CC BY
140
_ЭКСПЛУАТАЦИЯ ОБЪЕКТОВ
АТОМНОЙ ОТРАСЛИ
УДК 621.039.5
СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ НЕЙТРОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРОИЗВОДСТВА WESTINGHOUSE И ТВЭЛ ДЛЯ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР-1000 ПО КОДУ SERPENT
© 2019 МА. Абу Сондос, В.М. Демин, А.Д. Смирнов
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
В этой работе проанализировано воздействие на изотопный состав отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 различных эксплуатационных условий, таких как концентрация борной кислоты, растворенной в воде, температура топлива и других. Другим фактором влияния являются технические характеристики, реализуемые при производстве топливных сборок, в частности масса топлива, его обогащение и другие массово-габаритные характеристики тепловыделяющих сборок (ТВС). Расчеты проводились на моделях топливных сборок реактора ВВЭР-1000. За основу были взяты типичные топливные сборки российских поставщиков ТВЭЛ и новые топливные сборки американской компании Westinghouse.
Ключевые слова: Serpent, ТВС-A, TBC-WR, ВВЭР-1000, ОЯТ и эксплуатационные условия.
Поступила в редакцию 25.03.2019 После доработки 26.04.2019 Принята к публикации 17.05.2019
ВВЕДЕНИЕ
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 г. началась загрузка ядерного топлива ТВС-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 ЮжноУкраинской АЭС.
В настоящей работе проведено сравнение российских ТВС компании ТВЭЛ [1-4] и топливных сборок компании Westinghouse [5] с точки зрения контроля и хранения отработавшего топлива. Существенные с точки зрения безопасности характеристики отработавшего топлива определяются главным образом изотопным составом, образующимся при выгорании топлива. Количественное 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, при котором происходили процессы выгорания [6, 7]. В зависимости от указанного спектра нейтронов ОЯТ с той же глубиной выгорания может иметь различный изотопный состав. Чем жестче был спектр нейтронов, тем больше U-238 участвует в процессе
104
АБУ СОНДОС и др.
выгорания (главным образом в реакциях захвата с образованием Ри-239), и тем больше и-235 остается в отработавшем топливе при одинаковом уровне выгорания [8].
В данной работе были рассчитаны концентрации изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-1000 разного производства при различных условиях эксплуатации: массы топлива и его обогащения, концентрации борной кислоты, растворенной в замедлителе, плотности воды и температуры топлива. Соответствующие операционные параметры представлены в таблице 1.
Таблица 1 - Операционные параметры, которые использовались при выполнении расчета изотопного состава ОЯТ [Operational parameters used in the calculation of the SNF isotopic composition] _
Параметр Среднее Макс. Мин.
Обогащение (мас.%) ТВС -A: 306*4,4%+6*3,6% (BA) TBC-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 [The main differences in the geometric and material parameters FA-A and FA-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
щ IpOOQC^ ЮШШ* э
* я • J *»*
• •
ф _ •*•
• • Юиос. •*•
' w -.a,
Рисунок 1 - Модель ТВС-A [FA -A Model] Рисунок 1 - Модель ТВС-WR [FA-WR Model]
Расчеты изотопного состава отработанных топливных сборок ВВЭР-1000 проводились с использованием программного комплекса Serpent (Версия 2.1.28) [9] и библиотеки ядерных данных ENDFB7 [10].
РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ Расчеты проводились на моделях топливных сборок ВВЭР-1000 до глубины выгорания 50 МВт.сут/кги, что соответствует примерно четырехлетнему топливному циклу (1361,84 дня). Средняя мощность ТВС за все время работы и для всех вариантов расчетов составляла 166 Вт/см.
Результаты расчетов коэффициента размножения нейтронов Кэфф в зависимости от глубины выгорания для средних рабочих условных (колонка Av., табл. 1) показано на рисунке 3.
