Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000

Объемный расход теплоносителя определяется по паспортным напорным характеристикам ГЦН, содержащимся в паспортах на выемные части ГЦН, установленные на блоке АЭС. Расчет производится на основе коэффициентов аппроксимации напорных характеристик по формуле:

1

F

Fном 1

Fном 3

2

Qi =

A

+ B

Hi +C

Hi

, (6.3.2)

1000

F

F

F

ном

где Qi – объёмный расход теплоносителя по i-й петле, м3/ч; А,В,С – коэффициенты напорных характеристик ГЦН; F – частота питания ГЦН, Гц; Fном – номинальная частота питания ГЦН 50,0 Гц; Hi – напор ГЦН, м.

Напор ГЦН рассчитывается следующим образом:
	Hi =	PГЦНi 1000	,	(6.3.3)
		ρi
где P	– перепад давления на ГЦН, кгс/см2.
гцнi

В каждой нитке петли находится одно термосопротивление, по сигналу которого рассчитана температура Ттс, и две термопары, по сигналам которых рассчитаны температуры Ттп1 и Ттп2. Результирующее значение температуры в нитке i-й петли определяется следующим образом:

T =	K1Tтсi + K2 (Tтп1i +Tтп2i )		,	(6.3.4)
i	K1	+ 2K2

где: K1, K2 – весовые коэффициенты для термосопротивления и термопар.

По результирующему значению температуры в нитке петли рассчитываются плотность теплоносителя и энтальпия.

Тепловая мощность петли первого контура определяется следующим образом:

Nпт(i) =	Gпт (i)[Iгн(i) − Iхн(i)]	,	(6.3.5)
3600

где Nпт(i) – тепловая мощность петли, МВт; Gпт(i) – массовый расход теплоносителя в петле первого контура, кт/ч; Iгп(i) – энтальпия теплоносителя в горячей нитке, кДж/кг; Ixн(i) – энтальпия теплоно-

141

сителя в холодной нитке, кДж/кг; 3600 – коэффициент размерности; i – номер петли.

Суммарная тепловая мощность петель первого контура определяется следующим образом:

N1к = ∑4	Nпт (i) − NГЦН ,	(6.3.6)
i=1

где N1к – тепловая мощность всех петель первого контура, МВт; Nпт(i) – тепловая мощность i-й петли первого контура, МВт; NГЦН – дополнительная мощность, вносимая ГЦН (МВт) и тепловые потери в первом контуре.

Погрешность определения мощности по параметрам 1-го контура составляет ±1,63 % [8].

6.4. Определение тепловой мощности по 2-му контуру

В ВМПО «Хортица» массовый расход питательной воды по i-й петле в парогенераторе рассчитывается из объёмного расхода питательной воды с учётом тарировки расходомерных шайб:

Gпв(i) =Qпв(i) ρтарρпв(i) ,

(6.4.1)

где Gпв(i) – массовый расход питательной воды по i-й петле 2-го контура, кт/ч; Qпв(i) – измеренный объёмный расход питательной

воды по i-й петле 2-го контура, тыс. м3/ч; ρтар – плотность питательной воды при тарировке расходомерной шайбы, кг/м3; ρпв(i) – плотность питательной воды в петле 2-го контура при измеренной температуре и давлении, кг/м3.

Тепловая мощность по одной петле второго контура определяется следующим образом:

Nпт(i) =	Gпв(i)[Iп(i) − Iпв(i)]	,	(6.4.2)
3600

где Nпт(i) – тепловая мощность i-й петли 2-го контура, МВт; Gпв(i) – расход питательной воды по i-й петле 2-го контура (по одной из расходомерных шайб RL71–74F01), кт/ч; Iп – энтальпия пара, кДж/кг; IПВ(i) – энтальпия питательной воды i-й нитки, кДж/кг; 3600

– коэффициент размерности; i – номер петли.

