Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива

Успешная реализация Программ поэтапного повышения выгорания топлива [1-7] ведущими фирмами - производителями топлива и научно-исследовательскими центрами позволяет говорить, что в настоящее время не имеется серьезных технических препятствий для лицензирования в ближайшем будущем топлива легководных...

Full description

Saved in:

Bibliographic Details
Published in:	Вопросы атомной науки и техники
Date:	2000
Main Author:	Афанасьев, А.А.
Format:	Article
Language:	Russian
Published:	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2000
Subjects:	Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах
Online Access:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78173
Tags:	Add Tag No Tags, Be the first to tag this record!
Journal Title:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Cite this:	Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива / А.А. Афанасьев // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 45-56. — Бібліогр.: 13 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-78173
record_format	dspace
spelling	Афанасьев, А.А. 2015-03-12T14:55:20Z 2015-03-12T14:55:20Z 2000 Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива / А.А. Афанасьев // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 45-56. — Бібліогр.: 13 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78173 621.039 Успешная реализация Программ поэтапного повышения выгорания топлива [1-7] ведущими фирмами - производителями топлива и научно-исследовательскими центрами позволяет говорить, что в настоящее время не имеется серьезных технических препятствий для лицензирования в ближайшем будущем топлива легководных реакторов с допустимым выгоранием 65…70 МВт.сут/кг урана (среднее по ТВЭЛ) и 60…65 МВт. сут/кг урана (среднее по ТВС).Опыт эксплуатации украинских ВВЭР-1000 на начало 1999 г. составляет 130 реакторо-лет. На начало 1999 г. общее количество тепловыделяющих сборок (ТВС), выгруженных из активных зон украинских ВВЭР-1000, составило 5819 шт. (110 топливных циклов). Повышение экономичности топливоиспользования достигается увеличением выгорания топлива путем использования ТВС проекта 3-х годичной топливной кампании в четвертом топливном цикле. При использовании ТВС на 4-й год эксплуатации обеспечивается приемлемая надежность топлива. Переход на усовершенствованное топливо в ближайшие 4-6 лет позволит увеличить выгорание топлива на 5…7 % при снижении обогащения топлива на 5…7 %, что уменьшит потребности ядерной энергетики в природном уране и количество ОЯТ на единицу вырабатываемой электроэнергии. При определении тенденций развития ядерной энергетики на долгосрочную перспективу выгорание топлива правомерно рассматривать как один из оптимизационных критериев ядерного топливного цикла. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива Article published earlier
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
title	Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива
spellingShingle	Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива Афанасьев, А.А. Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах
title_short	Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива
title_full	Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива
title_fullStr	Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива
title_full_unstemmed	Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива
title_sort	повышение экономичности топливных циклов ввэр-1000 путем увеличения выгорания топлива
author	Афанасьев, А.А.
author_facet	Афанасьев, А.А.
topic	Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах
topic_facet	Материалы, ядерное топливо и реакторы на тепловых нейтронах
publishDate	2000
language	Russian
container_title	Вопросы атомной науки и техники
publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
format	Article
description	Успешная реализация Программ поэтапного повышения выгорания топлива [1-7] ведущими фирмами - производителями топлива и научно-исследовательскими центрами позволяет говорить, что в настоящее время не имеется серьезных технических препятствий для лицензирования в ближайшем будущем топлива легководных реакторов с допустимым выгоранием 65…70 МВт.сут/кг урана (среднее по ТВЭЛ) и 60…65 МВт. сут/кг урана (среднее по ТВС).Опыт эксплуатации украинских ВВЭР-1000 на начало 1999 г. составляет 130 реакторо-лет. На начало 1999 г. общее количество тепловыделяющих сборок (ТВС), выгруженных из активных зон украинских ВВЭР-1000, составило 5819 шт. (110 топливных циклов). Повышение экономичности топливоиспользования достигается увеличением выгорания топлива путем использования ТВС проекта 3-х годичной топливной кампании в четвертом топливном цикле. При использовании ТВС на 4-й год эксплуатации обеспечивается приемлемая надежность топлива. Переход на усовершенствованное топливо в ближайшие 4-6 лет позволит увеличить выгорание топлива на 5…7 % при снижении обогащения топлива на 5…7 %, что уменьшит потребности ядерной энергетики в природном уране и количество ОЯТ на единицу вырабатываемой электроэнергии. При определении тенденций развития ядерной энергетики на долгосрочную перспективу выгорание топлива правомерно рассматривать как один из оптимизационных критериев ядерного топливного цикла.
issn	1562-6016
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/78173
citation_txt	Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива / А.А. Афанасьев // Вопросы атомной науки и техники. — 2000. — № 4. — С. 45-56. — Бібліогр.: 13 назв. — рос.
work_keys_str_mv	AT afanasʹevaa povyšenieékonomičnostitoplivnyhciklovvvér1000putemuveličeniâvygoraniâtopliva
first_indexed	2025-11-27T08:20:22Z
last_indexed	2025-11-27T08:20:22Z
_version_	1850805566497095680
fulltext	УДК 621.039 ПОВЫШЕНИЕ ЭКОНОМИЧНОСТИ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ВВЭР-1000 ПУТЕМ УВЕЛИЧЕНИЯ ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА А.А.Афанасьев Министерство топлива и энергетики Украины, г. Киев, Украина, afanasyev@min.energy.gov.ua, тел.: +38-044-228-47-81 Успешная реализация Программ поэтапного повышения выгорания топлива [1-7] ведущими фирмами - производителями топлива и научно-исследовательскими центрами позволяет говорить, что в настоящее вре- мя не имеется серьезных технических препятствий для лицензирования в ближайшем будущем топлива лег- ководных реакторов с допустимым выгоранием 65…70 МВт.сут/кг урана (среднее по ТВЭЛ) и 60…65 МВт. сут/кг урана (среднее по ТВС).