1.35=
1 .3-
1.25-
1 .2-
1.15-
•W 1 1-^ 1.1
1.05-
1-
0.95-
0.9-
0.85 :
0 10 20 30 40 50
burnup (MW.day/Kg U)
Рисунок 3 - Зависимость Кэфф от глубины выгорания [Keff dependence on burnout depth]
Несмотря на больший объем топлива (552,8 против 497,9 кг), ТВС-WR Westinghouse имеет более низкие значения коэффициента размножения нейтронов Кэфф по сравнению с ТВС-A компании ТВЭЛ. Очевидно, это связано с более низким средним обогащением топлива ТВС-WR (табл. 1). Также заметно, что разница между двумя значениями в течение первых двух с половиной лет (до выгорания 31 МВт.сут/КгЦ) была постоянной (приблизительно 0,02), на третьем году она стала равной 0,015, а во время четвертого года быстро уменьшилась до 0,005.
Аналогично работе [11] для сравнения двух производителей ТВС выбраны параметры, играющие важную роль в оценке ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации свежего и хранении отработавшего топлива, а именно активность, остаточное выделение тепла, а также концентрация ряда изотопов U, Pu, Cs и Eu.
Предварительно сформированы диапазоны исходных данных для каждого выбранного параметра, к которым относятся характеристики топливной сборки и эксплуатационные данные (табл. 1). Диапазоны включают максимальные (колонка Макс. в табл. 1) и минимальные (колонка Мин. в табл. 1) значения рассматриваемого параметра относительно средней величины (колонка Среднее в табл. 1). Соответствующие результаты представлены на рисунках 4-12. В таблице 3 представлены отношения различных результатов с разными исходными данными для разных производителей и отношение между ними при средних показателях.
Таблица 3 - Изменения па
АБУ СОНДОС и др эаметров для ТВС-A и ТВС-WR [Parameter changes for FA-A and FA-WR]
Набор параметров ТВС-A ТВС-WR ТВС-WR/ТВС-A (Среднее)
Макс./Сред. Макс./Мин. Макс./Сред. Макс./Мин.
Концентрация Ш35 1,4 2,0 1,4 2,0 1,0
Концентрация Ш36 1,1 1,2 1,1 1,3 1,1
Концентрация Ри239 1,1 1,2 1,1 1,2 1,2
Концентрация Ри 1,0 1,1 1,0 1,1 1,2
Концентрация Еи154 1,0 1,1 1,0 1,1 1,2
Концентрация Cs134 1,0 1,0 1,0 1,0 1,1
Концентрация Cs 1,0 1,1 1,0 1,1 1,1
Остаточная теплота 1,0 1,0 1,0 1,0 1,1
Активность 1,0 1,0 1,0 1,0 1,1
0 0 5 1 1 5 2 2 5 3 3 5 4 4 5 5 Время выдержки (лет)
Рисунок 4 - Остаточное энерговыделения в зависимости от времени выдержки [Residual energy release depending on the exposure time]
:г TBC-A ( TBC-A 1 TBC-A 1 TBC-WR :р.) Макс.) Чин.) (Ср.)
TBC-WR (Мин.)
к
/ fj
V
<1
— TBC-A (Ср.) — TBC-A (Макс.) — TBC-A (Мин.) — TBC-WR (Ср.) — TBC-WR (Макс.) TBC-WR (Мин.)
Рисунок 7 - Масса 239Pu при эксплуатации [239Pu weight during operation]
Рисунок 10 - Масса Cs при эксплуатации и хранении [Cs mass during operation and storage]
(Ср.)
(Мин.) (Ср.)
1ин.)
Рисунок 5 - Масса 235U при эксплуатации [235U weight during operation]
— TBC-A (Ср.)
— TBC-A (Макс.) TBC-A (Мин.) TBC-WR (Ср.) TBC-WR(MaKC.) TBC-WR (Мин.)
2 5 3 3 5
Время выгорания (лет)
Рисунок 8 - Масса Pu при эксплуатации и хранении [Pu mass during operation and storage]
' TBCAAV —•— TBCAMAX ••••—•• TBCAMIN
-TBCWRAV
TBCWRMAX TBCWRMIN
Рисунок 6 - Масса 236U при эксплуатации [236U weight during operation]
Рисунок 9 - Масса 154Eu при эксплуатации и хранении [154Eu mass during operation and storage]
Рисунок 11 - Масса 134Cs при эксплуатации и хранении [134Cs mass during operation and storage]
TBC-A (Ср.) TBC-A (Макс.) TBC-A (Мин.) TBC-WR (Ср.) TBC-WR (Макс.) TBC-WR (Мин.)
