Выговский Физические и конструкционные особенности ядерных 2011

•в результате многих лет развития и совершенствования конструкции реактора ВВЭР были определены и реализованы следующие технические решения, направленные как на повышение экономичности РУ с ВВЭР-1000, так и повышение уровня безопасности;

•выбрано водно-топливное отношение, равное 2.0, при диаметре топливной таблетки в твэл 7.53-7.55 мм и диаметре твэл 9.1 мм (для PWR это значение равно 10.2 мм), что обеспечивает при обогащениях топлива подпитки от 4.4 до 5.0% максимальную глубину выгорания и тем самым максимальную экономичность использования топлива в реакторе ВВЭР-1000. При этом достигается более развитая поверхность теплосъема от твэл к теплоносителю, чем в реакторе PWR, и повышается теплотехническая надежность активной зоны;

•совершен переход к использованию в составе ТВС вместо выгорающего поглотителя (СВП) уран-гадолиниевого топлива (ТВЭГ), позволяющего разрешить проблему неполного выгорания поглотителя к концу кампании, снизить начальную концентрацию борной кислоты в теплоносителе и увеличить число органов СУЗ;

•начат переход с трехгодичного цикла на четырехгодичный и пятилетний топливный цикл с применением схемы перегру-

зок по принципу: «IN-IN-IN-OUT» и «IN-IN-IN-OUT-OUT».

Цель: улучшение использования топлива и повышение надежности корпусного оборудования при сохранении теплотехнической безопасности активной зоны;

•внедрена новая конструкция ТВС, в которой произошла замена стали на специальный циркониевый сплав в нетопливных элементах кассеты и устранена возможность кручения ТВС в азимутальном направлении за счет специальных циркониевых «уголков» или за счет изменения конструкции дистанционирующих решеток и ее крепления в ТВС. Цель: улучшение топливного цикла и прочностных характеристик ТВС. Данное изменение в конструкции ТВС детально описано в следующей главе;

121

•проведена модернизация конструкции СУЗ за счет увеличения числа их органов с 61 до 121 и утяжеления и повышения прочностных характеристик поглотителя в составе каждого кластера. В нижней и верхней частях поглощающего элемента используется материал на основе диспрозия, который обладает лучшими механико-прочностными характеристиками, чем карбид бора, составляющий основной материал поглощающего элемента. Данное изменение в конструкции ОР СУЗ детально описано в следующей главе.

Контрольные вопросы

1.Нарисуйте схему нейтронного цикла в реакторе ВВЭР. Как зависит вероятность избежать резонансного захвата нейтронов в уране-238 от уран-водного отношения и от температуры топлива?

2.Почему для тесных топливных решеток (водно-урановое отношение меньше 2) при возрастании обогащения топлива до 5–6 % по урану-235 экономичность использования топлива выше, чем для более разреженных решеток (водно-топливного отношения боль-

ше 2)?

3.Почему для первых топливных загрузок на МКУ коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя близки к нулю или бывают даже положительными, и почему это не так для загрузок после выхода на стационарный режим перегрузок с использованием обогащения топлива подпитки, большего, чем среднее обогащение для пусковой загрузки?

4.Каким образом положительный коэффициент реактивности по температуре теплоносителя сделать на пуске отрицательным?

5.Что такое температура повторной критичности для реактора ВВЭР и как ее определяют на АЭС?

6.Почему топливный цикл на основе перегрузок по принципу «IN-IN-…-OUT» более экономичен, чем топливный цикл на основе перегрузок по принципу «OUT-IN-…-IN»?

7.Чем опасны ксеноновые колебания локальной мощности в активной зоне, и как можно устранить эти колебания?

122

8.Как возникают аксиальные ксеноновые колебания локальной мощности, и как их характеристики зависят от типа топливной загрузки и момента кампании?

9.Будут ли ксеноновые колебания локальной мощности в начале кампании расходящимися? Дать объяснение своему ответу.