Опыт эксплуатации украинских ВВЭР-1000 на начало 1999 г. составляет 130 реакторо-лет. На начало 1999 г. общее количество тепловыделяющих сборок (ТВС), выгруженных из актив- ных зон украинских ВВЭР-1000, составило 5819 шт. (110 топливных циклов). Повышение экономичности топливоиспользования достигается увеличением выгорания топлива путем использования ТВС проекта 3-х годичной топливной кампании в четвертом топливном цикле. При использовании ТВС на 4-й год эксплуата- ции обеспечивается приемлемая надежность топлива. Переход на усовершенствованное топливо в бли- жайшие 4-6 лет позволит увеличить выгорание топлива на 5…7 % при снижении обогащения топлива на 5…7 %, что уменьшит потребности ядерной энергетики в природном уране и количество ОЯТ на единицу вырабатываемой электроэнергии. При определении тенденций развития ядерной энергетики на долгосроч- ную перспективу выгорание топлива правомерно рассматривать как один из оптимизационных критериев ядерного топливного цикла. ВВЕДЕНИЕ На начало 2000 г. в Украине находилось в экс- плуатации четырнадцать водоохлаждаемых энерге- тических реакторов (11 ВВЭР-1000, 2 ВВЭР-440 и 1 РБМК-1000) с общей установленной мощностью 12820 MВт, что составляет приблизительно 25 % от общей установленной мощности электростанций Украины. Четыре ВВЭР-1000 в стадии сооружения. В 1999 г. на АЭС Украины было выработано 72,072·109 кВт.ч электрической энергии (42,1 % от общей выработки электричества в стране). Доля электроэнергии, производимой на АЭС, по- стоянно увеличивается при снижении общего энер- гопотребления в условиях экономического кризиса из-за более дешевого ее производства по сравнению с электростанциями на органическом топливе (рис.1). Рис.1. Производство электроэнергии в Украине В период 2000 - 2010 г. энергоблоки с реактора- ми ВВЭР-1000 будут генерировать до 93…95 % электроэнергии, вырабатываемой на АЭС (при- близительно 40…50 % электроэнергии, вырабатыва- емой в стране). Для организации, эксплуатирующей сегодня атомные электростанции, экономическая оптимиза- ция означает минимизацию затрат (с учетом отчис- лений на завершение топливного цикла и снятие АЭС с эксплуатации) для выработки электроэнер- гии, основанной на высокой степени надежности ра- боты оборудования, эксплуатационной гибкости и эффективного использования топлива. 1. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТОПЛИ- ВА ВВЭР –1000 1.1. ИЗМЕНЕНИЕ ПРОЕКТНЫХ ПРЕДЕЛОВ ТОПЛИВА И ПОВЫШЕНИЕ ЭКОНО- МИЧНОСТИ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ВВЭР-1000 Энергоблоки с реакторами ВВЭР -1000, эксплуа- тируемые в настоящее время, были сконструирова- ны для работы при базовой нагрузке в общей энер- гетической системе СССР. 45 Первоначально, в соответствии с проектом энер- гоблоки с ВВЭР-1000 эксплуатировались с исполь- зованием ТВС для 2-х топливных циклов с проект- ной продолжительностью топливной кампании 7000 ч (291,7 эффективных суток и использованием топлива обогащения 2,0 %, (3,0 + 3,3) % и 3,3 %, массой урана в ТВС 429,5 кг, диаметром централь- ного отверстия топливной таблетки 1,6 мм. Предел выгорания топлива был ограничен величиной 38 МВт · сут/ кг урана. К 1989 г. согласно решению Главного конструк- тора реакторной установки (РУ) и тепловыделяю- щей сборки была рассчитана и обоснована активная зона с ТВС, которые должны были эксплуатировать- ся в течение 3-х топливных циклов с проектной продолжительностью каждой топливной кампании 7000 ч (291,7 эффективных суток) и использовани- ем ТВС обогащением 1,6 %; 3,0 %; (3,6 + 4,4) %; 4,4 % для энергоблоков проектов B-338, B-320 с 61 ОР СУЗ. При этом диаметр центрального отверстия топливной таблетки был увеличен до 2,4 мм и соот- ветственно среднестатистическая масса урана в ТВС снижена до 401,6 кг. Для компенсации дополнительной избыточной реактивности и снижения неравномерности энерго- выделения в активной зоне на начало топливной кампании в ТВС обогащения (3,6 + 4,4) % и 4,4 % на один год их эксплуатации загружаются кластер- ные сборки со стержнями выгорающего поглотите- ля. Поглощающий материал представляет собой ди- борид хрома в алюминиевой матрице (CrB2 +Al). Проектный состав комплекса свежих ТВС для режима стационарных перегрузок соответствует следующей номенклатуре: ТВС 1,6 % обогащения - 1 шт.; ТВС (3,6 + 4,4) % обогащения - 30 шт.; ТВС 4,4 % обогащения - 24 шт. С целью унификации топливоиспользования на энергоблоках с ВВЭР-1000 решением Главного конструктора РУ от 23.08.1988 г. № 12-17/48 преду- сматривалась реконструкция реакторной установки энергоблока № 1 проекта B-302 Южно-Украинской АЭС изменением количества ОР СУЗ с 49 на 61 пу- тем замены блока защитных труб и верхнего блока. Впоследствии выполнение этого решения было при- знано нецелесообразным. Перевод этого реактора на 3-х годичный топливный цикл обеспечивался компоновочным решением загрузки активной зоны с использованием ТВС 3,6 % и (3,6 + 4,4) % и ва- рьированием плотности выгорающего поглотителя. Проектный состав комплекса свежих ТВС для режима стационарных перегрузок реактора энер- гоблока проекта В-302 соответствует следующей номенклатуре: ТВС 1,6 % обогащения - 1 шт.; ТВС 3,6 %. обогащения - 30 шт.; ТВС (3,6 + 4,4) % обогащения - 24 шт. С 1996 г. ТВС обогащением 3,6 % с целью по- вышения гибкости компоновочных решений загру- зок используются в реакторах энергоблоков № 2 и 3 Южно-Украинской АЭС. Проектный предел среднего по ТВС выгорания топлива был увеличен до 49 МВт.сут/кг урана. Сум- марное время работы ТВС в активной зоне реакто- ра было ограничено 21000 ч. Число циклов увеличе- ния мощности реактора более чем на 2 % относи- тельно установившегося стационарного значения не должно превышать 70 в течение всего времени экс- плуатации ТВС. Предел безопасности по суммарной активности изотопов йода в теплоносителе первого контура (когда реактор должен быть остановлен) был уста- новлен на уровне 1,5·10-2 Ки/л. В большинстве случаев проектные перегрузки не могли быть реализованы по следующим причинам: - не обеспечивался отрицательный температур- ный коэффициент реактивности реактора на мини- мально контролируемом уровне мощности при вве- денных ОР СУЗ ( Требование нормативного доку- мента - "Номенклатуры.."); - вследствие внеплановых остановов энергобло- ков для устранения возникающих неисправностей в системах (в основном тепломеханического оборудо- вания) в некоторых случаях оказывалось целесооб- разным с целью исключения дополнительного вре- мени простоя энергоблока в стадии ремонта парал- лельно осуществлять досрочную перегрузку реакто- ра. После дезинтеграции СССР и его единых энерге- тических систем стало еще более проблематичным обеспечивать проектную продолжительность топ- ливной кампании (291,7 эффективных суток) и про- водить плановые перегрузки топлива в весенний или летний период. Среднее выгорание выгружаемого топлива ВВЭР-1000 в 3-летнем топливном цикле в Украине существенно ниже проектного, использование топ- лива неэффективное (рис.2 - распределение выгора- ния топлива в выгружаемых ТВС). В связи с этим было решено использовать часть ТВС на 4-й год эксплуатации с целью повышения среднего