Рисунок 12 - Активность ОЯТ в
зависимости от времени выдержки [SNF activity depending on the exposure time]
J 0 5 1 1 5 2 2 5 3 3 5 4
Время выгорания (лет)
7000
5000
О 4000
О 1 5
3000
000
31 23456789 10 Время выгорания (лет)
J 0 5 1 1 5 2 2 5 3 3 5
Время выгорания (лет)
3000
2500
1500
500
0 5 10 15 20 25 30 35 40
Время выгорания и выдержки (лет)
Представленные концентрации изотопов рассчитывались на момент выгрузки топлива из зоны реактора (при выгорании 50 МВт.сут./кги), а остаточное тепловыделение и активность рассчитывались через 3 года охлаждения в бассейне выдержки.
ОБСУЖДЕНИЕ
Прежде всего следует отметить, что при том же выгорании ТВС-WR (Westinghouse) имеют более низкие значения коэффициента размножения нейтронов Кэфф относительно ТВС-А. Это означает, что в нормальных и аварийных условиях эксплуатации имеются дополнительные границы безопасности.
С другой стороны отметим, что значения Кэфф для двух моделей приближаются друг к другу на четвертом году эксплуатации (после глубины выгорания почти в 40 МВтхут/кг U), что обусловлено непрерывностью процесса выгорания в обеих моделях, несмотря на разницу в топливной массе и среднем обогащении разных производителей.
Путем сравнения результатов в таблице 3, можно отметить, что для всех изотопов изменения их концентраций из-за изменения условий эксплуатации в обеих моделях одинаковы. А сравнение концентраций изотопов в ТВС-WR и ТВС-А при одном условии эксплуатации (среднее) показывает, что изменение концентрации U между ними незначительно, а из-за разной топливной массы концентрация продуктов деления и Pu в ТВС-WR больше, чем в ТВС-А.
Из представленных результатов необходимо отметить немного более высокое остаточное тепловыделение и активность в ТВС-WR (Westinghouse) по сравнению с ТВС-A (ТВЭЛ) после 3 лет выдержки, что связано с концентрацией продуктов деления. Это может вызвать необходимость в немного более продолжительном охлаждении топлива после работы в бассейне с отработавшим топливом. Это может потребовать немного более длительного времени для хранения отработавшего топлива ТВС-WR (Westinghouse) в бассейне выдержки.
ВЫВОДЫ
В целом полученные результаты позволяют сделать вывод, что с точки зрения безопасного управления и хранения отработавшего топлива, возможно, использовать альтернативное ядерное топливо компании Westinghouse для реакторов ВВЭР-1000. Дополнительной модификации для него не требуется. Различия характеристик отработавших топливных сборок ТВС-A (ТВЭЛ) и ТВС-WR (Westinghouse) меньше, чем различия некоторых характеристик одного из них в зависимости от изменения условий эксплуатации.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Летч T., Халимончек. В., Кучин A. (2009) «Предложение эталона для расчетов выгорания активной зоны для активной зоны реактора ВВЭР-1000». Мюнхен, 2009.
2. Летч T., Халимончек. В., Кучин A. (2010) «Исправления и дополнения к предложению эталона для расчетов выгорания активной зоны для реактора ВВЭР-1000». Мюнхен, 2010. https://inis.iaea.org/collection/NCLCoUectionStore/_Public/41/131/41131407.pdf
3. Летч T., Халимончек. В., Кучин A. (2011) «Решения задачи 1 и задачи 2 эталона для расчета выгорания активной зоны реактора ВВЭР-1000». Мюнхен, 2011. https://inis.iaea.org/ collection/NCLCollectionStore/_Public/42/105/42105721 .pdf
4. Ковбасенко, Ю.В. Сравнительный анализ возможностей отработавшего топлива ВВЭР-1000 Westinghouse и ТВЭЛ [Текст] / Ю.В. Ковбасенко // Univers J Phys Appl. - № 10 (4). - С. 105109. DOI: 10.13189/ujpa.2016.100401
5. Мировые ядерные Новости Энергоатом планирует использовать топливо Westinghouse в Запорожье, Лондон (11 ноября 2015 г.) ISSN 2040-5766. URL: http://www.world-nuclear-
108 АБУ СОНДОС и др.
news.org/UF-Energoatom-plans-use-of-Westinghouse-fuel-at-Zaporozhe-11111501 .html (дата обращения: 20.12.2015).