10.Будут ли ксеноновые колебания локальной мощности в конце кампании пусковых загрузок сходящимися? Дать объяснение своему ответу.

11.Назовите наиболее опасные физические явления, которые могут возникнуть на практике эксплуатации ВВЭР.

12.Что такое кризис теплоотдачи на поверхности оболочки ТВЭЛ и чем он опасен он для конструкции активной зоны?

13.Когда более вероятен кризис теплообмена на оболочке ТВЭЛ: при высотном профиле энерговыделения, сдвинутом вверх активной зоны или вниз зоны?

14.Что такое волны ЛАССАЛЯ и когда они могут возникнуть в активной зоне реактора ВВЭР?

15.Что такое паро-циркониевая реакция и чем она опасна для оболочки ТВЭЛ?

Темы практических занятий на МФА РУ

1.Провести сравнение коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя на МКУ для 1-й топливной загрузки 2-го блока и 20-й топливной загрузки того же блока Калининской АЭС на начало и конец кампаний и дать объяснения полученной разнице.

2.Провести сравнение коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя на МКУ для 1-х топливных загрузок 2-го блока Калининской АЭС, 1-го блока Ростовской АЭС, 3 -го блока Калининской АЭС на начало и конец кампаний и дать объяснения полученной разнице.

3.Обеспечить отрицательный коэффициент реактивности на МКУ и на всех остальных состояниях при пуске 1-й кампании 2-го блока Калининской АЭС.

123

4.На базе 22-23 кампаний 1-го блока Калининской АЭС сформировать четырехгодичный и пятилетний топливный цикл на ос-

нове перегрузок по принципу «IN-IN-IN-OUT» и «IN-IN-IN-OUT- OUT», используя конструкции ТВС с 9 ТВЭГ. Найти минимальное среднее обогащение топлива подпитки для таких циклов. Определить максимальные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне при реализации вышеописанных топливных циклов.

5.Организовать свободные ксеноновые колебания для 1-й загрузки и 20-й загрузки 2-го блока Калининской АЭС, для 1-й загрузки и 3-й загрузки 3-го блока Калининской АЭС, для 1-й загрузки и 6-й загрузки 1-го блока Ростовской АЭС на начало и конец кампании. Измерить их основные характеристики, сравнить и дать объяснение полученной разнице.

6.Определить действия для устранения ксеноновых колебаний на 1-х кампаниях 2-го и 3-го блоков Калининской АЭС и 1-го блока Ростовской АЭС в конце кампании с помощью органов СУЗ, с помощью бора, если это возможно, или с помощью регулирования температуры теплоносителя на входе в активную зону.

7.Определить температуру повторной критичности на конец кампании для 20-й загрузки 2-го блока, 22-й загрузки 1-го блока, 3-й загрузки Калининской АЭС и 6-й загрузки 1-го блока Ростовской АЭС при застревании одного самого ценного ОР СУЗ в верхнем положении или двух самых ценных рядом расположенных ОР СУЗ. Провести сравнение и объяснить разницу.

8.Провести исследование возможности нейтронной вспышки на запаздывающих и мгновенных нейтронах с уровня 70 %мощности при мгновенном извлечении одного, двух, трех ОР СУЗ из группы

№10, опущенной на нижний концевик для топливной загрузки № 1 2-го блока Калининской АЭС, для топливной загрузки № 22 1-го блока на начало и конец кампании. Объяснить разницу в поведении нейтронной мощности от времени во время разгона реактора.

124

Глава 2. КОНСТРУКЦИОННЫЕ ОСОБЕННОСТИ ЯЭУ С РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

Введение

Темой настоящей главы являются конструкционные особенности ЯЭУ с ВВЭР-1000, и, в первую очередь, какую роль они выполняют в обеспечении безопасности ЯЭУ.