выгорания выгружаемого топлива, повы- шения гибкости загрузочных решений активной зоны реактора, что позволяет варьировать продол- жительность топливной компании и повысить эф- фективность использования топлива в целом. По отдельным техническим решениям 560 ТВС были использованы на 4-й год эксплуатации на украинских АЭС в период 1992-1996 г. 72 из них использовались на энергоблоке № 1 Южно-Укра- инской АЭС, имели начальное обогащение 3,3 % (проект 2-х годичного топливного цикла) и 478 ТВС обогащением (3,6 + 4,4) % и 4,4 % (проект 3-х годичного топливного цикла). Научные организации, Главный конструктор ре- актора и ТВС и производители топлива не были за- интересованы вносить изменения в нормативные до- кументы, которые разрешали бы промышленную эксплуатацию ТВС в 4-х годичных топливных цик- лах. По инициативе Госкоматома Украины в 1996 г. был организован и проведен международный семи- нар (г. Ржеж, Чехия) по надежности эксплуатации топлива и гибкости топливных циклов ВВЭР-1000 и PWR. На основании результатов этого семинара, анализа накопленного опыта по эксплуатации топ- 46 лива и активных зон реакторов ВВЭР-1000 и PWR, анализа результатов послереакторных исследований ТВС ВВЭР-1000 Госкоматом Украины обосновал допустимость промышленной эксплуатации ТВС в 4-х годичных топливных циклах. На основании этого в 1997 г. Госкоматом Украи- ны и продавец топлива АО "ТВЭЛ" с привлечением научных и проектных организаций реакторной уста- новки и ТВС подготовили обоснованное техниче- ское решение по изменению проектных условий и пределов эксплуатации ТВС. Суммарное время эксплуатации ТВС в активной зоне реактора было увеличено с 21000 до 28000 ч. Разрешенное количество ТВС, оставляемое в ак- тивной зоне на 4-й год эксплуатации, было опреде- лено равным 36 шт. На рис.2,3 показано распределение выгорания выгруженных ТВС. Среднее выгорание на укра- инских АЭС с ВВЭР-1000 на 4…10 % больше, чем на АЭС с ВВЭР-1000 в других странах (Россия, Бол- гария). Рис. 2. Распределение выгорания в выгруженных ТВС обогащения (3,6+4,4) % и 4,4 % за все время их экс- плуатации в ВВЭР-1000 Украины. Количество топливных циклов 89, количество ТВС 2694. 1045 ТВС ис- пользовались на протяжении 4-х Т.Ц. 0 50 100 150 200 250 0- 10 12 -1 3 15 -1 6 18 -1 9 21 -2 2 24 -2 5 27 -2 8 30 -3 1 33 -3 4 36 -3 7 39 -4 0 42 -4 3 45 -4 6 48 -4 9 Выгорание топлива в ТВС МВтдень/кгU К о л и ч ес т в о Т В С количество Т ВС после 4-х топливных циклов количество Т ВС после 1 , 2, 3 топливных циклов Рис. 3. Распределение выгорания в выгруженных ТВС обогащения (3,6+4,4) % и 4,4 % за все время их экс- плуатации в ВВЭР-1000 ЗАЭС (1988-2000). Количество топливных циклов 48, количество ТВС 1517. 531 ТВС использовались в 4-х Т.Ц. Анализируя топливные загрузки украинских ВВЭР-1000, можно утверждать, что использование части ТВС на 4-й год эксплуатации позволило уве- личить среднее выгорание топлива в выгружаемых ТВС, с 38…39 МВт.сут/кг урана до 41,5 МВт.сут/кг урана. Это позволяет снижать объем от- работанного топлива и соответственно стоимость «заднего края» топливного цикла. Сравнительные характеристики реализованных топливных циклов ВВЭР- 1000 АЭС Украины приведены в табл. 1. Для расчета стоимости ТВС, расхода природного урана и стоимости "переднего края" топливного цикла использованы следующие данные: Стоимость: природного урана……………………..30 US$/кг конверсии……………………………...6 US$/к обогащения1…………………………...95 US$/кг 1 Остаточное содержание U-235 в отвале 0,3 мас. % фабрикации…………………………..275 US$/кг Технологические потери урана при переделах составляют 2,5 вес. %. Стоимость «заднего края» топливного цикла оце- нивается в разных странах по разным методикам, в зависимости от уже существующих капиталовложе- ний, состояния экономики, уровня жизни, полити- ческого и общественного отношения к атомной энергетики и т.д. Немецкие эксперты оценивают минимальную стоимость топливного цикла следующим образом: Природный уран и конверсия……………..19 % Обогащение………………………………...19 % Фабрикация ТВС…………………………..12 % Хранение и окончательное захоронение…50 %. Другими словами, стоимость «переднего края» топливного цикла (1000…1300 US$/кг.урана в ТВС) принята равной стоимости «заднего края» топливно- 47 го цикла. По более консервативным оценкам для условий Германии после 1999 г. стоимость «заднего края» топливного цикла может составлять 115…170 % стоимости «переднего края» топливного цикла. Шведские эксперты, имея большой опыт в обла- сти сооружения и эксплуатации центрального мокро- го хранилища (CLAB), установки по компактирова- нию отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и контейнеров (канистр) для захоронения ОЯТ, оцени- вают стоимость «заднего края» топливного цикла (включая транспортирование, хранение, компактиро- вание и захоронение ОЯТ) на уровне 700…800 US$/кг. Эксперты OECD/NEA рекомендуют базовые цены и "чувствительный" диапазон цен на услуги по отдельным составляющим топливного цикла при оценке стоимости топливного цикла в целом. Рекомендованные данные по стоимости компо- нент топливного цикла экспертами OECD/NEA в 1994 г. [8] и представленные экспертами фирмы "Cogema" (Франция) [9] в Красноярске -26 (Железно- горск) в феврале 1996 представлены в табл.2. Значе- ние стоимости «заднего края» топливного цикла для украинских ВВЭР принято равным 610 US$/кг.ура- на. Таблица 1 Сравнительные характеристики реализованных топливных циклов ВВЭР- 1000 АЭС Украины Топливный цикл Среднее обогаще- ние ура- на в ТВС, % Масса урана в ТВС, кг Среднее вы- горание топ- лива, МВт.- сут/ кгU Удельный рас- ход природно- го урана, кг/ МВт.сут Стоимость "задне- го края" топливно- го цикла, цент/кВ- т.ч Стоимость "заднего края" топливного цикла/стоимость всего топливного цикла , цент/ кВт.ч 2-годичный 3,3 429,5 28,5 0,263 0,437 0,287/0,723 3 -годичный 4,31 401,6 39 0,256 0,416 0,211/0,627 3-годичный ** 4,31 401,6 41,5 0,240 0,383 0,193/0,576 * Первичная загрузка и сервис не учитываются; ** Цикл с использованием части ТВС на 4-й год эксплуатации Таблица 2 Стоимость компонентов «заднего края» топливного цикла для PWR (базовые цены) OECD/ NEA (BNFL/ Объединенное Королевство) Cogema, Франция Компонента Рекомендо- ванная цена за единицу, US$/кг.U Чувствительный диапазон, US$/кг.U Рекомендованная цена за единицу, US$/кг.U Опция с переработкой: - транспортировка ОЯТ - переработка (включая захоронение низко и средне ак- тивных РАО, остекловывание и последующее хранение высокоактивных РАО 62 893 25…99 670…893 54 640 - захоронение остеклованных ВАО 109 109…719 60 Ценность извлеченных UO2 и PuO2 130 120…140 133 Итого 1064 (934) 804…1711 (684…1571) 754 (621) Опция прямого захоронения ОЯТ: - капсулирование транспортировка и хранение ОЯТ - (кондиционирование) и захоронение Итого 285 755 1040 74…359 173…829 247…1188 Учитывается ценность (стоимость) регенерированных (извлеченных)UO2 и PuO2 1.2. НАДЕЖНОСТЬ РАБОТЫ ТВС Повышение выгорания топлива необходимо рассматривать в контексте с надежностью топлива. На начало 1999 г. общее количество ТВС, вы- груженное за все время эксплуатации 11 укра- инских ВВЭР-1000, составило 5819 (реализовано 110 топливных циклов). 