6. Шидранк, П. Влияние эксплуатационных условий на изотопный состав отработавшего топлива реактора ВВЭР-440 [Текст] / П. Шидранк, В. Нашас // Инт. Конф. 7-9 июня 2011 Tatranske Matliare ENERGY - Ecol. - Экономический. - 2011. - Высокие Татры, Словацкая Республика. Словацкий Унив. Технология. Bratislava, Fac. Электр. Инженер. Бесконечность. Технология. Отдел. Nucl. Физический. С. 7-10.
7. Шнайдер, E.A. Вычислительно простая модель определения зависящего от времени спектрального потока нейтронов в активной зоне ядерного реактора. [Текст] / E.A. Шнайдер, М.Р. Дейнерт, К.Б. Каду // Журнал ядерных материалов. - 2006. - Т. 357. - Вып. 1-3. -С. 19-30. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2006.04.012.
8. Ковбасенко, Ю. Сравнительный анализ изотопного состава отработавшего топлива ВВЭР-1000 в зависимости от условий производства и эксплуатации [Текст] / Ю. Ковбасенко, Ю. Билодид, М. Еременко// 7-й межд. Конф. Nucl. Критический. Безопасность. Токай-Мура. -С. 661-665.
9. Липаннен, Дж выступление Дельта-отслеживание вальдшнепа в применение физики решетку с помощью змея физики реакторов методом Монте-Карло выгорания код расчета, летописи атомной энергии. - 2010. - Вып. 5. - С. 715-722. DOI: 10.1016/ъанусен.2010.01.011
10. Чедвик, М.Б. ENDF/B-VII.1 ядерные данные для науки и техники : сечения, ковариации, выходы продуктов деления и данные распада [Текст] / М.Б. Чедвик, M. Herman, П. Облозенску // Ядерные Паспорта. - 2011. - Т. 112. - С. 2887-2996. DOI: 10.1016/j.nds.2011.11.002.
11. Новак, О. ВВЭР 1000 Хмельницкий бенчмарк-анализ, рассчитанный Serpent2, Annals of Nuclear Energy. [Текст] / О. Новак, О. Чвала, Н.П. Лучано, Г.И. Мальдонадо // Serpent2, Annals of Nuclear Energy. - 2017. - Т. 110. - С. 948-957. DOI: 10.1016/ъанусен.2017.08.011.
REFERENCES
[1] Lotsch T., Khalimonchuk V., Kuchin A. (2009). Proposal of a benchmark for core burnup calculations for a VVER-1000 reactor core. Munich, 2009.
[2] Lotsch T., Khalimonchuk V., Kuchin A. (2010). Corrections and additions to the proposal of a benchmark for core burnup calculations for a VVER-1000 reactor. Munich, 2010.
[3] Lotsch 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. Munich, 2011.
[4] Kovbasenko Y. Sravnitel'ny'j analiz vozmozhnostej otrabotavshego topliva VVE'R-1000 Westinghouse i TVE'L [Comparative Analysis of WWER-1000 Westinghouse and TVEL Spent Fuel Capability]. Univers J Phys Appl 10(4), P. 105-109. DOI: 10.13189/ujpa.2016.100401 (in Russian).
[5] Mirovy'e yaderny'e Novosti E'nergoatom planiruet ispol'zovat' toplivo Westinghouse v Zaporozhye [World Nuclear News Energoatom Plans Use of Westinghouse Fuel at Zaporozhe] London. 11 November 2015 ISSN 2040-5766. URL: http://www.world-nuclear-news.org/UF-Energoatom-plans-use-of-Westinghouse-fuel-at-Zaporozhe-11111501.html (in Russian).
[6] Cudrnak P., Necas V. Vliyanie ekspluatacionnyx uslovij na izotopnyj sostav otrabotavshego topliva reaktora VVE'R-440 [Impact of the Operatinal Conditions on the Isotopic Composition of WWER-440 Reactor Spent Fuel] Int. Konf. 7-9 iyunya 2011 Tatranske Matliare ENERGY - Ecol. -E'konomicheskij [International Conference June 7-9, 2011 Tatranske Matliare ENERGY - Ecol. -Economics] 2011 High Tatras, Slovak Republic. Slovak Univ. Technol. Bratislava, Fac. Electr. Eng. Inf. Technol. Dep. Nucl. Phy. P. 7-10 (in Russian).
