2.3. Особенности промышленных энергетических ядерных реакторов.
Описанная в предыдущем примере принципиальная технологическая схема (рис. 2.2) использования корпусного водо-водяного кипящего реактора для выработки электроэнергии является одноконтурной (пар, выработанный в реакторе, непосредственно подается на турбину, которая вращает ротор электрогенератора) и полагается в основу промышленных АЭС с корпусным кипящим водо-водяным реактором.
Для увеличения вырабатываемой электрической мощности (электрическая мощность установки предыдущего примера 50 МВт) следует увеличить расход теплоносителя через активную зону для охлаждения твэлов и сделать его устойчивым. Такое не всегда возможно осуществить в условиях естественной циркуляции теплоносителя. В связи с этим напомним, что мощность «ядерного нагревателя» всегда можно сделать сколь угодно большой (см. п. 1.5). Это используется при конструировании любого реактора и его управлении. Ограничителями при повышении мощности реактора являются условия его безопасной эксплуатации, которые (в основном) обеспечиваются надежным охлаждением твэлов. В случае корпусных водо-водяных реакторов основным лимитирующим фактором повышения мощности является кризис теплообмена (возникновение паровой пленки на оболочках твэлов), о котором будет идти речь в теме 3. В случае рассматриваемого примера кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя «запас» до кризиса теплообмена составляет 3 (см. последнюю строку табл.2.1). Это означает принципиальную возможность поднятия мощности реактора в три раза без опасного «перегрева» твэлов. Но для этого необходимо, чтобы с повышением мощности возрастал расход естественной циркуляции. Однако такое возрастание расхода с повышением мощности имеет свой предел. Более того, при повышении мощности такого реактора возникает явление нейтронно-физической (Ф) и гидравлической (расход) неустойчивости («резонансной неустойчивости»), которое затрудняет его управление и является опасным.5 Последнее явилось одной из причин, по которой описанная в предыдущем пункте реакторная установка ВК-50 не нашла широкого промышленного применения в атомной энергетике России (СССР), несмотря на высокий уровень ее надежности и безопасности в эксплуатационных, переходных и аварийных режимах (установка эксплуатируется в течение более 30 лет. Димитровград. Россия).
Однако в атомной энергетике других стран (США, Германия) корпусные водо-водяные кипящие реакторы BWR (по англ. «boiling water reactor») играют существенную роль из-за высокой единичной электрической мощности. Например, АЭС Грундремминген-Б (Германия) введена в эксплуатацию в 1984 году и имеет электрическую мощность 1300 МВт. Высокая мощность АЭС достигнута путем отказа от естественной циркуляции теплоносителя в условиях нормальной эксплуатации и ее сохранения в аварийных режимах. АЭС является одноконтурной, принципиальная технологическая схема которой имеет вид аналогичный схеме на рис.2.2 с небольшими изменениями. Для организации принудительной циркуляции теплоносителя внутри корпуса реактора при его работе в эксплуатационных режимах используются циркуляционные насосы, рабочая часть которых размещена внутри корпуса, а двигатели за его пределами (рис. 2.7).
В отличие от реактора установки ВК-50 (рис. 2.3) разделительная обечайка опускных каналов между корпусом и шахтой отсутствуют, а в тяговом участке размещены циклонные сепараторы пара (рис. 2.7) для отделения капель воды от пара (сушка пара). Внешние сепараторы (рис. 2.2) отсутствуют. Поскольку верхняя часть внутри корпуса «затеснена» сепараторами, то исполнительные органы СУЗ (стержни управления и защиты) вводятся снизу (рис. 2.7). Исполнительные органы выполнены в виде стержней содержащих бор и гафний. В качестве выгорающего поглотителя используется гадолиний. Эксплуатационное давление теплоносителя в реакторе 7 МПа.
АЭС с корпусными водо-водяными кипящими реакторами (ВК-реакторами) дополняют основную долю мировой атомной энергетики (США, Россия, Германия, Франция), которую обеспечивают АЭС на основе корпусных реакторов с водой под давлением (ВВР или PWR от англ, «pessurized water reactor»). В реакторах ВВР кипение воды не допускается за счет ее высокого давления (до 15 МПа). Конструкция таких реакторов аналогична ВК, но АЭС с такими реакторами являются двухконтурными (рис. 2.8).
Первый замкнутый контур организуется для принудительной циркуляции воды через реактор (в котором она нагревается за счет тепла выделяемого в активной зоне) и парогенератор (в котором она охлаждается за счет тепла переданного воде второго контура). Давление воды в первом контуре высокое (до 15 МПа) и циркулирующая вода не кипит. Принудительная циркуляция воды в первом контуре обеспечивается главными циркуляционными насосами (рис. 2.8).