142

Суммарная тепловая мощность петель второго контура определяется следующим образом:

N2к = ∑4	Nпт(i) ,	(6.4.3)
i=1

где: N2к – тепловая мощность петель второго контура, МВт; Nпт(i) – тепловая мощность петли второго контура, МВт.

Погрешность определения мощности по параметрам 2-го контура составляет ±1,66 % [8 ].

6.5.Определение тепловой мощности по ПВД

ВВМПО «Хортица» тепловая мощность по одной нитке ПВД определяется следующим образом:

Nпт(i) =	Gпдм(i)[Iп(i) − Iпв(i)]	,	(6.5.1)
3600

где Nпт(i) – тепловая мощность i-й нитки ПВД, МВт; Gпдм(i) – расход питательной воды i-й нитки после ПВД (по одной из расходо-

мерных шайб RL61–62F01), кт/ч; Iп – энтальпия пара, кДж/кг; Iпв – энтальпия питательной воды, кДж/кг; 3600 – коэффициент размерности; i – номер нитки.

Суммарная тепловая мощность второго контура по ПВД опре-

деляется следующим образом:
Nпдв = ∑2	Nпт (i) ,	(6.5.2)
i=1

где Nпвд – суммарная тепловая мощность второго контура по ПВД, МВт; Nпт(i) – достоверная тепловая мощность петли второго контура по расходу питательной воды после ПВД, МВт.

Погрешность определения мощности по ПВД составляет ±2,35 % [8].

6.6. Определение коэффициентов неравномерности распределения энерговыделения

На рис. 6.3 приведено расположение ОР СУЗ и номера ячеек ТВС в реакторе ВВЭР-1000.

143

Рис. 6.3. Расположение ОР СУЗ и номера ячеек ТВС

На рис. 6.4 приведена картограмма расположения датчиков термоконтроля и каналов нейтронного измерения. Сигналы с датчиков термоконтроля и энерговыделения заводятся в СВРК и участвуют в расчётах мощностей и полей энерговыделения. ВМПО «Хортица» при расчёте нейтронного поля разбивает каждую из 163 ТВС по высоте на 16 участков (m = 1, ..., 16).

144

Рис. 6.4. Картограмма размещения датчиков термоконтроля и каналов нейтронного измерения серийного реактора ВВЭР-1000

Таким образом, получается 163 16 = 2608 участков в активной зоне. Среднее энерговыделение по 2608 (j = i m = 2608) участкам вычисляется следующим образом:

	2608
		∑ qv j
q	=	j=1	.	(6.6.1)
cp	2608

Коэффициент неравномерности распределения энерговыделения по активной зоне kvj для каждого из 2608 участков (j = 1, ..., 2608) рассчитывается следующим образом:

145

kv j =	qv j	.	(6.6.2)
	qcp

Максимальные значения kv на уровне мощности 100 % устанавливаются индивидуально для каждой ТВС в «Рабочем технологическом регламенте безопасной эксплуатации энергоблока». При

повышении kvj больше регламентного мощность реакторной установки должна быть снижена. Коэффициент неравномерности распределения энерговыделения по радиусу активной зоны kqi для каждой из 163 ТВС участков (i = 1, ..., 163) рассчитывается следующим образом:

	16
		∑qvjm
	kqi =	m=1	.	(6.6.3)
		qcp 16

Максимальное значение kqi на уровне мощности 100 % устанавливается равным 1.35. При повышении kqi больше 1,35, мощность реакторной установки должна быть снижена обратно пропорцио-

нально kqi.

Погрешность определения коэффициентов неравномерности составляет ±5 % [7].

146

7. ТОПЛИВО И РЕАКТОРНЫЕ МАТЕРИАЛЫ

7.1. Реакторные материалы

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Защитные оболочки, каналы, замедлители (отражатели) изготавливают из материалов с небольшими сечениями поглощения. Для регулирующих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру материалов. Так, в твердом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решетки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решетки атомов на свое место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах, в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для ее сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка твэла – с теплоносителем и ядерным топливом). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

147

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые работают при высоком давлении.

