Выговский Физические и конструкционные особенности ядерных 2011
.pdf
может начаться кипение теплоносителя. Кипение теплоносителя может быть поверхностным и объемным.
При поверхностном кипении температура оболочки выше температуры кипения воды (температуры насыщения), а температура теплоносителя ниже температуры насыщения. В этом случае наблюдается пузырьковый режим кипения, где пузыри свободно покидают поверхность оболочки и уносятся потоком воды (рис. 1.34). В этом случае теплообмен только улучшается, так как коэффициент теплоотдачи увеличивается в десятки раз при кипении на стенке. Однако, если тепловой поток локально заметно возрастет и скорость образования пузырей в этом месте увеличится, а скорость их уноса теплоносителем уменьшится (падает расход через зону, или деформация топливной решетки локально приводит уменьшению локальной массовой скорости теплоносителя), может образоваться на поверхности ТВЭЛ паровая пленка (рис. 1.35). При образовании
локальной паровой пленки коэффициент теплоотдачи падает в десятки раз и происходит перегрев оболочки.
Важно то, что даже при небольших тепловых потоках в топливе оболочка может запереть этот тепловой поток и начать перегреваться выше допустимых температур при допустимых температурах в
топливе. Существует критический тепловой поток, выше которого начинается образование паровой пленки на оболочке ТВЭЛ и наступает кризис теплоотдачи.
Описанный кризис является кризисом первого рода. Критический тепловой поток qкр зависит от скорости, давления и температуры теплоносителя, формы и размеров теплопередающей поверхности. Аналитического решения этой задачи нет, но для конкретных случаев получены эмпирические уравнения, позволяющие рассчитывать qкр в определенной области температур. Для реакто-
112
ров ВВЭР для расчета кризиса теплообмена в ТВС рекомендована формула Кириллова (1.20):
q = 0.795(1− x)n Gm (1−0.0185 p),где |
|
|
кр |
(1.20) |
|
m = 0.184 −0.311,n = 0.105 p −0.5. |
||
|
Формула (1.20) описывает экспериментальные данные в следующем диапазоне параметров: давления p=7.5–16.7 МПа; расхода G=700–3500 кг/(м2·с); паросодержания (по энтальпии) x = = -0.1— 0.4; длин l=1.7–3.5 м; диаметров d=9 мм; относительных шагов между ТВЭЛ s=1.35-1.385.
Чтобы не допустить пленочного кипения, необходимо так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном топливном элементе существовал запас по критической тепловой нагрузке:
DNBR = qкр >1, qкр − критический тепловой поток, Вт/м2
qmax
qmax − тепловой поток от ТВЭЛ в самой горячей точке зоны, Вт/м2 .
Величина DNBR называется относительным коэффициентом запаса до кризиса. Эта величина рассчитывается по разным методикам и при нормальной эксплуатации должна быть больше 1.1 (0.1 – расчетный запас в определении критического теплового потока). Величина qmax рассчитывается с учетом погрешностей в
измерениях интегральной мощности, в расчетах расходов через ТВС и нейтронных микрополей в активной зоне, и с учетом технологической погрешности в изготовлении ТВЭЛ и ТВС. Более подробно с расчетом максимального теплового потока будет рассказано в главе, посвященной расчетному обоснованию технической безопасности реакторной установки (РУ).
Помимо кризиса теплообмена первого рода существует и другая модификация кризиса, которая трактуется как следствие испарения или срыва водяной микропленки с поверхности ТВЭЛ. Считается, что кризис второго рода наступает только при больших паросодержаниях, превышающих некоторое граничное весовое паросодержание. Граничное паросодержание определяется по давлению и скорости теплоносителя. Рабочая гипотеза относительно механизма возникновения кризиса второго рода связывает развитие кри-
113
зисных явлений с наступлением объемного кипения в ТВС. При большом количестве пузырей в потоке воды, нагретой до температуры насыщения, они начинают объединяться друг с другом и могут заполнить все проходное сечение канала (снарядный режим кипения). Следствием этого является уменьшение расхода теплоносителя из-за повышения гидравлического сопротивления канала и жидкая пленка на поверхности ТВЭЛ начинает интенсивней испаряться, образуется паровая пленка и коэффициент теплоотдачи падает на поверхности оболочки ТВЭЛ. Характерной особенностью кризиса второго рода является его независимость от тепловой нагрузки.