Основой технической безопасности ЯЭУ является конструкция реактора. Конструкция тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ), конструкция тепловыделяющей сборки (ТВС), конструкция всей активной зоны и конструкция корпусного оборудования обеспечивают не только нормальную эксплуатацию, но и исполняют роль основных защитных барьеров ЯЭУ. От того, какая конструкция активной зоны и реактора заложена на этапе проектирования, во многом зависит жизнеспособность и безопасность всей АЭС.

Безусловно, конструкция основного оборудования, входящего в различные технологические системы АЭС, является важной для обеспечения безопасной эксплуатации ЯЭУ. Однако в аварийных ситуациях при отказах в работе основного оборудования или даже при серьезных повреждениях в его конструкции, когда внутренние свойства безопасности ЯЭУ не справляются с последствиями аварийной ситуации, необходимо предусмотреть специальные системы безопасности, которые минимизировали последствия аварии на техническое состояние оборудования и экологическую обстановку на АЭС и вокруг нее. Действие этих систем в аварийных ситуациях должно приводить, в первую очередь, к сохранению целостности основных барьеров безопасности: топлива, оболочки топлива, корпуса реактора и защитного купола энергоблока. Во вторую очередь, когда нарушена целостность какого-нибудь из защитных барьеров ЯЭУ, системы безопасности минимизируют последствия этих нарушений.

Системы безопасности по своему действию подразделяются на активные и пассивные системы. Активные системы в своем составе имеют средства (как правило, насосы), включающиеся в случае

125

аварийной ситуации и обеспечивающие безопасность оборудования. Пассивные системы не имеют никаких средств, которые должны включаться при аварии. Сама авария в ее начале приводит в действие работу пассивных систем безопасности. Например, авария с полным обесточиванием приводит к размыканию электромагнитных защелок на приводах СУЗ и к падению поглощающих стержней в активную зону под действием собственной тяжести, что обеспечивает подкритичность реактора и уменьшение нейтронной мощности до нуля. Вторым примером может служить авария со снижением давления в реакторе вследствие различного рода течей из 1-го контура. При достижении определенного значения давления (5.9 МПа), открываются обратные клапаны на магистралях, соединяющих реактор с пассивной системой (САОЗ) и вода под действием собственной тяжести начинает поступать в реактор и обеспечивать охлаждение активной зоны. Если падение давления в 1-м контуре прекратится, то остановится и поступление воды из САОЗ. Это происходит потому, что при вытекании воды из баков уменьшается объём воды и давление азотной подушки в них, что приводит к исчезновению перепада давлений на обратном клапане, т.е. данная система обладает свойством полной саморегулируемости.

В данной главе дано краткое описание конструкции и функциональности основных систем нормальной эксплуатации и важнейших систем безопасности ЯЭУ для различных проектов ЯЭУ с ВВЭР-1000, включая зарубежные проекты. А также рассказано о перспективе развития конструкции ЯЭУ с реактором ВВЭР. Изложение материалов данной главы следует в основном содержанию работ [2], [3], [17].

Состав основного оборудования и систем нормальной эксплуатации ЯЭУ с ВВЭР-1000

Основное оборудование и системы нормальной эксплуатации РУ ВВЭР-1000 предназначены для осуществления технологических процессов нормальной эксплуатации, т.е. разогрева, выхода на мощность, работы на мощности, останова, расхолаживания и

126

перегрузки топлива. В состав основного оборудования и систем нормальной эксплуатации ЯЭУ с ВВЭР-1000 входят:

•реактор;

•главный циркуляционный контур и система компенсации давления;

•система управления и защиты и системы контроля и диагностики;

•система подпитки и продувки первого контура, включая борное регулирование;

•система перегрузки, хранения и транспортирования топлива;

•парогенераторы и система паропроводов и питательных трубопроводов высокого давления второго контура;

•система радиационной защиты.