К ядерному топливу относятся вещества, в состав которых входят делящиеся вещества (235U, 239Pu и др.). Примерами ядерного

топлива служат природный уран, двуокись урана UО2 сплавы урана с металлами, окись плутония PuО2 и др. В большинстве современных ядерных реакторов в качестве ядерного топлива используют урансодержащие вещества.

Природный уран состоит из трех изотопов: 238U (99,282 %), 235U (0,712 %) и 234U (0,006 %). Он не всегда пригоден как ядерное топ-

ливо, особенно если конструкционные материалы и замедлитель интенсивно поглощают нейтроны. В этом случае ядерное топливо изготавливают на основе обогащенного урана. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах используют уран с обогащением менее 10 %, а в реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах обогащение урана превышает 20 %. Обогащенный уран получают на специальных обогатительных заводах. В процессе обогащения природный уран разделяют на обогащенный уран и обедненный (отвальный) уран с небольшим содержанием 235U. Из обедненного урана изготовляют зоны воспроизводства реакторов-размно- жителей на быстрых нейтронах.

Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Его максимальная температура ограничивается 660°C. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Фазовый переход сопровождается увеличением объема урана, что может привести к разрушению защитной оболочки твэлов. При длительном облучении в температурном интервале 200–500 °C уран подвержен радиационному росту. Это явление заключается в том, что облученный урановый стержень удлиняется.

Использование металлического урана, особенно при температурах больше 500 °C, затрудняется процессом распухания (свеллинга). После деления ядра образуются два осколка деления, суммар-

148

ный объем атомов которых больше атома урана (плутония). Около 25 % атомов осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона). Атомы газов накапливаются в порах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счет изменения объема атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объема ядерного топлива, связанное с делением ядер.

Распухание зависит от глубины выгорания и температуры твэлов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа – с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению защитной оболочки. Ядерное топливо противодействует распуханию более эффективно, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает выгорание, которое является одной из главных оценок экономики атомной энергетики.

Радиационная стойкость и механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошему ядерному топливу относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: окислы, карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика – двуокись урана UO2. Ее температура плавления равна 2800 °C, а плотность –10,4 – 10,75 г/см3. У двуокиси урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет существенно повысить выгорание. Двуокись урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах.

Основной недостаток керамики – низкая теплопроводность – 2– 5 кДж/(м град), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового

149

потока в реакторах ВВЭР на двуокиси урана ~1,57 103 кВт/м2, при этом максимальная температура в стержневых твэлах может достигать 2200 °С. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Плутоний относится к низкоплавким металлам. Его температура плавления равна 640 °С. У плутония плохие пластические свойства, поэтому он почти не поддается механической обработке. Технология изготовления твэлов усложняется еще токсичностью плутония. Для приготовления ядерного топлива обычно используется окись плутония, ее смеси с окислами, карбидами урана, сплавы плутония с металлами.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO2, UC, PuO2 и других соединений урана и плутония размещают порознь (гетерогенно) в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива.

Отвод тепла, выделяющегося в реакторе, осуществляется теплоносителем (вода, тяжелая вода, газ, натрий и др.). Конкретный теплоноситель обуславливает определенное направление развития атомной энергетики.

Один из самых распространенных теплоносителей – вода. Природная вода содержит небольшую концентрацию тяжелой воды (0,017 %), различные примеси и растворенные газы. Присутствие примесей и газов делает воду химически активной с металлами. Поэтому воду, прежде чем использовать ее как теплоноситель, очищают от примесей методом выпаривания и деаэрируют, т.е. удаляют из воды газы.

В первом контуре циркулирует радиоактивная вода. Основной источник активности воды – это примеси, появление которых в воде связано с коррозией узлов первого контура и технологическими загрязнениями делящимися веществами внешней поверхности твэлов. Концентрацию радиоактивных примесей в воде снижают фильтрованием.

Под действием нейтронов на ядрах кислорода идут реакции 18O(n,γ)19O, 16O(n,p)16N, в которых образуются радиоактивные ядра

150