СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ НЕЙТРОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА WESTINGHOUSE И ТВЭЛ ДЛЯ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР-1000 ПО КОДУ SERPENT

В этой работе проанализировано воздействие на изотопный состав отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000, вызванное различными эксплуатационными условиями, такими как концентрацией борной кислоты, растворенной в воде, температурой топлива и других. Кроме того, воздействие технических средств, применяемых при производстве топливных сборок, анализировалось по массе топлива и его обогащению. Расчеты проводились на моделях топливных сборок реактора ВВЭР-1000. За основу были взяты типичные топливные сборки российских поставщиков ТВЭЛ и новых топливных сборок американской компании Westinghouse.

СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ НЕЙТРОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА WESTINGHOUSE И ТВЭЛ ДЛЯ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР-1000 ПО КОДУ SERPENT

УДК: 621.039

ГРНТИ:

Демин Виктор Максимович

кандидат физико-математических наук, доцент

Национальный Исследовательский Ядерный Университет МИФИ

Заведующий кафедрой «Радиационная физика и безопасность атомных технологий»

г. Москва, Россия

E-mail: VMDemin@mephi.ru

Абу Сондос Махмуд Абдель Рахман Саламэх

аспирант

Национальный Исследовательский Ядерный Университет МИФИ

кафедра «Радиационная физика и безопасность атомных технологий»

г. Москва, Россия

E-mail: MAbusondos@mephi.ru

Смирнов Антон Дмитриевич

аспирант

Национальный Исследовательский Ядерный Университет МИФИ

кафедра «Теоретическая и экспериментальная физика реакторов»

г. Москва, Россия

E-mail: ADSmirnov@mephi.ru

THE COMPARATIVE ANALYSIS OF NEUTRONS PROPERTIES OF THE NUCLEAR FUEL PRODUCED BY THE WESTINGHOUSE AND THE TVEL FOR THE REACTORS VVER-1000 BY CODE SERPENT

Demin Viktor Maksimovich

Candidate of physical and mathematical Sciences

National Research Nuclear University MEPhI

Head of Department and associate Professor of the Department

«Radiation physics and safety of nuclear technologies»

Moscow, Russia

E-mail: VMDemin@mephi.ru

Abu Sondos Mahmoud Abdel Rahman Salameh

Post-graduate student

National Research Nuclear University MEPhI

of the Department «Radiation physics and safety of atomic technologies»

Moscow, Russia

Email: MAbusondos@mephi.ru.

ID ORCID: 0000-0003-3954-151X

Smirnov Anton Dmitrievich

Post-graduate student

National Research Nuclear University MEPhI

of the Department «Theoretical and experimental physics of reactors»

Moscow, Russia

E-mail: ADSmirnov@mephi.ru

АННОТАЦИЯ

В этой работе проанализировано воздействие на изотопный состав отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000, вызванное различными эксплуатационными условиями, такими как концентрацией борной кислоты, растворенной в воде, температурой топлива и других. Кроме того, воздействие технических средств, применяемых при производстве топливных сборок, анализировалось по массе топлива и его обогащению. Расчеты проводились на моделях топливных сборок реактора ВВЭР-1000. За основу были взяты типичные топливные сборки российских поставщиков ТВЭЛ и новых топливных сборок американской компании Westinghouse.

ABSTRACT

In this paper, we analyze the impact on isotopic composition of spent nuclear fuel VVER-1000, due to various operational conditions, such as concentration of boric acid dissolved in water, the temperature of the fuel, and others. In addition, the impact that is caused by the technological allowances applied while manufacturing fuel assemblies that were analyzed by the mass fuel and its enrichment. The calculations were performed on models of the fuel assemblies of reactor VVER-1000. The basis was taken of a typical fuel Assembly of the Russian TVEL suppliers and the new fuel assemblies of the American company Westinghouse.

Ключевые слова: SERPENT, TВС-A, TBC-WR, ВВЭР-1000, ОЯТ и эксплуатационные условия

Keywords: SERPENT, FA-A, FA-WR, VVER-1000, SNF and Operational Conditions

Введение. В энергетических реакторах в основном используется уран как ядерное топливо, из которого производятся другие изотопы. Уран-238 производит плутоний-239 в реакторе посредством облучения и последующего радиационного захвата. Создаются другие изотопы путем захвата нейтронов, которые обычно очень токсичны. Около 70 тонн плутония ежегодно накапливаются в отработавшем топливе [1].