При возникновении кризиса теплообмена на поверхности оболочки ТВЭЛ как первого, так и второго рода, начинается разогрев оболочки до высоких температур, при которых начинается химическая реакция окисления циркония при взаимодействии с водой:
Zr+Н2O → ZrO2 +2Н2 +Qр (где Qр − теплота реакции).
При этом освобождается водород, образующий взрывоопасную «гремучую смесь» с кислородом. Интенсивность данной реакции при невысоких температурах 0–350 °С чрезвычайна мала. При температурах больше 400 °С интенсивность этой реакции возрастает и начинается заметное окисление циркония, что ухудшает термомеханические свойства материала оболочки. При увеличении температуры скорость реакции возрастает. Когда температура циркония достигает 1000 °С, он начинает взаимодействовать напрямую с паром и реакция становится паро-циркониевой. При температурах выше 1200 °С реакция протекает очень быстро (минуты). Поскольку реакция является к тому же экзотермической ( Qр > 0), то выде-
ляется энергия, которая добавляется к энергии от топлива и может разогреть оболочку до температуры плавления 1860 °С.
Появление свободного водорода без наличия свободного кислорода не так уж и опасно, но под действием гамма-излучения происходит радиолиз воды:
2Н2O← →2Н2 +O2 .
Радиолиз воды становится источником кислорода и водорода, а реакция окисления циркония, а затем и паро-циркониевая реакция поставляет дополнительное количество водорода, который может
114
при наличии газовых пространств в реакторе накапливаться в них вместе с кислородом, что является очень опасным.
Помимо химических взаимодействий повышение температуры оболочки само по себе приводит к изменению термомеханических свойств. При температуре выше 350 °С прочностные свойства оболочки несколько ухудшаются, а пластические увеличиваются. Наиболее резко свойства оболочки изменяются в интервале температур от 400 до 500 °С.
Как видно из описанных выше особенностей поведения циркония при изменении температуры, существуют три уровня температурных показаний состояния оболочки. Первый уровень – 350 °С – означает некоторое ухудшение прочностных свойств. Второй уровень – 450 °С – означает резкое ухудшение прочностных свойств и заметное окисление циркония при взаимодействии с водой. Третий уровень – 1000–1200 °С – означает цепную химическую пароциркониевую реакцию. Этот уровень температур означает быстрое разрушение оболочки и вывод из строя одного из основных барьеров ядерной безопасности в реакторах ВВЭР.
Кризис теплообмена может привести не только к деградации оболочки, но и к перегреву топливной матрицы в ТВЭЛ. Предельной температурой является температура плавления двуокиси урана. Для свежего топлива она примерно равна 3000 °С, а для сильно выгоревшего топлива становится раной примерно 2800 °С. Максимальная температура топлива в активной зоне, естественно, должна быть с запасом меньше температуры плавления в зоне: <2600−2700 °С.
Еще одним важным параметром, характеризующим теплотехническую безопасность зоны, является усредненная по радиусу максимальная энтальпия топливной таблетки. Эта величина не должна превышать 840 и 963 Дж/кг для облученного и свежего топлива соответственно. Она определяет сохранение основных термомеханических свойств при быстром выделении энергии в топливе во время реактивностных аварий, связанных с высвобождением положительной реактивности в реакторе. Если за время нейтронной вспышки выделенная энергия не превышает указанных величин, то работоспособность топлива сохраняется.
115
Самым неприятным в практике ВВЭР является то, что все описанные выше явления происходят не во время разгона мощности реактора на мгновенных или запаздывающих нейтронах, а после гашения цепной реакции, когда нейтронная мощность практически равна нулю. Дело в том, что ядерный реактор имеет одну специфическую особенность – энерговыделение в реакторе не прекращается сразу после остановки цепной реакции и исчерпания обычной тепловой инерции, а продолжается долгие сутки, недели и месяцы именно из-за ядерных процессов распада. Это порождает ряд сложных технических проблем и создает дополнительную угрозу для оборудования, персонала и окружающей среды, что в полной мере проявилось при аварии на АЭС Three Mile Island.