194 ТВС были идентифи- цированы как негерметичные. • 34 из них (17,5 %) были возвращены в актив- ную зону для продолжения их эксплуатации в следующих топливных кампаниях. • 138 из них (71,1 %) были выгружены в плано- вом порядке (т.е. они достигли планового выго- рания и для использования в дальнейших топ- ливных кампаниях не планировались). • 4ТВС (2,1 %) достигли критерия досрочной вы- грузки. • 18 ТВС (9,3 %) не достигли критерия досроч- ной выгрузки, но по решению технических руко- водителей АЭС были выгружены досрочно (кон- сервативный подход). • 9 ТВС были выгружены досрочно из-за меха- нических повреждений, случившихся в результа- те перегрузочных операций (табл.3). 48 Таблица 3 Сводные данные по всем выгруженным ТВС украинских АЭС АЭС Номер блока Кол-во реа- лизованных топливных циклов Кол-во выгру- женных ТВС Кол-во тестиро- ванных ТВС/ средняя доля (%) тестированных ТВС Кол-во негерме- тичных ТВС по- сле 1/2/3/4 года эксплуатации/вс его Кол-во ТВС, достиг- ших критерия до- срочной выгрузки/ кол-во ТВС, кото- рые были выгруже- ны досрочно по кон- сервативному реше- нию /всего Кол-во ТВС, выгру- женных по причине ме- ханических поврежде- ний ЗАЭС* 1 11 590 939/ 52,4 0/ 1/ 8/ 15/ 24 0 / 2/ 2 3 2 11 560 884/ 49,3 1/ 4/ 5/ 0/ 10 0 / 1/ 1 0 3 11 589 1245/ 69,4 2 / 11/ 10/ 0/ 23 1/ 4 / 5 0 4 11 550 706/ 39,4 4/ 1 / 7 / 0/ 12 1/ 0/ 1 0 5 9 418 726/ 49,5 0/ 2/ 4 / 0/ 4 1/ 0/ 1 0 6 2 102 0 / 0 0/ 0/ 0/ 0/ 0 0/ 0/ 0 0 Всего по ЗАЭС 55 2809 4500/ 50,2 22/ 26/ 27 / 0/ 75 3/ 7/ 10 ЮУАЭС 1 14 801 1083/ 47,5 5/ 11/ 11 / 1 /28 1/ 0 / 1 0 2 11 580 1121/ 62,5 7/ 9/ 9 / 1/ 26 0/ 4 / 4 2 3 9 455 280/ 19,1 0/ 2/ 0 / 0/ 0 0/ 0/ 0 1 Всего по ЮУА- ЭС 34 1836 2484/ 44,8 12/22/19/ 2/ 55 1/ 4 / 5 ХАЭС* 1 10 529 1210/ 74,2 3/ 6/ 6 / 7/ 22 0/ 6 / 6 0 РАЭС**** 3 11 645 882/ 49,2 5/ 11/ 24/ 2/ 42 0/ 1 / 1 3 Итого: 110 5819 9076/ 50,6 42/65/76/11/ 194 4/18/22 9 * Запорожская АЭС; Южно-Украинская АЭС; * Хмельницкая АЭС; **** Ровенская АЭС Количество негерметичных ТВС после 1, 2, 3, 4 года эксплуатации распределяется следующим об- разом: - после первого года эксплуатации 42/194 = 21,6 %; - после второго года эксплуатации 65/194 = 33,5 %; - после третьего года эксплуатации 77/194 = 39,2 %; - после четвертого года эксплуатации 11/194 = 5,7 %. Однако использовать представленную статисти- ку для определения влияния выгорания на негерме- тичность2 ТВЭЛ некорректно, потому что средняя доля тестируемых ТВС составляет после первого и второго годов эксплуатации 30…50 %, после третье- го года – 60…80 % и после четвертого – 90…100 %. Объем КГО во время планово-предупредитель- ного ремонта (ППР) энергоблока, включающего перегрузку топлива, определяется в соответствии с требованиями "Инструкции по контролю герметич- ности оболочек тепловыделяющих элементов реак- торов типа ВВЭР-1000 во время работы и после остановки аппарата".0401.00.00.000 ДНГ (ОКБ "Гидропресс"): 1) КГО ТВЭЛ всех ТВС, эксплуатировавшихся в составе данной топливной загрузки, является обяза- тельным при выполнении двух условий: 2 Критерий негерметичности ТВС соответ- ствует активности йода -131 равной 1·10-4 Ки/л в воде испытательного контейнера системы контроля герметичности оболочек (КГО) - если значение суммарной активности изотопов йода (131I+ 132I+ 133I+ 134I+ 135I) в какой-либо период превышало величину 2·10-4 Ки/кг; - если значение удельной активности 131I за тот же период превышало величину 10-5 Ки/кг; 2) КГО ТВЭЛ ТВС во время ППР может не про- водиться, если значения удельной активности 131I и 134I в теплоносителе І контура за весь период экс- плуатации топливной загрузки одновременно не превышали уровень 10-6 Ки/кг. 3) Если превышались значения п.2, но не превы- шались значения п.1, то требуется проведение КГО только для отработавших, планово выгружаемых ТВС. В большинстве топливных циклов суммарная ак- тивность изотопов йода в теплоносителе 1-го конту- ра составляла (1…5)·10-5 Ки/л. Рис.5,6,7,8 показыва- ют изменение активности теплоносителя по изото- пам йода для некоторых энергоблоков АЭС с ВВЭР- 1000. На украинских АЭС с ВВЭР-1000 суммарная активность изотопов йода в теплоносителе 1-го контура никогда не достигала значения предела без- опасной эксплуатации 1,5·10-2 Ки/л. При достиже- нии предела безопасной эксплуатации реактор дол- жен быть остановлен досрочно. В 1998 г. Главный конструктор реакторной уста- новки и ТВС "ужесточил" в три раза предел без- опасной эксплуатации реактора по суммарной ак- тивности изотопов йода в теплоносителе 1-го конту- ра от 1,5·10-2 Ки/л до 5·10-3 Ки/л. Также впервые в эксплуатационной практике был введен эксплуатационный предел 1,0·10-3 Ки/л. (При возрастании суммарной активности изотопов 49 йода в теплоносителе 1-го контура до эксплуатаци- онного предела персонал АЭС должен предприни- мать действия, направленные на недопущение даль- нейшего увеличения активности йода). Критерий отбраковки негерметичных ТВС (ак- тивность воды в измерительном контейнере по 131I ≥ 1·10–4 Ки/л не был изменен. При указанных услови- ях технические руководители АЭС должны чаще прибегать к практике консервативных решений от- носительно досрочной выгрузки ТВС, не достигших критерия досрочной выгрузки. На рис.4,5,6,7,8 показано изменение во времени доли негерметичных ТВЭЛ (FPFR) для украинских ВВЭР -1000. Средняя доля негерметичных ТВЭЛ FPFR опре- деляется следующим образом: FPFR=NТВС/NA·312, где NТВС - количество негерметичных ТВС выяв- ленные в течение в течение одного года; NA - об- щее количество ТВС в активных зонах реакторов; 312 - количество топливных стержней в ТВС. Принимается, что негерметичная ТВС имеет только один негерметичный ТВЭЛ. Предположение только одного негерметичного ТВЭЛ соответствует методике, применяющейся для "западных" проектов реакторов с водой под давлением PWR. Однако в современных проектах PWR обеспечены инспекция, выявление и замена дефектных ТВЭЛ при помощи разборной конструкцией ТВС, наличия в бассейне выдержки реактора специального стенда инспекций. Проект реакторной установки и ТВС ВВЭР -1000 не предусматривал выявление и замену дефектных ТВЭЛ. Анализируя имеющиеся данные, можно утвер- ждать, что повышение выгорания топлива ВВЭР- 1000 не ухудшило надежность топлива. 