В настоящее время оператор украинских АЭС компания «Энергоатом» планирует отдать под загрузку американского топлива Westinghouse шесть энергоблоков на Украине — два на Южно-Украинской АЭС и четыре на Запорожской АЭС. В середине июня 2016 года началась загрузка ядерного топлива TВС-WR компании Westinghouse в активную зону реактора пятого энергоблока Запорожской АЭС — крупнейшего энергетического объекта на Украине. Первую партию топлива Westinghouse туда доставили в феврале. Ранее топливо Westinghouse было загружено на два блока Южно-Украинской АЭС.

В настоящей работе сравниваются типичные сборки российских поставщиков ТВЭЛ [2-5] и новые топливные сборки компании Westinghouse [6] с точки зрения контроля и хранения отработавшего топлива. Характеристики отработавшего топлива, важные для безопасности, определяются главным образом изотопным составом, образующимся при выгорании топлива. Определение изотопного состава отработавшего топлива требуется для решения задач, связанных с:

1) Учетом и контролем количества опасного ядерного материала;

2) Определением исходных условий при анализе тепловой и радиационной безопасности;

3) Использованием выгорания в качестве параметра при обосновании ядерной безопасности систем управления отработавшим топливом.

Изотопный состав отработавшего топлива определяется не только уровнем его выгорания, но и теми условиями или, точнее говоря, спектром нейтронов, под которым происходило это выгорание [7,8]. Отработавшее ядерное топливо с тем же значением выгорания может иметь различный изотопный состав в зависимости от спектра нейтронов, в котором происходило это выгорание. Чем жестче был спектр нейтронов, тем больше U-238 участвует в процессе выгорания (главным образом, из-за образования Pu-239), и чем больше U-235 остается в отработавшем топливе при одинаковом уровне выгорания [9].

В работе будут рассчитаны концентрации изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-1000 в связи с различными условиями эксплуатации, такими как концентрация борной кислоты, растворенной в замедлителе, плотность воды, температуре топлива и масса топлива, и его обогащение, которые представлены в таблице 1.

Таблица 1 — Операционные параметры, которые использовались при выполнении расчета изотопного состава

Параметр Среднее Мак. Мин.
Обогащение (мас.%) TВС -A: 306*4,4%+6*3,6% (BA)

TВС-WR:240*4,2%+60*3,9%+6*3,6%+6*3,0%(BA)

+0,5

+0,5

-0,5

-0,5

Вес топливо (кг / ТВС) ТВС -A:497,9 / ТВС -WR:552,8 +(4,8)/(5,3) -(4,8)/(5,3)
Концентрация борной кислоты (ppm) 525 1050 0
Плотность воды (г / см3) 0,72 0,74 0,7
Температура топлива. (Grad K) 1050 1100 900

На рисунках 1 и 2 и в таблице 2 представлены параметры топливных сборок ТВС-A и ТВС-WR [2-5].

Таблица 2 — Основные различия в геометрических и материальных параметрах ТВС-A и ТВС-WR

Параметр ТВС -A ТВС -WR
Длина топливного элемента, мм 3530 3530
Масса (UO2), кг 497,9±4,8 552,8±5,3
Количество тепловыделяющих элементов 312/ТВС
Внутренний/Наружный диаметр топливной таблетки, мм 1.4/7.57 -/7,84
Внутренний / Наружный диаметр оболочки, мм 7,73/9,1 8,0/9,14
Материал оболочки/ плотность (г / см3) сплав Э110 / 6,45 сплав ZIRLOTM / 6,55
Центральная трубка
Внутренний/Наружный диаметр, мм 11,0/13,0 11,0/12,6
Материал/плотность (г / см3) сплав Э635 / 6,45 сплав ZIRLOTM / 6,55
Направляющая трубка (18 шт.)
Внутренний/Наружный диаметр, мм 10,9/12,6 11,0/12,6
Материал/плотность (г / см3) сплав Э635 сплав ZIRLOTM
C:\Users\Mahmoud\Desktop\третьязадача2\TBCA\TBCAAV\TBCAAVgeo1_geom1.png C:\Users\Mahmoud\Desktop\третьязадача2\TBCWR\TBCWRAV\TBCWRAVgeo_geom1.png
Рисунок 1 — Модель ТВС-A Рисунок 1 — Модель ТВС-WR

 

Для определения изотопного состава отработанных топливных сборок ВВЭР-1000 был выбран код Serpent (Версия 2.1.28) [10] и библиотеки ядерных данныхENDFB7 [11].

Результаты расчетов. Чтобы сравнить две модели, использованным для всех вариантов линейную мощность в ТВС 166 Вт/см через 1361,84 дня, до 50 Мвт.сут/кгU глубины выгорания.

Результаты расчетов коэффициента размножения нейтронов Kэфф в зависимости от глубины выгорания для средних рабочих условных (колонка Av., Таблица 1) показано на рисунке 3.