Скорость снижения тепловыделения в ядерном реакторе после его остановки определяется следующими процессами:
•тепловой инерцией материала активной зоны и количеством аккумулированного в нем тепла;
•делением топлива запаздывающими нейтронами;
•β- и γ-распадом продуктов деления, накопившихся за время работы ядерного реактора, с выделением значительной энергии и переходом этих ядер в более стабильное или полностью стабильное состояние.
Через 3−5 мин после останова реактора основной составляющей тепловой мощности становится тепловыделениеQβ,γ вследствие
цепочек β- и γ- распадов осколков деления и продуктов их распада, которое принято называть остаточным энерговыделением.
Для расчета мощности остаточного энерговыделения используются формулы предложенные разными авторами, но наибольшее распространение получила формула Вэя-Вигнера:
QQβ,γ = 6.5 10−2 (τ−ст0.2 −(τст +T )−0.2 ),
0
где Q0 – мощность реактора до останова; τст – время стоянки после останова, с (τст >1) ; Т – время работы на мощности до останов-
ки, с.
Последнее время для расчета остаточного тепловыделения используются объединенные группы продуктов деления со своей
116
скоростью радиоактивного распада. Число таких групп невелико: 10-15. Такой подход гарантирует более точное описание темпа спада остаточного тепловыделения в разные моменты времени после останова реактора. Каждая группа представляется экспоненциальным выражением от времени со своей постоянной распада, а доля данного выражения в общем ряду определяется величиной, зависящей от глубины выгорания и мощности, на которой работал реактор до останова:
Qβ,γ = ∑N Aβi ,γ (Bn,Q0 ) e−λit ,
Q0 i=1
где λi – постоянная распада; N – число групп продуктов деления; Bn – глубина выгорания; Aβi ,γ – доля выхода i-й группы продуктов
деления.
Несколько слов об аварии на АЭС Three Mile Island, в которой остаточное тепловыделение сыграло заметную роль. Причиной аварии на АЭС Three Mile Island была средняя течь из 1-го контура, которая привела к снижению давления в активной зоне и к вскипанию теплоносителя на остаточном тепловыделении. В результате вскипания воды над зоной образовался паровой пузырь, который, практически, прекратил циркуляцию теплоносителя в 1-м контуре. Вода из систем безопасности не могла пробить данный пузырь. Она попадала в нижнюю часть реактора и проходила мимо пузыря
взоне в трубопроводы циркуляционного контура. Зона оставалась
впаровом пузыре, и большая часть остаточного тепловыделения уходила на нагрев конструкции активной зоны до ее плавления. Причем данная авария не являлась по своей сути реактивностной.
Еще одним аварийным явлением в реакторах ВВЭР, которое может приводить к большим циклическим тепловым нагрузкам на топливо, является колебательный режим интегральной и локальной мощности с периодом порядка 1 с и амплитудой колебаний, достигающей 50 % от среднего значения. Такой режим возникает в условиях кипения теплоносителя в активной зоне и уменьшения расхода теплоносителя через зону при сохранении нейтронной мощно-
сти на уровне 15−20 %. Причем вероятность этих колебаний гораздо выше в активных зонах с большими по модулю отрицательными
117
мощностными коэффициентами реактивности. Причина неустойчивости реактора по отношению к данным колебаниям заключается в наличии несколько звеньев с отрицательной обратной связью между реактивностью и мощностью. Эти звенья разнесены по времени друг от друга на 1−2 с и данное запаздывание может приводить к положительной обратной связи и возникновению колебаний нейтронной мощности. Чем сильнее по модулю отрицательные обратные связи, тем больше амплитуда этих колебаний. Возбуждение данных колебаний происходит при превышении определенной удельной тепловой нагрузки на ТВЭЛ, когда уровень паросодержания в воде достигает такой величины, когда плотностной эффект реактивности существенно увеличивается. Данные колебания на Западе получили название волн ЛАССАЛЯ по имени АЭС с реактором BWR во Франции, где впервые наблюдались эти колебания.
В нашей стране это явление известно под названием резонансной нестабильности мощности в реакторах с кипением теплоносителя. Примером такого реактора является реактор ВК-50 в НИИАР. Долгое время реактор ВК-50 не мог работать на мощности 200 МВт в кипящем режиме при использовании ТВС с воднотопливным отношением, равным 2.5. Для уменьшения плотностного эффекта была изменена конструкция ТВС с увеличением воднотопливного отношения до 3.0. В этом случае удалось поднять мощность реакторной установки со 160 до 220 МВт и увеличить экономичность топлива, так как в ТВС новой конструкции топлива стало заметно меньше.
