CC BY
856
ГЛОБАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ, 2013 №4(9), С.53-57 = ЭКСПЛУАТАЦИЯ АЭС
УДК 621.039.52.04.:621.311.25
ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ
© 2013 г. Д.Н. Казьмин, И.А. Якубенко
Волгодонский инженерно-технический институт - филиал Национального исследовательского ядерного
университета «МИФИ», Волгодонск, Ростовская обл.
Поступила в редакцию 18.10.2013 г.
В статье анализируется ядерное топливо, применяемое на различных реакторных установках действующих АЭС России, оценивается его современное состояние. Рассмотрены перспективные разработки топлива и эффект, достижимый за счет их внедрения.
Ключевые слова: ядерное топливо, спеченная двуокись урана, тепловыделяющие сборки, «отвальный уран», составные твэлы, зоны воспроизводства, ТВС-2, ТВСА, среднее выгорание ТВС, уран-эрбиевое топливо, ТВС четвертого поколения, ТВС с центральным закреплением твэлов, МОКС-топливо.
Ядерное топливо служит для получения энергии в ядерном реакторе в результате ядерной цепной реакции. Обычно представляет собой смесь, содержащую как
делящиеся ядра, например 92 , так и ядра 92 или (и) 9(Т , способные в результате
233и 239Ри
захвата нейтронов образовывать делящиеся ядра 92 и 94 , не существующие в природе. Иногда ядерное топливо называется «ядерным горючим», хотя этот термин чаще применяют для обозначения только делящихся ядер. Этот вид топлива гораздо сложнее в изготовлении и применении, чем любое другое топливо ввиду своей радиационной особенности.
Для того чтобы получить ядерное топливо, необходимо добыть и переработать урановую руду. В отличие от угля, урановую руду нельзя подавать непосредственно на электростанцию. Сначала ее надо очистить от посторонних примесей, повысить
235и
содержание изотопа 92 (провести обогащение) и поместить в специальные топливные сборки. Прежде, чем добываемый из руды уран попадает в реактор, он должен пройти целый ряд технологических переделов, называемых топливным циклом.
238^ 235^у-
Добываемый природный уран состоит из трех изотопов 92 (99,282 %), 92
234и
(0,712 %) и 92 (0,006 %). Он не всегда пригоден в качестве ядерного топлива, особенно если конструкционные материалы и замедлитель интенсивно поглощают нейтроны. В этом случае ядерное топливо изготавливают на основе обогащенного
235и
урана, содержание делящихся ядер 92 в котором повышают до необходимого значения. Далее топливо проходит термическую обработку с целью получения тугоплавких соединений урана и надежной оболочки: окислов, карбидов и интерметаллических соединений. Наиболее широкое применение получила керамика -спеченная двуокись урана и02 в виде таблеток.
На АЭС ядерное топливо приходит в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), которые загружаются в реактор на место выгоревших ТВС.
©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2014
В настоящее время в России на 10 действующих АЭС эксплуатируется 33 энергоблока общей мощностью 23 643 МВт, из них 17 реакторов с водой под давлением - 11 ВВЭР-1000, 6 ВВЭР-440; 15 канальных кипящих реакторов - 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6; 1 реактор на быстрых нейтронах - БН-600. Мы рассмотрим топливо для трех видов энергетических установок: реакторов типа ВВЭР, канальных кипящих реакторов РБМК-1000 и реакторных установок типа БН-600(БН-800).
ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ
Преимуществом реактора на быстрых нейтронов является возможность
238и
вовлечения в энергетику трудно делящегося 92 - основного изотопа в природном уране. Кроме того, высокопоточный реактор на быстрых нейтронах позволяет
239Ри
нарабатывать 94 - ценное топливо для тех же ядерных реакторов. Быстрые реакторы открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены
238^ 232^ 235£у
запасы 92 и 90 ,которых в природе значительно больше, чем 92 - основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего
235и
Активная зона состоит из трех типов ТВС, содержащих топливоразного обогащения с массовой долей урана-235 - 17%, 21% и 26% . Составные твэлы по длине активной зоны заполнены втулками из обогащенного оксида урана (или смеси оксидов урана и плутония), а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси"отвального" урана. Твэлы периферийной зоны воспроизводства целиком заполнены брикетами из "отвального" урана. Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (бланкетами), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим
238и
99,7-99,8% 92и .
ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР
ВВЭР-440
С 2002 года для блоков второй очереди (В-213) реакторов ВВЭР-440 ОАО «МСЗ» выпускает ТВС 11-го поколения. Наряду с надёжностью эти кассеты позволяют повысить мощность реакторов ВВЭР-440 на 5-8%, что и осуществляется в настоящее время на АЭС России (Кольская АЭС). Для блоков 1-ой очереди (типа В-230), начиная с 2005 года выпускается, т.н. «вибропрочные» ТВС 1-го поколения. Эти ТВС характеризуются повышенной надёжностью. В 2010 году для 4-го блока Кольской АЭС были изготовлены и установлены на опытно-промышленную эксплуатацию 12 рабочих кассет третьего поколения - бесчехловая каркасная конструкция с увеличенной загрузкой.