Рисунок 3 — Зависимость Кэфф от глубины выгорания

Несмотря на больший объем топлива (552,8 против 497,9 кг), Westinghouse ТВС-WR имеет более низкие значения коэффициента размножения нейтронов Kэфф по сравнению с ТВС-A компании ТВЭЛ. Очевидно, это связано с более низким средним обогащением топлива ТВС-WR. Также заметно, что разница между двумя значениями в течение первых двух с половиной лет (до выгорания 31 МВт.сут/КгU) была постоянной (приблизительно 0,02), и на третьем году она стала (0,015), а на четвертый год она быстро уменьшилась до 0,005.

Для анализа были безопасности характеристики ОЯТ, выбраны параметры, играющие важную роль в оценке ядерной и радиационной безопасности при управлении и хранении отработавшего топлива, таких как активность, остаточное выделение тепла, а также концентрация ряда изотопов U, Pu, Cs и Eu. Полученные результаты аналогичны результатам, опубликованным в работе [12].

По результатам предварительного анализа чувствительности сформированы наборы исходных данных для каждого выбранного параметра. К ним относятся характеристики топливной сборки (обогащение топлива и масса топлива) и эксплуатационные данные (температура топлива, концентрация борной кислоты в охлаждающей жидкости, плотность воды и температура), которые позволяют получить максимум (колонка Макс., Таблица 1) и минимум (колонка Мин., Таблица 1) значение рассматриваемого параметра относительно среднего значения (колонка Средний, Таблица 1).

Затем выполнялись вычисления для каждого набора исходных данных (Сре., Макс., Мин., См. Таблицу 1). Результаты этих расчетов представлены на рис. 4-12 и в таблице 3.

 

Таблица 3 — Изменения параметров для ТВС-A и ТВС-WR.

 

Набор параметров

ТВС-A ТВС-WR ТВС-WR/ТВС-A
Макс./Сре. Макс./Ми. Макс./Сре. Макс./Мин.
Концентрация U235 1,38 2,03 1,38 2,04 1,02
Концентрация U236 1,10 1,23 1,12 1,27 1,05
Концентрация Pu239 1,09 1,21 1,08 1,19 1,20
Концентрация Pu 1,04 1,09 1,04 1,09 1,19
Концентрация Eu154 1,02 1,06 1,02 1,06 1,21
Концентрация Cs134 0,97 0,95 0,98 0,95 1,13
Концентрация Cs 1,02 1,05 1,03 1,06 1,12
Остаточная теплота 0,99 0,97 0,99 0,97 1,12
Активность 1,01 1,02 0,99 1,00 1,09

 

Рис. 4 Остаточного теплота в С в зависимости от времени выдержки Рис. 7 Масса изотопа 239Pu при эксплуатации. Рис.10 Масса изотопа Cs при эксплуатации и хранении
Рис. 5 Масса изотопа 235U при эксплуатации Рис.8 Масса изотопа Pu при эксплуатации и хранении Рис.11 Масса изотопа 134Cs при эксплуатации и хранении
Рис. 6 Масса изотопа 236U при экплуатации. Рис.9 Масса изотопа 154Eu при эксплуатации и хранении Рис. 12 Активность ОЯТ в зависимости от времени выдержки.

Концентрация изотопов, представленных в таблице 3, рассчитывается на момент выгрузки топлива из зоны (при выгорании 50 МВт. сут./кгU). Но остаточное тепловыделение и активность представленных рассчитывались через 3 года охлаждения в бассейне выдержки.

Обсуждение. Прежде всего, следует отметить, что при том же выгорание ТВС-WR (Westinghouse) имеют более низкие значения коэффициента размножения нейтронов Kэфф относительно ТВС-А. Это означает, что в нормальных и аварийных условиях эксплуатации имеются дополнительные пределы безопасности, а также возможность дополнительной загрузки систем управления отработавшим топливом.

C другой стороны, отметим, что значение Кэфф в двух моделей сходит на четвертый год выгорания, что значит, что непрерывность выгорания равна в двуми моделям, и предпочтение модели ТВС-А, хотя топливная масса ниже.

Путем сравнения колонок 2 и 3 с 4 и 5 в таблице 3, можно отметить, что для всех изотопов, изменение концентрации за счет изменения состояния оператора в двух моделях одинаковый, что означает Альфа-водонепроницаемые обладают одинаковыми свойствами ТВС-а в этих условиях. В колонке 5 представлены сравнения между стандартным состоянием ТВС-WR и ТВС-А, очевидно, изменение концентрации актинидов (236U, 239Pu и Pu) между ними равна или меньше меняется из-за изменения условий операции. Но для концентрации продукта деления мы видим, что в FA-WR больше, чем в ТВС-А, и что из-за разной топливной массы.