Почему так подробно мы остановились на этом явлении, характерном для аппаратов с кипящим теплоносителем, в контексте описания водяных реакторов ВВЭР? Дело в том, что в последнее время были начаты исследования по расширению области применения режима естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя в практике ВВЭР-1000. В этих исследованиях приняло участие большое число научных коллективов, включая и наш вуз. Одной из целей данных исследований было определение максимальной допустимой мощности реактора, которая может быть снята с помощью естественной циркуляции теплоносителя [18], [19].
118
23 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
21 |
|
|
Нейтронная мощнсоть,% 3-кампания 120 сут |
|
||||||
|
|
Нейтронная мощность,% 1-кампания, 000 сут |
|
|||||||
19 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
, % |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
17 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
15 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
мощность |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
13 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
11 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Нейтронная |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
9 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
7 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
32 |
38 |
44 |
50 |
57 |
63 |
69 |
75 |
82 |
88 |
94 |
|
|
|
|
|
Время, сек |
|
|
|
|
|
Рис. 1.36. Зависимость нейтронной мощности от времени при возникновении волн |
||||||||||
|
|
ЛАССАЛЯ в реакторе ВВЭР-1000 в режиме ЕЦ |
|
|
||||||
Безусловно, что расширение области применения ЕЦ в реакторах ВВЭР связано с допустимостью неравновесного кипения теплоносителя. При этом нужно точно знать пределы удельных тепловых нагрузок на зону, до которых не возникнет выше указанный колебательный режим.
Для примера на рис. 1.36 приведены результаты расчетов колебаний ЛАССАЛЯ на средней тепловой мощности 450 МВт при расходе теплоносителя через зону 5500 м3/ч (соответствует ЕЦ на данной мощности) для 1-й и 3-й кампаний 1-го блока Ростовской АЭС. Видно, что на начало 1-й кампании, когда температурные и мощностной коэффициенты реактивности минимальны, никаких колебаний нет. Коэффициенты реактивности минимальны из-за применения низкого обогащения и наличия бора в воде. Для 3-й кампании на 120 сутки, когда бор уже частично выведен и используется высокое обогащение урана (4 %), наблюдаются волны ЛАССАЛЯ, амплитуда которых достигает 35 % от средней величины.
119
Вывод из проведенных исследований заключается в том, что при расширении области применения ЕЦ в реакторах ВВЭР необходимо обеспечить или чисто водяной режим, или режим с минимальным неравновесным кипением на выходе из активной зоны.
Заключение
В данной главе рассмотрены физические особенности ЯЭУ с ВВЭР, определяющие внутренние свойства безопасности и саморегулируемости ядерного реактора. Данные свойства напрямую вытекают из этих особенностей реакторов ВВЭР, которые и предопределяют самозащищенность и саморегулируемость реактора.
Однако данные свойства предопределяют не только свойства самозащищенности ЯЭУ, но могут приводить к явлениям в реакторах ВВЭР, представляющим определенную опасность для конструкции реактора. Кратко повторим, к каким физическим явлениям, возникающим на практике эксплуатации и представляющим определенную опасность для конструкции активной зоны, могут приводить рассмотренные в данной главе физические особенности реакторов ВВЭР:
•к образованию локальной критической массы при отказах в работе СУЗ и трудностям в интерпретации результатов измерений «веса» АЗ и интегральной мощности активной зоны с помощью станционных БИК;
•к зависимости спектральной истории выгорания топлива от реальных условий работы топливной загрузки и к изменению длительности работы топливной загрузки по этим причинам;
•к возникновению незатухающих высотных ксеноновых колебаний мощности в активной зоне и к необходимости выработки определенных мер по их устранению;
•к неоднородности температуры теплоносителя на входе в активную зону и ее влиянию на распределение мощности по объему активной зоны;
•к необходимости комплексного анализа теплотехнической безопасности активной зоны при переходе на схемы перегрузки топлива по принципу «IN-IN-…-OUT»;
120