Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000
.pdfМИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»
ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
В. И. Белозеров, М. М. Жук, Ю. А. Кузина, М. Ю. Терновых
ФИЗИКА И ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ
РЕЖИМЫ РЕАКТОРА ВВЭР-1000
Монография
Москва 2014
УДК 539.1+621.039.5 ББК 22.383 Б43
Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000: Монография. М.:
НИЯУ МИФИ, 2014. – 288 с.
Изложены теоретические основы физики водо-водяных реакторов, основные аспекты их проектирования и эксплуатации, характеристики топливных загрузок. Подробно описаны эксплуатационные вопросы по физике ВВЭР-1000. Основу монографии составляют материалы, в которых рассмотрены аспекты, связанные с безопасностью объектов использования атомной энергии и эксплуатацией ВВЭР.
В монографию вошли сведения из руководящего документа «Номенклатура эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и экспериментов для топливных загрузок ВВЭР-1000» РД95.027.02-96.
Книга предназначена для научных работников, аспирантов, магистрантов, бакалавров, студентов по направлениям подготовки «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», «Ядерные реакторы и материалы», а также для инженерно-технического персонала АЭС, инженеров и научных сотрудников проектных и научно-исследовательских институтов, ведущих разработки в области развития и использования атомной энергии.
Монография подготовлена в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.
Рецензенты: д-р физ.-мат. наук Р.С. Макин,
д-р техн. наук В.А. Красноселов.
ISBN 978-5-7262-2016-1 |
♥ Национальный исследовательский |
|
ядерный университет «МИФИ», 2014 |
Содержание
Перечень используемых сокращений ......................................................... |
6 |
Введение................................................................................................... |
9 |
1. Основы ядерной физики.................................................................... |
10 |
1.1. Вещество и электричество .......................................................... |
10 |
1.2. Вероятность и спектр................................................................... |
12 |
1.3. Электромагнитное излучение..................................................... |
16 |
1.4. Строение атома............................................................................. |
21 |
1.5. Атомные спектры......................................................................... |
22 |
1.6. Основы квантовой механики ...................................................... |
24 |
1.7. Квантовые состояния электронов в атоме................................. |
26 |
1.8. Соотношения неопределенностей.............................................. |
30 |
1.9. Энергия связи ядра....................................................................... |
31 |
1.10. Ядерные силы. Стабильность ядра........................................... |
34 |
1.11. Закон радиоактивного распада ................................................. |
37 |
1.12. Альфа-распад.............................................................................. |
40 |
1.13. Бета-распад................................................................................. |
43 |
1.14. Пробег тяжелых заряженных частиц в веществе.................... |
45 |
1.15. Взаимодействие бета-частиц с веществом............................... |
47 |
1.16. Взаимодействие электромагнитного излучения |
|
с веществом ................................................................................ |
49 |
1.17. Законы сохранения энергии и импульса в ядерных |
|
реакциях...................................................................................... |
55 |
1.18. Составное ядро........................................................................... |
57 |
1.19. Эффективное сечение и выход ядерной реакции .................. |
59 |
1.20. Трансурановые элементы.......................................................... |
63 |
2. Нейтронная физика............................................................................ |
66 |
2.1. Свойства нейтронов..................................................................... |
66 |
2.2. Источники нейтронов ................................................................ |
66 |
2.3. Ядерные реакции под действием нейтронов ........................... |
69 |
2.4. Диффузия нейтронов................................................................... |
73 |
2.5. Замедление нейтронов ............................................................... |
77 |
2.6. Тепловые нейтроны..................................................................... |
82 |
3. Деление ядер ...................................................................................... |
85 |