Из таблицы 3, необходимо отметить немного более высокое остаточное тепловыделение и активность в ТВС-WR (Westinghouse) по сравнению с ТВС-A (ТВЭЛ) после 3 лет выдержки, и извесно что это связано с концентрацим продуктов делении. Это может вызвать необходимость в немного более продолжительном охлаждении топлива после работы в бассейне с отработавшим топливом. Это может потребовать немного более длительного охлаждения для отработавшего топлива в охлаждающем бассейне реактора.

Выводы.

В целом полученные результаты позволяют сделать вывод о том, что с точки зрения безопасного управления и хранения отработавшего топлива, реализующего новое альтернативное топливо компании Westinghouse на ВВЭР-1000, не требуются модификации текущих условий и процедур. Для большинства рассмотренных характеристик отработавшего топлива различия между ТВС-A (ТВЭЛ) и ТВС-WR (Westinghouse) меньше, чем общие изменения этих характеристик в зависимости от допусков и условий эксплуатации для некоторых характеристик.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ:

1. Plans for New Reactors Worldwide. [online]. World Nuclear Association. August 2010. http://www.worldnuclear.org/info/inf17.htm.

2. Lötsch T, Khalimonchuk V, Kuchin A (2009) PROPOSAL OF A BENCHMARK FOR CORE BURNUP CALCULATIONS FOR A VVER-1000 REACTOR CORE. 19th AER Symp. VVER React. Phys. React. Safety, St. St. Constantine Elena Resort, Bulg. Sept. 0801504:

3. Lötsch T, Khalimonchuk V, Kuchin A (2010) Corrections and additions to the proposal of a benchmark for core burnup calculations for a VVER-1000 reactor. 20th AER Symp. VVER React. Phys. React. Safety, Hanasaari, Espoo, Finland, Sept.

4. Lötsch T, Khalimonchuk V, Kuchin A (2011) SOLUTIONS FOR THE TASK 1 AND TASK 2 OF THE BENCHMARK FOR CORE BURNUP CALCULATIONS FOR A VVER-1000 REACTOR. 21st Symp. AER, Dresden, Ger. Sept. 0801504:

5. Kovbasenko Y (2016) Comparative Analysis of VVER-1000 Westinghouse and TVEL Spent Fuel Capability. Univers J Phys Appl 10:105–109. doi: 10.13189/ujpa.2016.100401

6. World Nuclear News Energoatom Plans Use of Westinghouse Fuel at Zaporozhe, London (11 November 2015) ISSN 2040-5766. Last accessed December 20, 2015 http://www.world-nuclear-news.org/UF-Energoatom-plans-use-of-Westinghouse-fuel-at-Zaporozhe-11111501.html.

7. Čudrnák P, Nečas V (2011) IMPACT OF THE OPERATINAL CONDITIONS ON THE ISOTOPIC COMPOSITION OF VVER-440 REACTOR SPENT FUEL. In: Int. Conf. June 7-9, 2011 Tatranské Matliare ENERGY – Ecol. – Econ. 2011 High Tatras, Slovak Republic. Slovak Univ. Technol. Bratislava, Fac. Electr. Eng. Inf. Technol. Dep. Nucl. Phy. pp 7–10

8. Schneider EA, Deinert MR, Cady KB (2006) A computationally simple model for determining the time dependent spectral neutron flux in a nuclear reactor core. J Nucl Mater 357:19–30.

9. Kovbasenko Y, Bilodid Y, Yeremenko M (2003) Comparative Analysis of Isotope Composition of VVER-1000 Spent Fuel Depending on Their Manufactory and Operation Conditions. In: 7th Int. Conf. Nucl. Crit. Safety. Tokai-mura. pp 661–665

10. Leppänen J (2015) Serpent – a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code.

11. Chadwick MB, Herman M, Obloˇ P, et al (2011) ENDF / B-VII . 1 Nuclear Data for Science and Technology : Cross Sections , Covariances , Fission Product Yields and Decay Data. Nucl Data Sheets 112 112:2887–2996. doi: 10.1016/j.nds.2011.11.002

12. Novak O, Chvala O, Luciano NP, Maldonado GI (2017) VVER 1000 Khmelnitskiy benchmark analysis calculated by Serpent2. Ann Nucl Energy 110:948–957. doi: 10.1016/j.anucene.2017.08.011

 

Добавить комментарий

Ваш e-mail не будет опубликован. Обязательные поля помечены *