2.1. Реактор

Реактор предназначен для выработки тепловой энергии в составе реакторной установки АЭС. Реактор ВВЭР-1000 является водоводяным энергетическим реактором корпусного типа. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленная вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации. При прохождении через ТВС теплоноситель нагревается за счет реакции деления ядерного топлива. Теплоноситель принудительно поступает в реактор через четыре входных патрубка корпуса (три – на некоторых западных АЭС с PWR, шесть – на АЭС с ВВЭР-440), проходит по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусной шахтой, через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты и входит в ТВС.

Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре выходных патрубка (три, шесть) корпуса выходит из реактора. Конструкция реактора показана на рис 2.1. На этом рисунке показан разрез реактора с габаритными размерами основных элементов реактора. В состав реактора входит следующее основное оборудование:

• активная зона;

127

Рис. 2.1. Разрез реактора

• корпус ядерного реактора (является также составной частью системы первого контура);

128

•внутрикорпусные устройства (ВКУ) и верхний блок тяговосоединительных механизмов (ВБ);

•сборка каналов нейтронного измерения;

•механическая система органов управления и защиты и шаговый электромагнитный привод органа СУЗ (ШЭМ).

2.2. Активная зона

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из тепловыделяющих сборок (ТВС) шестигранной формы на гексагональной сетке с постоянным шагом порядка 200-240 мм (для PWR из квадратных ТВС на квадратной сетке). Число ТВС в зоне определяется их размером и мощностью реактора, а также транспортабельными свойствами корпусного оборудования по железной дороге в нашей стране. При формировании облика активной зоны главным является определение размеров и материального состава тепловыделяющей сборки (ТВС) и твэлов в ней. Максимальный размер ТВС ограничен требованиями по ядерной безопасности по недопустимости возникновения критической массы в одной ТВС, а минимальный – экономическими соображениями (чем крупнее ТВС, тем дешевле активная зона). В ходе различных исследований для реактора ВВЭР-1000 была выбрана ТВС с шагом под ключ на гексагональной сетке, равным 234 мм (в западных аналогах шаг под ключ на квадратной сетке равен величине порядка 205 мм). Для реактора ВВЭР-1000 достаточно 163 таких ТВС.

ТВС для ВВЭР в общем случае состоит из регулярной решетки твэлов, часть из которых заменена на нетопливные элементы, которыми могут быть трубки под поглощающий элемент органа СУЗ или стержни с выгорающим поглотителем. На рис. 2.2 показаны схематически основные элементы ТВС.

Топливный элемент		Поглощающий		Трубка под поглотитель	Выгорающий
		элемент			поглотитель

Рис. 2.2. Схематическое изображение основных элементов ТВС

129

На рис. 2.3 показаны конфигурации активной зоны и ТВС ВВЭР-1000. На рис. 2.4 показаны конфигурации активной зоны и ТВС реактора PWR для швейцарской АЭС Гёсген. Ниже при рассмотрении конструктивных характеристик активной зоны реактора ВВЭР-1000 для сравнения приводятся и характеристики активной зоны реактора PWR (на примере АЭС Гёсген).

Рис. 2.1. Схематическое изображение расстановки ТВС в активной зоне

иТВЭЛ в ТВС ВВЭР-1000

Втабл. 2.1 помещены основные данные по конструкции активной зоны реактора ВВЭР-1000 и реактора PWR (для АЭС Гёсген).

Вреакторе ВВЭР-1000 ТВС представляет собой конструкцию, собранную из тепловыделяющих и других конструкционных элементов, расположенных на гексагональной сетке с постоянным потвэльным шагом (рис. 2.5).

Вреакторе PWR ТВС представляет собой конструкцию, собранную из тепловыделяющих и других конструкционных элементов, расположенных на квадратной сетке с постоянным потвэльным шагом (рис. 2.6).

Внаиболее напряженных ТВС для выравнивания потвэльного энерговыделения применяется профилирование обогащения топлива, заключающееся в размещении по периметру ТВС около 66 твэлов с более низким обогащением, чем у остальных твэлов (рис. 2.5). Так же поступают и наши коллеги на Западе для выравнива-

130