С момента пуска первого реактора ВВЭР-1000 непрерывно совершенствуется ядерное топливо с целью повышения эффективности его использования: для увеличения выработки электроэнергии путем повышения тепловой мощности реактора, увеличения коэффициента использования установленной мощности энергоблока, обеспечения работы АЭС в широком диапазоне маневренных режимов и др. Характер усовершенствований тепловыделяющих сборок для реакторов ВВЭР соответствует
мировым тенденциям улучшения топлива водо-водяных реакторов. В результате многолетних исследований сформировалась современная штатная тепловыделяющая сборка для реактора типа ВВЭР-1000 (конструкции ТВС-2 и ТВСА, разработка ОАО ОКБ «Гидропресс» и ОАО «ОКБМ Африкантов»[2,3]), являющаяся основой для разработки усовершенствованных видов ядерного топлива как для внедрения на действующих реакторах ВВЭР, так и для реакторов ВВЭР нового поколения (ВВЭР-1200) и имеющая следующие основные конструктивные особенности:
- формоустойчивый циркониевый каркас;
- внешний диаметр твэла - 9,1 мм;
- толщина циркониевой оболочки твэла - 0,685 мм;
- диаметр топливной таблетки - 7,6 мм;
- отверстие в центре топливной таблетки;
- максимальное обогащение топлива - 4,4%;
- высота топливного столба в холодном состоянии - 3530 мм;
- выгорающий поглотитель, интегрированный в топливо гадолиний;
- среднее выгорание ТВС - в пределах 50 МВт в сут /кг и.
Тепловыделяющая сборка этой конструкции успешно эксплуатируется на большинстве АЭС с реакторами ВВЭР-1000 в 12-месячном топливном цикле, она обеспечивает также возможность реализации топливных циклов с длительностью кампании топлива до 450 эфф. сут.
На энергоблоках № 2 и 3 Калининской АЭС с 2010 года эксплуатируются сборки ТВСА-РЬИБ, имеющие унифицированный с ТВС-2М топливный пучок с увеличенным на 150 мм топливным столбом и обеспечивающие аналогичные условия эксплуатации. Загрузка урана в ТВС-2М и ТВСА-РШЗ увеличена примерно на 6% в сравнении с базовыми вариантами
На энергоблоке № 1 Калининской АЭС с 2006 года в пятигодичном топливном цикле эксплуатируются кассеты типа ТВСА-АЛЬФАс увеличенной ураноемкостью за счет применения твэлов с топливными таблетками без центрального отверстия, с 8 дистанционирующими решетками. Загрузка урана в ТВСА-АЛЬФА в сравнении с ТВСА увеличена на ~ 10% и составляет ~ 546 кг.
ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РБМК-1000
С момента пуска первого блока реактора типа РБМК (1973 г., Ленинградская АЭС) проводились работы по модернизации и совершенствованию конструкции топлива, твэлов и ТВС с целью повышения безопасности и технико-экономических характеристик РБМК.
После аварии на Чернобыльской АЭС на всех действующих АЭС с РБМК проведен комплекс технических и организационных мероприятий, значительно повысившей уровень безопасности и надежности. К числу этих мероприятий относится перевод реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо - один из важнейших элементов модернизации активных зон РБМК.
Внедрение нового топлива позволяет значительно снизить паровой коэффициент реактивности, неравномерность энерговыделения, существенно повысить глубину выгорания топлива.
Первая опытная партия ТВС РБМК-1000 с топливом обогащением 2,6% и содержанием эрбия 0,41%. была изготовлена и направлена на Ленинградскую АЭС в 1996 году. В ходе реакторных испытаний были подтверждены расчетные параметры, что позволило перейти на серийное изготовление ТВС.
В дальнейшем, с целью повышения выгорания топлива были проведены работы в
обоснование повышения обогащения уран-эрбиевого топлива. В результате: в 2000г. разработаны рабочая конструкторская и техническая документации на ТВС РБМК-1000 с топливом обогащением 2,8% и содержанием эрбия 0,6%. В 4 кв. 2000г. проведены предварительные и приемочные испытания опытной партии ТВС (100шт.), которая в настоящее время успешно эксплуатируется на Ленинградской АЭС.
После проведения приемочных испытаний нового уран-эрбиевого топлива завод перешел на их серийное изготовление.
Основные результаты внедрения уран-эрбиевого топлива:
- значительно увеличилась глубина выгорания топлива (РБМК-1500 на 40-50%, РБМК-1000 на 20-25%);
- уменьшился расход ТВС;
- снизился паровой коэффициент реактивности;
- уменьшилась неравномерность энерговыделения;
- снизились отказы ТВС.
ПЕРСПЕКТИВЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ДЛЯ ВВЭР
Основной текущей задачей по развитию ядерного топлива для реакторов ВВЭР-1000 является разработка унифицированных проектов ТВС четвертого поколения (ТВС-4)на базе конструкций ТВС-2М и ТВСА-РШЗ: 12 дистанционирующих решеток, твэлы с топливной таблеткой без центрального отверстия, топливный столб - 3680 мм, загрузка и02 - 568,4 кг, топливный цикл - 3*510 или 5*333 эфф. сут. Данные конструкции ТВС будут полностью унифицированы по всем основным комплектующим элементам и будут отличаться только типом жесткого каркаса.
Предварительные расчеты показывают возможность увеличения на 8%загрузки урана в ТВС четвертого поколения. Последующее эволюционное развитие топлива ВВЭР, по-видимому, будет осуществляться в направлении дальнейшего увеличения энергопотенциала ТВС за счет увеличения обогащения топлива свыше 5%.
ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РАЗРАБОТКИ (ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРОВ БН)
В настоящее время реактор БН-600 работает с активной зоной из высокообогащенного урана с воспроизводящими торцевыми и боковым экранами из обедненного урана. Существует программа перевода БН-600 на гибридную активную зону, она предполагает:
- загрузку ТВС с МОКС-топливом на периферии активной зоны при одновременном сохранении урановых ТВС ближе к центру зоны. При этом конструкция МОКС ТВС будет аналогична конструкции урановых ТВС;
- использование МОКС-топлива в зоне высокого обогащения (около 20% активной зоны), что позволит израсходовать 0.271т плутония в год.
Плановый срок ввода в промышленную эксплуатацию IV энергоблока Белоярской АЭС с РУ БН-800 - 2014 г, но уже запущен процесс изготовления топлива для стартовой загрузки активной зоны реактора. Активная зона на этапе стартовой загрузки состоит из нескольких типов ТВС - с урановым оксидным топливом различного обогащения (массовая доля урана-235 - 18,5%, 21%, 24%), со смешанным уран-плутониевым оксидным таблеточным топливом, со смешанным уран-плутониевым оксидным виброуплотненным топливом.
Применение в реакторе БН-800 уран-плутониевого топлива позволяет:
- сформировать экологически чистый "замкнутый" ядерный топливный цикл;
- в 50 раз увеличить использование "отвального" природного урана, и
обеспечить атомную энергетику России топливом на длительную перспективу за счёт воспроизводства;
- утилизировать отработанное ядерное топливо АЭС на тепловых нейтронах.
- утилизировать радиоактивные отходы путем вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония. [1].
ВЫВОДЫ
1) Модернизация конструкций, а также разработка новых видов ТВС с целью повышения надежности ядерного топлива и его экономической эффективности имеет большую важность.
2) Целесообразно изготовление топливных таблеток без центральных отверстий и с вкраплением частиц эрбия, как самовыгорающего поглотителя.
3) Необходимо расширение применения в ТВС МОКС-топливодля реакторов ВВЭР и БН.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Фаворский, О.Н. Об энергетике России в ближайшие 20-30 лет [Текст] / О.Н. Фаворский // Вестник Российской академии наук. - 2007. - Вып. 2. - Т. 77. - С. 121-127.
2. Драгунов, Ю.Г. и др. Разработка и внедрение ТВС-2М для перспективных топливных циклов [Текст] / Ю.Г. Драгунов, С.Б. Рыжов, И.Н. Васильченко, С.Н. Кобелев // Атомная энергия. -2005. - Т. 99. - №6. - С. 432-437.
3. Кандалов, В.Б. и др. Тепловыделяющая сборка ТВСА ВВЭР-1000: направления развития и результаты эксплуатации [Текст] / В.Б. Кандалов, Д.Г. Преображенский, А.И. Романов, О.Б. Самойлов, А.А. Фальков, А.А. Шишкин // Атомная энергия. - 2007. - Т. 102. - №1. - С. 43-48.
Nuclear Fuel for NPP: Nowadays Situation and Development
D.N. Kazmin, I.A. Jakubenko
Volgodonsk Engineering Technical Institute the branch of National Research Nuclear University «MEPhI», 73/94 Lenin St., Volgodonsk, Rostov region, Russia 347360 e-mail:IA Yakubenko@mephi.ru
Abstract - The article says about nuclear fuel which is used at different reactors of active NPPs in Russia and its current state. The authors've also described the new prospects of fuel creation and its possible beneficial effects.
Keywords: nuclear fuel, sinter uranium dioxide, fuel assembly, waste uranium, composite fuel elements (composite FE), breeding zones, FA-2 (fuel assembly-2), alternative design fuel assembly, fuel assembly average burnout, uranium-erbium fuel, the fourth generation fuel assembly, fuel assembly with central setting of fuel elements, MOX-fuel.