0,E+00 5,E-05 1,E-04 2,E-04 82 -84 85 -86 87 -88 90 -91 92 -93 94 -95 96 -97 Годы FP FR FP failure rate Рис.4. Средняя доля негерметичных ТВЭЛ для ВВЭР-1000 Украины Рис.5. Изменение активности теплоносителя по изотопам йода и доли негерметичных ТВЭЛ для энергоблока № 1 ХАЭС Рис.6. Изменение активности теплоносителя по изотопам йода и доли негерметичных ТВЭЛ для энергоблока № 5 ЗАЭС 50 Рис. 7. Изменение активности теплоносителя по изотопам йода и доли негерметичных ТВЭЛ для энергоблока № 4 ЗАЭС Энергоблок № 3 РАЭС 0,00E+00 5,00E-04 1,00E-03 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 Номер топливной кампании А кт ив но ст ь (C i/l ),F PF R В начале кампании В конце кампании FPFR Рис.8. Изменение активности теплоносителя по изотопам йода и доли негерметичных ТВЭЛ для энергоблока № 3 РАЭС 1.3 ПРОБЛЕМЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ АКТИВ- НЫХ ЗОН ВВЭР-1000 С ИСКРИВЛЕННЫМИ ТВС Основная проблема эксплуатации активных зон ВВЭР-1000 в последние годы заключалась в искрив- лении ТВС в активной зоне реактора, которая при- водила к превышению времени относительно проектного значения (4 с) погружения в активную зону или застревания в промежуточном положении отдельных кластеров ОР СУЗ. В связи с этим консервативно было предположе- но образование увеличенных водяных зазоров меж- ду ТВС и, как следствие этого, возможное превыше- ние энерговыделения в ТВЭЛ периферийного ряда отдельных ТВС над допустимым проектным значе- нием: - 448 Вт/см в средней и нижней части ТВЭЛ ((0…80) % высоты активной зоны); - 360 Вт/см в верхней части ТВЭЛ ((80…100) % высоты активной зоны). На основании прогнозных расчетов величины межкассетных зазоров в 1996- 1997 гг. вводились эксплуатационные ограничения (снижение мощности реактора на (5…10) %). 1.3.1. АНАЛИЗ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ КРИВИЗНЫ ТВС На начало перегрузочных кампаний 1998 г. вы- полнены измерения кривизны ТВС в активных зо- нах ВВЭР-1000 Украины, России, Болгарии. Изме- рения проведены в 2350 ТВС, т.е. имеются результа- ты для оценки более чем 10000 зазоров. Только в од- ном случае величина искривления ТВС (определя- ется как усредненное в ТВС отклонение центра от- верстия направляющего канала от вертикали) соста- вила 18,6 мм, в двух - 15 мм и во всех остальных - до 12 мм [10]. "Вырисовывается" следующая схема искривле- ния ТВС: при достижении средней величины ис- кривлении ТВС ~ (8…10) мм (можно уверенно утверждать, что на момент обнаружения не- комплектного срабатывания ОР СУЗ искривление ТВС на эксплуатируемых блоках достигло этой ве- личины) и скручивании ТВС вокруг своей централь- ной вертикали в условиях жестко закрепленной нижней головки - вектора искривлений выстраива- ются в одном направлении, т.е. происхо- дит вращение векторов в одну сторону вокруг цен- тра активной зоны, что отображено на рис.9. Представленные ОКБ ГП значения зазоров для ТЦ энергоблоков Украины в 1998 г. приведены в табл.4,5. Реализация технических мероприятий: 1) корректировка (на некоторых энергоблоках дважды) положения блоков защитных труб реакто- ров с целью уменьшения сжатия пружинных блоков головок ТВС (осевого поджатия ТВС) (1993-1997 гг.); 2) сверление отверстий в штангах приводов поглощающих стержней с целью уменьшения силы гидродинамического торможения при вводе в актив- ную зону ОР СУЗ (1993 -1998 гг.); 3) утяжеление штанг приводов СУЗ или исполь- зование утяжеленных ПС СУЗ новой конструкции с использованием в нижней части ПЭЛ гафния или титаната диспрозия (РАЭС, ЗАЭС) (1993 -1999 гг.); 4) использование ТВС с циркониевыми (сплав 51 Энергоблок № 4 ЗАЭС 0,00E+00 1,00E-04 2,00E-04 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 Номер топливной кампании А кт ив но ст ь (C i/l ) , FP FR В начале кампании В конце кампании FPFR 110 - на РАЭС -3, сплав 110 и сплав 635 - на ЗАЭС -3, ЗАЭС-6) направляющими каналами и дистанцио- нирующими решетками и головкой ТВС с увеличен- ным ходом пружины - многократно уменьшить ча- стоту (вероятность) случаев с временем сброса кла- стера превышающим 4 с и постепенно уменьшать величину искривления ТВС в активной зоне. Рис.9. Направление и величина прогибов в ТВС (в се- чении 0,5 Н активной зоны) перед эксплуатацией в10-й топливной кампании энергоблока № 1 ЗАЭС. → - направление прогиба; 3.92- величина прогиба, мм; в затемненных ячейках размещаются ОР СУЗ Усредненные результаты измерений времени ввода ОР СУЗ в активную зону для всех энергобло- ков с ВВЭР -1000 Украины до и после выполнения указанных мероприятий приведены в табл.6. Таблица 4 Величина превышения зазоров над номиналь- ным значением для 14 ТЦ ЮУ-1 и 11 ТЦ ХАЭС-1 Номер слоя актив- ной зоны по высоте снизу вверх 1 2 3 4 5 6 7 Превышение зазора: на начало кампании, мм 8,7 10,3 12,4 15.9 12,4 10,3 8,7 на конец кампании, мм 17,8 18,7 19,6 21,8 19,6 18,7 17,8 Таблица 5 Величина превышения зазоров для 10 ТЦ ЗАЭС-5 Номер слоя по вы- соте 1 2 3 4 5 6 7 Превышение зазора: на начало кампании, мм 8,7 10 10 10,2 10 10 8,7 на конец кампании, мм 6,2 9,6 13 16,5 13 9,6 6,2 До реализации указанных мероприятий для укра- инских ВВЭР-1000 среднее время ввода ОР СУЗ, ко- личество ОР СУЗ с t> 4 с, количество застрявших ОР СУЗ составляли: 3,3 с, 200 и 28 (38 с учетом 1992 г.) соответственно, после реализации: 2,49 с, 14 и 0 соответственно. Всего после начала внедрения компенсирующих мероприятий в период 1995 - 1 января 2000 г. вы- полнено 212 измерений времени сброса ОР СУЗ. Из них 36 при уровне мощности реактора (40…50) % Nном., 17 измерений на уровне мощности (20–30) % Nном. и остальные в состоянии "горячий останов". При этом результаты испытаний "на мощности", кроме одного случая, соответствовали проектным требованиям. Общее количество измерений состави- ло 318 Таблица 6 Усредненные результаты измерений времени ввода ОР СУЗ в активную зону для всех энергоблоков с ВВЭР -1000 Украины до и после выполнения технических мероприятий АЭС/блок Усредненные результаты ежеквартальных испытаний (сброса) ОР СУЗ /τср /кол-во ОР СУЗ с τ > 4с/количе- ство застрявших ОР СУЗ В период до начала вне- дрения мероприятий 1993-1995 В период после внедрения мероприятий 1995 - 01.01.2000 ЗАЭС 1 3,22 / 34 / 8 2,35 / 0 / 0 ЗАЭС 2 3,18 / 30 / 0 2,25 / 0 / 0 ЗАЭС 3 3,17 / 29 / 6 2,60 / 0 / 0 ЗАЭС 4 3,21 / 11 / 0 2,60 / 0 / 0 ЗАЭС 5 3,28 / 9 / 8 2,82 / 2 / 1 ЗАЭС 6 3,15 / 1 / 0 2,54 / 2 / 0 ЮУ АЭС 1 З.5 / 0 / 0 2,42 / 0 / 0 ЮУ АЭС 2 3,72 / 32 / 1 2,45 / 0 / 0 ЮУ АЭС 3 3,55 / 19 / 0 2,32 / 3 / 0 РАЭС 3 3,465 / 35 / 5 2,61 / 6 / 0 ХАЭС 1 3,72 / 12 / 0 2,46 / 1 / 0 2. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ ОТРАБОТАВШИХ ТВС В ГОРЯЧИХ КАМЕРАХ В горячих камерах Государственного научного центра Российской Федерации «Научно-исследова- тельский институт атомных реакторов» (ГНЦ РФ НИИАР) были исследованы три ОТВС, отработав- шие по 3 и 4 топливных кампании на энергоблоке №1 Запорожской АЭС. ТВС зав. №№ 0328 и 0329 исследовались в 1994 г. с целью выяснения и устранения причин не- проектного срабатывания ОР СУЗ. Исследования выполнялись для отработки сле- дующих версий причин непроектных (некомплект- ных) срабатываний ОР СУЗ: 1. Отложения на внутренней поверхности направляющих каналов ПС СУЗ из -за гипотетиче- ского кипения теплоносителя. 