Во втором замкнутом контуре давление воды ниже, чем в первом и она закипает в парогенераторе. Пар, образованный в парогенераторе подается на турбину (которая вращает ротор электрогенератора) и насосами второго контура возвращается в виде питательной воды в парогенератор.
В составе АЭС всегда присутствует разомкнутый третий контур дополнительного охлаждения со «сбросом» тепла в градирню (рис. 2.8).
Первые промышленные АЭС России с такого типа реакторами имели мощность 440 МВт (эл.) (Нововоронежская АЭС с ВВЭР-440). Конструкция активной зоны таких реакторов полностью аналогична активной зоне реактора установки ВК-50. Отличие состоит только в количестве твэлов и СВП в шестигранном чехле рабочих ТВС рис. 2.6., а также в количестве рабочих ТВС и компенсирующих сборок из состава исполнительных органов СУЗ. Современные АЭС России с такого типа реакторами имеют единичную мощность 1000 МВт (Балаковская АЭС сВВЭР-1000). Конструкция активной зоны ВВЭР-1000 отличается от активной зоны ВВЭР-440 упразднением компенсирующих сборок с «нейтронной ловушкой» и их заменой на «мягкое кластерное» регулирование с помощью поглотительных стержней (кластеров), которые вводятся в ТВС вместо твэлов. Зарубежные АЭС (США, Германия, Франция) с реакторами такого типа (PWR) отличаются более высокой мощностью. Например, АЭС Неккарвестхайм-2 (Германия) введена в эксплуатацию в 1989 г. и имеет электрическую мощность 1365 МВт.
Р
ис.2.7.
Кипящий корпусный реактор
1 – осушители пара; 2 – паровые выходные патрубки; 3 – циклонные сепараторы пара; 4 – коллектор питательной воды; 5 – смеситель пара; 6 – активная зона; 7 – кольцевой зазор; 8 – направляющие трубы стержней регулирования; 9 – встроенные циркуляционные насосы; 10 – двигатели насосов; 11 – кожухи приводов регулирующих сборок.
Р
река
-
первый контур
- контур "вода-пар" (второй контур)
- охлаждающий водяной контур
1. Главный циркуляционный насос (ГЦН)
2. Реактор водяной под давлением
3. Парогенератор
4. Сепаратор-пароперегреватель промежуточный (СПП)
5. Турбина
6. Генератор
7. Конденсатор
8. Система регенерации питательной воды
9. Питательный насос
10. Насос охлаждающей воды
11. Градирня
Отличие конструкции таких реакторов от ВК (рис. 2.3 и рис. 2.7) состоит в организации принудительной циркуляции теплоносителя первого контура внутри реактора по тракту: патрубок подачи питательной воды от ГЦН (рис. 2.8) - опускной участок между корпусом реактора и шахтой - активная зона внутри шахты - подъемный участок внутри шахты - выходной патрубок. Для этого шахта подвешивается к корпусу ниже выходных патрубков. Активная зона зарубежных реакторов набирается из ТВС с чехлом квадратной формы в количестве до 200.
Цилиндрические твэлы расставлены по квадратной сетке с шагом 14,4 мм. Общее число позиций для расстановки твэлов внутри квадратного чехла равно 16x16 = 256, 20 из которых занято направляющими трубами управляющих стержней (диаметр 13,7 мм, толщина стенки 0,5 мм, материал циркаллой), и 236 топливными стержнями (диаметр 10,8 мм, толщина стенки оболочки 0,7 мм, материал циркаллой, длина 4,4 м). Топливо загружается в оболочки в виде таблеток (диаметр 9,1 мм, высота 10 мм, материал спеченная UO2 обогащения 2-3%).
Под топливом понимает (см. п.1.1) материал, находящийся внутри оболочки топливного стержня. Кроме делящегося вещества это, прежде всего:
вещества, делящиеся только под воздействием быстрых нейтронов, напр., U-238 ("топливное сырье" или "воспроизводящий материал"),
кислород, если топливо используется в виде окиси (например UO2), углерод, если используются карбидные топлива;
специальные добавки, например для улучшения тепловых свойств твэла,
продукты деления (при длительной работе твэлов).
Активная зона содержит элементы управления и регулирования. Через нее снизу вверх протекает теплоноситель (здесь вода), с температурой на выходе 300°С и незначительным подогревом (около 35°С).
Управляющие стержни вводятся в активную зону сверху. Поглощающий материал стержней может содержать: серебро, кадмий, индий, бор. Для создания под критичности перед пуском реактора в его воде содержится жидкий поглотитель - борная кислота.