[7] Schneider E.A., Deinert M.R., Cady K.B. Vy'chislitel'no prostaya model' opredeleniya zavisyashhego ot vremeni spektraFnogo potoka nejtronov v aktivnoj zone yadernogo reaktora [Computationally Simple Model for Determining the Time Dependent Spectral Neutron Flux in Nuclear Reactor Core]. Zhurnal yaderny'x materialov [Journal of Nuclear Materials]. 2006. Vol. 357. Issue1-3. P. 19-30. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2006.04.012 (in Russian).
[8] Kovbasenko Y., Bilodid Y., Yeremenko M. Sravnitel'ny'j analiz izotopnogo sostava otrabotavshego topliva VVE'R-1000 v zavisimosti ot uslovij proizvodstva i e'kspluatacii [Comparative Analysis of Isotope Composition of WWER-1000 Spent Fuel Depending on their Manufactory and Operation Conditions]. 7-j mezhd. Konf. Nucl. Kriticheskij. Bezopasnost' [7th International Conference Nucl Crit. Safety]. Tokai-mura. P. 661-665 (in Russian).
[9] Leppanen J. Vy'stuplenie DeFta-otslezhivanie val'dshnepa v primenenie fiziki reshetku s pomoshh'yu zmeya fiziki reaktorov metodom Monte-Karlo vy'goraniya kod rascheta, letopisi atomnoj e'nergii [Performance of Woodcock Delta-Tracking in Lattice Physics Application Using
the Serpent Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, Annals of Nuclear Energy] 2010. Vol. 37. Issue 5. P. 715-722. DOI: 10.1016/j.anucene.2010.01.011 (in Russian).
[10] Chadwick MB., Herman M., Oblozinsky P. ENDF/B-VII.1 yaderny'e dannye dlya nauki i texniki : secheniya, kovariacii, vyxody' produktov deleniya i dannye raspada [ENDF/B-VII.1 Nuclear Data for Science and Technology: Cross Sections, Covariances, Fission Product Yields and Decay Data] Yadernye Pasporta [Nuclear Data Sheets]. 2011. Vol.112. P. 2887-2996. DOI: 10.1016/j.nds.2011.11.002 (in Russian).
[11] Novak O., Chvala O., Luciano N. P. XmeFniczkij benchmark-analiz, rasschitanny'j Serpent2, Annals of Nuclear Energy [WWER 1000 Khmelnitskiy Benchmark Analysis Calculated by Serpent2, Annals of Nuclear Energy] 2017. Vol. 110. P. 948-957. DOI: 10.1016/j.anucene.2017.08.011 (in Russian).
Comparative Analysis of Neutrons Properties of Nuclear Fuel Produced by Westinghouse and Fuel Element for WWER-1000 Reactors by code SERPENT
M.A. Abu Sondos1, V.M. Demin2, A. D. Smirnov3
Institute of Nuclear Physics and Technology (INP&T), National Research Nuclear University «MEPhI»,
Kashirskoye shosse, 31, Moscow, Russia 115409 'ORCID ID: 0000-0003-3954-151X Wos Researher ID: E-2735-20'9 e-mail: [email protected] 2ORCID ID: 0000-0003-3894-9396 Wos Researher ID: E-2750-20'9 e-mail: [email protected] 3 ORCID ID: 0000-000'-638'-8780 Wos Researher ID: E-3089-20'9 e-mail: [email protected]
Abstract -The paper analyzes the impact of spent nuclear fuel of WWER-1000 reactors of various operating conditions, such as the concentration of boric acid dissolved in water, the temperature of the fuel and others on the isotopic composition. Another factor of influence is the technical characteristics implemented in the production of fuel assemblies, in particular the mass of fuel, its enrichment and other mass-dimensional characteristics of fuel assemblies (FA). Calculations are carried out on models of fuel assemblies of the WWER-1000 reactor. The basis was taken of a typical fuel assembly of the Russian suppliers of fuel elements and fuel assembly of the Westinghouse American company.
Keywords: Serpent, FA-A, FA-WR, VVER-1000, SNF, operational conditions.