2. Занос продуктов коррозии в направляющие ка- налы СУЗ. 3. Механическое искривление пружинных бло- ков ТВС и штанг приводов. 4. Механическое искривление направляющих ка- налов ТВС. 5. Радиационная ползучесть конструкционных материалов. В результате исследований было установлено: тепловыделяющие сборки имеют изгиб сложной 52 формы с максимальной стрелой прогиба 20 мм, изгибы направляющих каналов (НК) поглощающих стержней повторяют изгибы тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ТВС; структура и механические свойства материала НК - обычные для облученной стали Х18Н10Т; в головках ТВС отдельные витки пружин сопри- касались между собой во время работы ТВС; поджатие пучков тепловыделяющих элементов в дистанционирующих решетках ослаблено вплоть до образования зазоров; тепловыделяющие элементы обеих ТВС имели прогибы в диапазоне 14…19 мм, повторяю- щие соответствующие формы изгибов ТВС и направляющих каналов. Состояние ТВЭЛ обеих ТВС - хорошее, контро- лируемые параметры: • удлинение ( 16…17 мм., максимальное); • изменение диаметра ТВЭЛ ( максимальное с 9,1 до 9,05 мм в средней части); • коррозионное состояние оболочек, их механиче- ские свойства; • выделение ГПД и топлива и давление газов внутри ТВЭЛ, распухание топливных таблеток и т.д. не противоречили ранее установленным за- кономерностям, характеризующим заданную ра- ботоспособность ТВЭЛ ТВС ВВЭР - 1000 [3,10]. В результате выполнения исследовательских ра- бот версии 1,2,3 не подтвердились. Подтверждение версии 5 (радиационная ползучесть конструкцион- ных материалов), как основной причины изгиба ТВС, не установлено. Однако влияние на формоиз- менение отдельных элементов (ТВЭЛ, НК, ЦК) и на конструктивную прочность ТВС процессы ползуче- сти и радиационного роста несомненно оказывают. Состояние исследованных кластерных сборок ПЭЛ и СВП удовлетворительное. Изменений в сборках, которые могли бы приве- сти к нарушениям работы ОР СУЗ - не обнаружено [ 10]. Причина некомплектного введения ОР СУЗ в ак- тивную зону заключалась в искривлении ТВС в ак- тивной зоне реактора. Сложная форма искривления ТВС приводит к возникновению дополнительных сил трения между ПЭЛ и стенкой НК и в итоге к - некомплектному вводу ОР СУЗ в активную зону. ТВС № 0325, имеющая максимально допустимое по проекту выгорание была исследована в период 1997 - 1998 гг. с целью определения состояния топ- ливных стержней и конструктивных элементов по- сле завершения эксплуатации и будет использовать- ся в дальнейшем для выполнения долгосрочных (10 лет) исследований в обоснование безопасности дли- тельного промежуточного хранения. Среднее удлинение топливного стержня, умень- шение диаметра стержня и зазора между топливом и оболочкой для всех исследованных стержней соот- ветствуют ранее определенным зависимостям , по- лученным в результате исследований топливных стержней с выгоранием от 13 до 46 МВт·сут/кг ура- на. Это свидетельствует об отсутствии значитель- ной аксиальной деформации в результате взаимо- действия топлива с оболочкой, так же как и радиаль- ной деформации вследствие распухания стержня [3]. Результаты исследований облученных до 51 МВт.сут/ кг урана топливных стержней позволяют говорить о возможности дальнейшего повышения выгорания топлива ВВЭР. Анализируя результаты эксплуатации активных зон ВВЭР-1000 и PWR с искривленными ТВС и вне- дряемые компенсирующие мероприятия, направлен- ные на доработку БЗТ, конструкций ТВС и ОР СУЗ, можно утверждать, что повышение выгорание топ- лива ВВЭР-1000 при выполнении компенсирующих мероприятий не является фактором, который может сдерживать дальнейшее повышение выгорания топ- лива. Таблица 7 Итоговые результаты послереакторных исследований ТВС (№№ 0325, 0328, 0329) Параметры ТВС № 0325 ТВС№№ 0328,0329 Номер топливных кампаний, в которых отработала ТВС 4а,4б,5,6,7 4а,4б,5,6 1.Среднеее выгорание топлива в ТВС/наиболее напряженном ТВЭЛ, МВт.сут./ кг урана 48.9/ 51,3 44.0/ 46,5 2. Параметры ТВЭЛ: 2.1.Удлинение, мм 12.3-18.6 11.0-17.3 2.2.Уменьшение диаметра, мм 0.05-0.08 0.04-0.07 2.3. Зазор между топливом и оболочкой, мкм 3-43 Нет данных 2.4. Свободный объем газа под оболочкой, cм3 31.5-33.6 31.0-34.0 2.5. Доля выделившихся газов, % 0.19-2.50 0.52-1.94 2.6. Остаточное давление газа под оболочкой, MПa 2.46-2.72 2.39-2.64 3. Maксимальная толщина окисной пленки на оболочке, снаружи, мкм 7-10 5-7 внутри, мкм 5-10 5-10 4. Содержание водорода в оболочке, % (0.88 - 1.6).10-2 (0.3 - 1.2) .10-2 5. Параметры топливной таблетки: 5.1. Диаметр центрального отверстия, мм 2.3-2.4 2.3-2.4 5.2. Средний размер зерна, мкм 3.8-5.8 ∼ 10 5.3. Плотность топлива, г/cм3 10.21-10.52 10.39-10.47 3. ДАЛЬНЕЙШИЕ УЛУЧШЕНИЕ ТЕХНИ- КО-ЭКОНОМИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИ- СТИК ТОПЛИВА ВВЭР-1000 Дальнейшее повышение технико-экономических характеристик топлива ВВЭР-1000 обеспечивается использованием уран-гадолиниевых топливных та- блеток (UO2-Gd2O3 топливо) и заменой стальных 53 конструктивных элементов (направляющие трубы и дистанционирующие решетки) на циркониевые. При этом обеспечивается повышение размерной стабиль- ности ТВС и повышение эффективности использо- вания топлива (снижение расхода природного ура- на на единицу выработанной энергии). В соответствии с нейтронно-физическими расче- тами замена стальных конструктивных элементов на циркониевый сплав повышает эффективность ис- пользования топлива на 8,2 %. Использование уран- гадолиниевого топлива UO2-Gd2O3 (топливные стержни с интегрированным выгорающим поглоти- телем IFBA) вместо ТВС со стержнями выгорающе- го поглотителя и уменьшение диаметра центрально- го отверстия топливной таблетки от 2,4 до 1,4 мм позволяют повысить эффективность использования топлива на 2,4 и 4 % соответственно. Внедрение усовершенствованного топлива позволит увеличить выгорание топлива на (5…7) % при снижении обо- гащения топлива на (5…7) %. 4. КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА МЕЖ- ДУНАРОДНЫХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ПРОГРАММ В середине 80-х годов были выполнены оценки развития энергетики и ядерной энергетики, в частности. Конкурентоспособность атомной энерге- тики (АЭС) в условиях возросших требований по безопасности, снижения ра- диационного воздействия на окружающую среду и надежности функционирования, определялась в пер- вую очередь снижением стоимости ядерного топ- ливного цикла, сокращением сроков сооружения и степенью унификации эволюционных водоохлажда- емых реакторов. Эволюционные водоохлаждаемые реакторы в условиях снижения цены на природный уран, из- бытка мощностей заводов по обогащению урана оказались наиболее технологичными и конкуренто- способными. Программа развития быстрых реакто- ров в силу указанных причин была замедлена или отложена по крайней мере на 30 - 40 лет. При ужесточении требований по снижению воз- действия на окружающую среду и, как следствие, увеличении стоимости заднего края топливного цик- ла, стало очевидно, что снизить стоимость топлив- ного цикла можно путем увеличения выгорания топ- лива и соответственно снижением количества отра- ботанного ядерного топлива (ОЯТ) на единицу вы- работанной Э/Э. Были разработаны и приняты соответствующие «Программы...» исследований в обоснование допу- стимости повышения выгорания топлива и улучше- ния характеристик, потребительских и эксплуата- ционных качеств топлива. Это прежде всего исследования в международ- ных европейских центрах HALDEN - Норвегия, Институт трансурановых элементов в Karlsruhe - Германия, французский центр с реактором CABRI, японский институт ядерных исследований с реакто- ром NSRR, Государственный научный центр Рос- сийской Федерации «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ГНЦ РФ НИИАР) с "высокопоточными" реакторами СМ-2, МИР, БОР- 60 и материаловедческим комплексом. (Кроме того, исследования выполнялись американскими или международными фирмами при использовании для инспекции ТВС и ТВЭЛ стендов инспекций и даль- нейшего изучения отдельных выборочных ТВЭЛ в горячих камерах лабораторий Chalk -River AECL - Канада или Grenoble – Франция). Исследовалось поведение и изменение свойств матрицы топлива, кинетика газовыделения, механи- ческие характеристики оболочки, взаимодействие топлива с оболочкой и т.д. как при стационарных - ресурсных испытаниях, так и при переходных про- цессах ( скачки мощности ) и авариях, связанных с потерей теплоносителя (LOCA) и "выбегом" реак- тивности и мощности (RIA). Кроме того, используя качество разборности ТВС, стенды инспекций в бас- сейне выдержки АЭС, устоявшуюся законодатель- ную базу в области получения и использования ли- цензий, инженерно-аналитический подход регули- рующего органа к оценке безопасности, фирма SIEMENS в коммерческом реакторе произвела опытно-промышленную эксплуатацию отдельных топливных стержней штатных используемых в на- стоящее время ТВС до выгорания 75 МВт.сут./кг. урана. 4.1. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ ОТДЕЛЬ- НЫХ ВАЖНЫХ ПАРАМЕТРОВ И ЯВЛЕНИЙ ПРИ ГЛУБОКОМ ВЫГОРАНИИ ТОПЛИВА 4.1.1.КОРРОЗИЯ ОБОЛОЧКИ (ОКИСНАЯ ПЛЕНКА), ГИДРИРОВАНИЕ (НАВОДОРАЖИ- ВАНИЕ) ОБОЛОЧКИ Отмечается недостаточное коррозионное сопро- тивление топливной оболочки на основе сплава типа циркаллой - 4 (толщина окисной пленки может до- стигать 100 и более микрометров). Указанный недо- статок преодолевается использованием Duplex-обо- лочек (SIEMENS), разработкой и внедрением в каче- стве материала оболочки новых сплавов на основе циркония, ниобия, железа (SIEMENS, Westinghouse, Framatome; JAERI - Mitssubishi, Япония; АО "ТВЭЛ", Россия). s4.1.2. ВЫДЕЛЕНИЕ ИЗ МАТРИЦЫ ТОПЛИВА ГАЗООБРАЗНЫХ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ И ИЗМЕНЕНИЕ ТЕПЛОПРОВОДНОСТИ ТОП- ЛИВА Накопление газообразных продуктов деления - атомов Xe, Kr в матрице топлива происходит про- порционально выгоранию топлива. Доля выделяю- щихся под оболочку газов с ростом выгорания уве- личивается за счет растрескивания структуры та- блетки, образования пор во внешнем слое таблетки. В исследовательском BWR реакторе Halden - центра были проведены испытания рефабрикован- ных и инструментированных датчиками ТВЭЛ. Ис- ходные ТВЭЛ были предварительно облучены в коммерческом LWR до 59 МВт.сут/кг урана. Газо- выделение оказалось меньше, чем ожидалось по ре- 54 зультатам экстраполяции данных, полученных для среднего выгорания (40 МВт.сут/кг урана ). Аналогичная тенденция была зафиксирована для температуры центральной части таблет- ки, температура оказалась меньше прогнозируемой [12]. Согласно уточненным данным теплопроводность топлива (Вт.м-1.К-1) составляет: - при температуре 1000 К 2,8; 2,6 и 2,3 для выго- рания 20, 40 и 60 МВт.сут/кг урана соответственно; - при температуре 1500 К 2,3; 2,15 и 1,9 для вы- горания 20, 40 и 60 МВт.сут/кг урана соответствен- но; - при температуре 2000 К 2,15; 2,0 и 1,8 для вы- горания 20, 40 и 60 МВт.сут/кг урана соответствен- но. 4.1.3. ИЗМЕНЕНИЕ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ ВНЕШНЕЙ ЧАСТИ ТОПЛИВНОЙ ТАБЛЕТКИ (RIM- СЛОЙ) RIM-слой образуется при глубоких выгораниях топлива. Хотя это явление интенсивно исследуется в течение последних 10 лет, причины, и следствия еще не полностью поняты. Четыре этапа этого явле- ния были идентифицированы: - прогрессивное исчезновение Хе; - начальное зарождение пор от 0,5 до 1мкм; - разукрупнение зерна вокруг пор (размеры (0,1…0,2) мкм); - общее разукрупнение зерна в зонах между порами (размеры (0,4…0,5) мкм); Образующаяся пористость, очевидно, приводит к снижению теплопроводности, но не в такой мере, как ожидалось. Структура пористой периферийной зоны противостоит дальнейшему растрескиванию. Исследователи считают, что RIM-слой способен уменьшить местные напряжения в течение измене- ний (скачков) мощности. Получено эксперименталь- ное доказательство идеи уменьшения механического взаимодействия топлива с оболочкой (PCMI) при высоком выгорании топлива за счет образования "рыхлого" RIM-слоя [13]. Анализируя данные исследований можно утвер- ждать, что образование RIM-слоя не является пре- пятствием для дальнейшего повышения выгорания топлива коммерческих реакторов. 4.1.4. ВЛИЯНИЕ ВЫГОРАНИЯ НА ПОВЕДЕ- НИЕ И ХАРАКТЕРИСТИКИ ТОПЛИВА ПРИ «РЕАКТИВНОСТНЫХ» АВАРИЯХ (RIA) И АВАРИЯХ С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ (LOCA) Исследование топлива при «реактивностных» авариях получило дальнейшее развитие после ава- рии на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС в 1986 г. Эксперименты со свежими модельными ТВЭЛ проводились на импульсных реакторах (70-е годы: SPERT и PBF - США, 80-90-е годы: CABRI - Фран- ция, NSRR - Япония, ИГР - Россия-Казахстан (Се- мипалатинск-21), БИГР – Арзамас-16 - Россия), обеспечивающих режимы (регулируемых или нере- гулируемых) самогасящихся нейтронных вспышек с введением избыточной положительной реактивно- сти от 1 βэф до 4 βэф. Полуширина импульса энерговыделения в экспе- риментах с топливом PWR составляла в большинстве случаев (10-20) мс и только в одном случае 64 мс. Для топлива ВВЭР проведены эксперименты с короткими вспышками, полуширина импульса (2… 10) мс (БИГР) и длинными вспышками, полуширина импульса - 700 мс (ИГР) [5]. После отработки методик и определения основ- ных закономерностей проведено несколько дорого- стоящих экспериментов с рефабрикованными мо- дельными ТВЭЛ, имеющих выгорание до 55…65 МВт.