Перед пуском реактора его вода вместе с борной кислотой разогревается до рабочей температуры (300°С) насосами первого контура (о причинах такой процедуры сказано в п. 3.2). Стержни управления всегда находятся наверху и только частично погружаются в активную зону для отработки эффекта-Доплера (см. п.3.3) и тем самым не искажают пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора Ф(х, у, z) во время его работы в режимах нормальной эксплуатации. Кроме «тонкой» регулировки стержни управления выполняют функцию аварийной остановки реактора, когда они полностью вводятся в активную зону. Переходные режимы осуществляются изменением концентрации борной кислоты (гомогенного жидкого поглотителя) в воде реактора.
Характерная особенность работы реакторов с водой под давлением состоит в том, что они работают в составе АЭС длительное время на почти постоянном уровне мощности между пуском и остановкой, обеспечивая выполнение функции АЭС (постоянную выработку электроэнергии). Изменение мощности реактора происходит при: изменении потребления электроэнергии, его пуске, плановой остановке и аварийных ситуациях. Изменение мощности реактора (управление) производится его оперативным персоналом «вручную» и с помощью автоматических регуляторов системы управления и защиты, приводящих, в частности, в соответствие электрическую нагрузку сети потребителей с мощностью реактора. Но в таком режиме работают не только АЭС, но и «стационарные» исследовательские реакторы, обеспечивая, например, длительное облучение материалов.
Здесь необходимо только понять, какие процессы следует учитывать для реализации таких долговременных режимов работы реакторов. К таким процессам прежде всего относятся:
выгорание исходного делящегося материала (п. 5.2);
накопление вторичного топлива из сырьевых материалов (п. 5.5).
Именно эти два процесса определяют длительность цикла реактора, который представляет собой промежуток времени работы реактора между его пуском и плановой остановкой. Под плановой остановкой понимается то, что реактор не может выполнять свое функциональное назначение (работа на постоянном уровне мощности с выработкой электроэнергии), а требуется «загрузка» в него нового («свежего») ядерного топлива.
В случае внеплановых остановок реактора (например, аварии или ремонта оборудования) в течение цикла следует учитывать эффекты отравления ксеноном и самарием (п. 5.3 и п. 5.4).
На возможность выхода реактора в эксплуатационный (температура теплоносителя 300°С) оказывает влияние температурные эффекты реактивности (п.4).
Указанные процессы заставляют перед пуском реактора загружать в него больше ядерного топлива (ТВС), чем это было бы необходимо для создания условий возникновения цепной реакции деления (kэфф) или критической загрузки (см. п.1.2) в обычных условиях (температура 27°С «холодное состояние»). Такая завышенная (по сравнению с критической) загрузка ядерного топлива (например, в кг) называется рабочей загрузкой ядерного топлива. Поскольку при осуществлении рабочей загрузки реактор оказывается в надкритическом состоянии (kэфф>1), она осуществляется при введенных в активную зону поглотителях, компенсирующих превышение kэфф над единицей и делающих реактор подкритичным. В рассматриваемом типе реакторов с водой под давлением таким поглотителем является борная кислота в воде и подкритичность создается ее большой концентрацией.
Таким образом активная зона выбранного для дальнейшего рассмотрения типа реакторов является гетерогенной по конструкции (ядерное топливо сосредоточено в твэлах в виде таблеток двуокиси урана UO2). Топливо слабого обогащения (2-3%) по делящемуся веществу (U-235) из экономических соображений указанных в п.1.1 (высокое обогащение дорого обходится, реактор промышленный с большим расходом топлива). По физическому признаку реактор является тепловым. В качестве замедлителя и теплоносителя используется легкая вода, хотя водород довольно сильно поглощает тепловые нейтроны (использование «тяжелой воды» D2O дорого обходится). В качестве отражателя используются конструкционные материалы с водой за пределами активной зоны. В качестве поглотителя используется борная кислота в замедлителе (воде). В п. 1.7 было проведено качественное рассмотрение влияния замедлителя на спектр первичных нейтронов п(Е), вызывающих деление в однородной размножающей среде из U-235 или Рu-239. Рассмотрим теперь влияние замедлителя и других ядер из состава активных зон на величину k(1.13). Как было указано в п.1.6 эта величина должна быть больше единицы для того, чтобы из размножающей среды заданного состава можно было сделать действующий реактор конечного объема V из-за наличия в нем утечки (см. 1.14).
В общем случае такое влияние определяется в результате расчетов различных вариантов состава среды по формуле (1.13) с учетом пространственно-энергетического спектра нейтронов. Поскольку это довольно трудоемко (см. п.1.6), то воспользуемся для этих целей так называемой формулой четырех сомножителей.