3.1. Капельная модель ядра .............................................................. |
85 |
3.2. Механизм деления ...................................................................... |
90 |
3.3. Цепная ядерная реакция.............................................................. |
99 |
3.4. Коэффициент размножения реактора ...................................... |
104 |
3.5. Критические параметры реактора без отражателя ................ |
112 |
4. Основы физики реактора................................................................. |
114 |
4.1. Подкритическое состояние реактора....................................... |
114 |
3 |
|
4.2. Критическое и надкритическое состояние реактора ............ |
119 |
5. Теплогидравлика.............................................................................. |
126 |
5.1. Тепловыделение и отвод тепла в реакторе............................. |
126 |
5.2. Гидравлические характеристики ВВЭР-1000 ........................ |
130 |
6. Способы определения мощности ВВЭР-1000 и коэффициенты |
|
неравномерности распределения энерговыделения..................... |
139 |
6.1. Определение мощности по АКНП-7 ...................................... |
139 |
6.2. Определение мощности по КНИ ............................................ |
140 |
6.3. Определение мощности по 1-му контуру .............................. |
140 |
6.4. Определение тепловой мощности по 2-му контуру............... |
142 |
6.5. Определение тепловой мощности по ПВД............................. |
143 |
6.6. Определение коэффициентов неравномерности |
|
распределения энерговыделения.............................................. |
143 |
7. Топливо и реакторные материалы.................................................. |
147 |
7.1. Реакторные материалы ............................................................ |
147 |
7.2. Назначение и условия работы тепловыделяющего элемента |
|
(твэл) ........................................................................................... |
155 |
7.3. Конструкция и характеристики тепловыделяющего |
|
элемента...................................................................................... |
157 |
7.4. Конструкция и характеристики тепловыделяющей сборки |
|
(ТВС) ............................................................................................... |
167 |
7.5. Конструкция ТВС-2 в исполнении с 15 ЦДР........................... |
176 |
7.6. Конструкция ТВС-2 в исполнении с 12 ЦДР ......................... |
181 |
7.7. Маркировка ТВС ...................................................................... |
181 |
7.8. Характеристики комплекса кассет в ядерном реакторе ......... |
183 |
7.9. Трёхлетний цикл использования топлива................................ |
185 |
7.10. Современная теория надёжности твэлов ............................... |
187 |
7.11. Влияние нестационарных режимов на термомеханические |
|
процессы в твэлах ...................................................................... |
189 |
7.12. Переходные режимы эксплуатации........................................ |
191 |
7.13. Контроль и управление энерговыделением |
|
в активной зоне ......................................................................... |
192 |
7.14. Контроль за герметичностью оболочек твэлов..................... |
195 |
7.15. Распределение расхода теплоносителя в реакторе ............... |
196 |
7.16. Проектные пределы повреждения твэлов при авариях........ |
198 |
7.17. Уран-гадолиниевое топливо.................................................... |
201 |
7.18. Мокс-топливо........................................................................... |
203 |
7.19.Аварии и инциденты с повреждениями ядерного топлива... |
207 |
8. Эксплуатационные вопросы по физике реактора......................... |
219 |
8.1. Основные характеристики реактора ВВЭР-1000 ................... |
219 |
8.2. Отравление реактора ксеноном ................................................ |
221 |
4 |
|
8.3. Отравление реактора самарием ................................................ |
225 |
8.4. Изменение концентрации борной кислоты при |
|
водообмене.................................................................................... |
228 |
8.5. Обеспечение отвода тепла после останова реактора.............. |
230 |
8.6. Основные реакции регистрации нейтронов............................. |
232 |
8.7. Эффективность ОР СУЗ............................................................ |
233 |
8.8. Коэффициенты и эффекты реактивности................................ |
237 |
8.9. Расчёт максимально допустимой мощности твэла................. |
242 |
8.10. Кризис теплообмена и условия его возникновения.............. |
245 |
8.11. Кризис в большом объеме....................................................... |
245 |
8.12. Механизмы кризиса в круглых трубах................................... |