сут/кг урана. Основным параметром определяющим сохране- ние первого - второго барьера безопасности матри- ца-оболочка при выбегах реактивности и мощности, является допустимая величина энтальпии (кал/г топ- лива). Для необлученного топлива эта величина прини- мается: 280 кал/г - в США; 230 кал/г - Япония, Европа (200 кал/г –Франция); 230 кал/г - Россия, топливо ВВЭР. Для топлива с глубоким выгоранием этот пара- метр еще требует уточнения, хотя некоторые страны (фирмы) уже оценили значение этого параметра, например SIEMENS: 100 кал/г - для ТВЭЛ с неокисленной оболочкой и локального гидрирования (оболочка с отсутствием коррозионного растрескивания ); 60 кал/г - для ТВЭЛ, имеющего окисленную обо- лочку и локальное гидрирование [11]. Проведенные на реакторе БИГР эксперименты с рефабрикованными ТВЭЛ ВВЭР-1000, имеющими выгорание 48 и 61 МВт.сут/кг урана при выделении энергии в диапазоне 144…189 кал/г, показали отсут- ствие разгерметизации оболочки. Термофизическое поведение топливной оболоч- ки с глубоким выгоранием оказалось аналогичным необлученному топливу. Из-за наличия центрального отверстия и большей коррозионной стойкости топливной обо- лочки топливо ВВЭР более устойчиво к авариям с выбегом реактивности и мощности (оболочки топлива ВВЭР сохранили герметичность при эн- тальпии по крайней мере в 1,5-2 раза больше, чем для топлива PWR). Для оболочки ВВЭР характерно раздутие и об- разование аксиальной трещины, для оболочки PWR разгерметизация оболочки происходит из-за взаимо- действия с таблетками. Хотя допустимая величина энтальпии для топлива PWR с высоким выгоранием как минимум в 2 раза меньше, чем для свежего топлива, не имеется веских однозначных оснований ограничивать выгорание топлива по этому критерию, поскольку, во-первых, должна быть сведена до минимума вероятность ре- активностной аварии. Во-вторых, из-за физических характеристик активной зоны сценарии с быстрым введением соответствующей положитель- ной реактивности маловероятны. 55 Реакторы типа PWR и BWR, как правило, имеют отрицательные мощностный и температурный эф- фекты реактивности. Положительный пустотный эффект реактивности присущ реакторам типа РБМК и CANDU, в которых не используется глубокое вы- горание топлива. Согласно экспериментальным и расчетным дан- ным поведение оболочки топлива с глубоким выго- ранием при параметрах, соответствующих аварии с потерей теплоносителя (LOCA), существенно не от- личается от поведения оболочки необлученного топ- лива. ЗАКЛЮЧЕНИЕ Конкурентоспособность атомной энергетики (АЭС) в условиях возросших требований по без- опасности, снижения радиационного воздействия на окружающую среду и надежности функционирова- ния определяется в первую очередь снижением сто- имости ядерного топливного цикла, сокращением сроков сооружения и степенью унификации эволю- ционных водоохлаждаемых реакторов. Снижение стоимости топливного цикла обеспе- чивается путем увеличения выгорания топлива и со- ответственно снижением количества отработанного ядерного топлива (ОЯТ) на единицу выработанной Э/Э. Успешная реализация Программ увеличения вы- горания топлива ведущими фирмами производите- лями топлива, национальными и международными исследовательскими центрами позволяет говорить, что нет серьезных технических препятствий для ли- цензирования в ближайшем будущем топлива LWR с допустимым выгоранием (среднее по ТВС ) 60… 65 МВт.сут/кг урана. ЛИТЕРАТУРА 1. L.F. Van Svam et.al. BWR and PWR fuel perfor- mance at high burnup // Proceedings of the 1997 ANS international topical meeting on LWR fuel per- formance. Portland. Oregon. March 2-6. 1997. (pub- lished by American N.S., INS., La Grand Park, ILL 60526, USA). P.455-462. 2. R. Manzel, M. Coquerelle. Fission gas release and pellet structure at extended burnup // Proceedings of the 1997 ANS international topical meeting on LWR fuel performance. Portland. Oregon. March 2-6 1997. P.463-470. 3. . D. Markov, A. Smirnov et.al. Validation of ВВЭР- 1000 fuel rod efficiency at operation during for fuel cycles // Third International seminar of WWER fuel performance, modeling and experimental support. Pamporovo. Bulgaria. 4-8 October 1999. 4. A. Smirnov, B.Kanashov et.al. Examination of fis- sion gas release and fuel structure of high burnup under transient condition // Third International seminar of WWER fuel performance, modeling and experimental support. Pamporovo. Bulgaria. 4-8 Oc- tober 1999. 5. Yu. Bibilashvili, I. Smirnov, B. Smirnov, V. As- molov et.al. Experimental and calculation research of WWER high burnup fuel rod behaviour in pulse test on the BIG // Third International seminar of WWER fuel performance, modeling and experimen- tal support. Pamporovo. Bulgaria. 4-8 October 1999. 6. Ralph O. Meyer et.al. A regulatory assessment of test data for reactivity accident // Proceedings of the 1997 ANS international topical meeting on LWR fuel performance. Portland. Oregon. March 2-6 1997. P.729-740. 7. J. Banck Mechanical systems, components nuclear waste management, marketing & projects. Siemens. (KWU) // Proceedings of a Symposium “Storage of spent fuel from power reactors”. Vienna. 9-13 Nov. 1998. IAEA-TECDOC-1089. P. 207-213. 8. Ray Dodds. BNFL/UK. Nuclear Fuel Activities, Evaluation of Option, Economics Suммary. The lec- ture. Paris – Saclay. 1994. 9. "Spent fuel reprocessing and return of nuclear mate- rials in a fuel cycle". Presentation of Cogema at the fuel reprocessing plant construction problems meet- ing. Russia. Krasnoyarsk-26 (Zheleznogorsk). February 1996. 10. А. А. Афанасьев. Сравнение проблем и опыта эксплуатации активных зон с искревленными ТВС ВВЭР -1000 и PWR // Вопросы атомной науки и техники. Серия "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловеде- ние". 1998, вып. 1 (73), 2 (68). c.68-86. 11. H. Gross et.al. (Siemens AG (KWU)). Technical and licensing challenges and their solution for high bur- nup // IAEA Technical Committee Meeting on tech- nical and economics limits to fuel burnup extension. San Carlos de Bariloche. Argentina. 15-19 Novem- ber 1999. 12. T. Tverbeg, W. Wiesenack (OECD Halden Reactor Proyect Norway). Fission gas release and tempera- ture data from instrumented high burnup LWR fuel // IAEA Technical Committee Meeting on technical and economics limits to fuel burnup extension. San Carlos de Bariloche. Argentina. 15-19 November 1999. 13. Daniel Baron, Jose Spino (CEC Joint research Cen- tre). Does rim microstructure formation degrade the fuel rod performance // IAEA Technical Committee Meeting on technical and economics limits to fuel burnup extension. San Carlos de Bariloche. Argenti- na. 15-19 November 1999. 56 УДК 621.039 ВВЕДЕНИЕ Таблица 1 Стоимость компонентов «заднего края» топливного цикла для PWR (базовые цены) Таблица 3 Сводные данные по всем выгруженным ТВС украинских АЭС

Повышение экономичности топливных циклов ВВЭР-1000 путем увеличения выгорания топлива

Institution

Similar Items