Фиг. 6 приведено распределение мощностей в подкритическом состоянии после 7 перегрузок по предлагаемому способу.

Из Фиг. 6 видно, что по сравнению с распределением, представленным на Фиг. 5, неравномерность энерговыделения существенно снизилась. Рассчитанное РЭ (кривая 8) сблизилось с регламентированным профилем Q03 (кривая 7), а разброс мощностей отдельных ТВС (серые точки на Фиг. 6) существенно снизился.

Аналогичное сравнение, но уже на примере двумерного распределения, проиллюстрировано на Фиг. 7 (область более светлого тона относится к ТВС с большей мощностью). Как следует из Фиг. 7 (изображение справа), после проведения семи перегрузок азимутальная неравномерность энерговыделения практически устранена.

Предлагаемый способ является обоснованным с точки зрения обеспечения безопасности (поддержание регламентных ограничений) в критическом состоянии на мощности и коэффициента неравномерности энерговыделения в холодном подкритическом состоянии реактора Kr≤3,5), и в то же время позволяет повысить эффективность топливоиспользования: средняя глубина выгорания выгруженных ТВС в демонстрационном примере по предлагаемому способу на 7% выше, чем в способе-прототипе, что дает дополнительный экономический эффект.

Claims (1)

1. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, включающий формирование активной зоны реактора для вывода реактора на планируемый энергетический уровень мощности путем загрузки в реактор тепловыделяющих сборок и стержней системы управления и защиты, при осуществлении соблюдения требований ядерной безопасности и контроля качества формирования загрузки активной зоны реактора, текущего состояния реактора, и поддержания нейтронно-физических характеристик и технологических параметров реактора в установленных пределах посредством перегрузки без остановки реактора выгоревших тепловыделяющих сборок и перемещения стержней системы управления и защиты, определение глубины выгорания ядерного топлива в каждой тепловыделяющей сборке реактора на основе информации, получаемой от системы автоматизированного контроля реактора, с формированием списка тепловыделяющих сборок - кандидатов на перегрузку на основе полученной информации, с учетом технологических ограничений, выбирая тепловыделяющие сборки с максимальным выгоранием, определение очередности перегрузки тепловыделяющих сборок, моделирование работы реактора, с учетом планируемых перегрузок, осуществление проверки планируемых действий на основе сравнения расчетных параметров состояний реактора с данными модели и расчетными ограничениями, и проведение перегрузки тепловыделяющих сборок, отличающийся тем, что при определении очередности перегрузки тепловыделяющих сборок моделируют расхоложенное разотравленное подкритическое состояние реактора с погружением всех стержней системы управления и защиты, кроме стержней аварийной защиты в активную зону, и определяют путем расчета в этом состоянии реактора распределение мощности в активной зоне и мощности всех тепловыделяющих сборок, после чего из сформированного списка выбирают тепловыделяющую сборку с минимальной мощностью и осуществляют ее замену, а затем моделируют рабочее состояние реактора, при котором положение стержней соответствует их положению в критическом состоянии на мощности, а также по необходимости производят компенсацию неравномерностей энерговыделения при перегрузках тепловыделяющих сборок посредством перемещения стержней системы управления и защиты при поддержании коэффициентов неравномерности поля, после чего все последующие замены тепловыделяющих сборок осуществляют аналогичным образом.

Images