246 |
8.13. Змеевиковые трубы и кольцевые каналы.............................. |
251 |
8.14. Кризис в пучках стержней....................................................... |
253 |
8.15. Влияние различных факторов на кризис................................ |
254 |
8.16. Первичные измерительные датчики....................................... |
258 |
8.17. Нейтронно-физические программы, используемые |
|
на АЭС ...................................................................................... |
268 |
8.18. Пэльный эффект....................................................................... |
279 |
8.19. Эксплуатация топлива ............................................................ |
281 |
8.20. Работа на мощностном эффекте и выбор группы УРБ......... |
282 |
8.21. Расчёт критической концентрации борной кислоты............. |
283 |
8.22. Измерение нейтронно-физических характеристик |
|
при пуске реактора.................................................................... |
284 |
Список использованной литературы................................................. |
287 |
5
|
Перечень используемых сокращений |
а.з. |
активная зона |
АЗ |
аварийная защита |
АКНП |
аппаратура контроля нейтронного потока |
АО |
аксиальный офсет |
АР |
автоматическое регулирование |
АРМ |
автоматический регулятор мощности |
АС |
атомная станция |
АЭП |
Атомэнергопроект |
АЭС |
атомная электрическая станция |
БалАЭС |
Балаковская АЭС |
БЗТ |
блок защитных труб |
БПУ |
блочный пункт управления |
ВВЭР |
водо-водяной энергетический реактор |
ВГР |
водо-графитовый реактор |
ВК |
вычислительный комплекс |
ВКУ |
внутрикорпусные устройства |
ВМПО |
внешнее математическое программное обеспечение |
ВНИИНМ |
Всероссийский научно-исследовательский институт |
|
неорганических материалов |
ВРК |
внутриреакторный контроль |
ВТИ |
Всероссийский технологический институт |
ГГР |
газо-графитовые реакторы |
ГПД |
газовые продукты деления |
ГЦК |
главный циркуляционный контур |
ГЦН |
главный циркуляционный насос |
ДПЗ |
детектор прямого заряда |
ДР |
дистанционирующая решётка |
ИК |
ионизационная камера |
КГС |
коэффициент гидравлического сопротивления |
КИП |
контрольно-измерительные приборы |
КМПЦ |
контур многократной принудительной циркуляции |
КНИ |
канал нейтронный измерительный |
КНИТ |
канал нейтронный измерительный температурный |
МКУ |
минимальный контролируемый уровень |
МПА |
максимальная проектная авария |
НИИАР |
Научно-исследовательский институт атомных реакторов |
НИЦ |
Национальный исследовательский центр |
НК |
направляющий канал |
|
6 |
НТД |
нормативно-техническая документация |
НУЭ |
нормальные условия эксплуатации |
НФХ |
нейтронно-физические характеристики |
ОКБ |
опытное конструкторское бюро |
ОР СУЗ |
орган регулирования СУЗ |
ОЯБ |
отдел ядерной безопасности |
ПБЯ |
правила ядерной безопасности |
ПВД |
подогреватель высокого давления |
ПГ |
парогенератор |
ПНР |
пуско-наладочные работы |
ППР |
плановый предупредительный ремонт |
ПС |
поглощающий стержень |
ПЭЛ |
поглощающий элемент |
РБГ |
радиоактивные благородные газы |
РБК |
раствор борной кислоты |
РБМК |
реактор большой мощности канальный |
РД |
руководящий документ |
РОМ |
регулятор-ограничитель мощности |
РТР |
рабочий технологический регламент |
РУ |
реакторная установка |
РЦ |
реакторный цех |
САОЗ |
система аварийного охлаждения зоны |
СВО |
система водоочистки |
СВП |
стержень выгорающего поглотителя |
СВРК |
система внутриреакторного контроля |
СУЗ |
система управления и защиты |
ТВС |
тепловыделяющая сборка |
ТДР |
таблица допустимых режимов |
ТКР |
температурный коэффициент реактивности |
ТК |
термоконтроль |
ТК-13 |
транспортный контейнер для отработавшего топлива |
ТП |
термопара |
ТС |
термометр сопротивления |
УВС |
управляющая вычислительная система |
УГТ |
уран-гадолиниевое топливо |
УНО |
устройство накопления и обработки |
УПТ |
уран-плутониевое топливо |
УРБ |
ускоренная разгрузка блока |
УТВС |
усовершенствованная тепловыделяющая сборка |
ЦДР |
циркониевая дистанционирующая решётка |
|
7 |
ЦНК |
циркониевый направляющий канал |
ЧАЭС |
Чернобыльская атомная электростанция |
ШЭМ |
шаговый электромагнит |
ЭВМ |
электронно-вычислительная машина |
ЭТВС |
экспериментальная ТВС |
ЯР |
ядерный реактор |
ЯФЛ |
ядерно-физическая лаборатория |
ЯЭУ |
ядерная энергетическая установка |
|
_____ |
8
ВВЕДЕНИЕ
Ядерная энергетика – одна из самых молодых отраслей энергетической промышленности. Развитие современной ядерной энергетики в России базируется на двух основных типах ядерных реакторов: канальных с графитовым замедлителем в одноконтурных установках и водо-водяных корпусных реакторах в двухконтурных установках. В настоящее время получили распространение водоводяные реакторы (ВВЭР) с тепловой мощностью 3000 МВт. Преимуществами этих реакторов (по сравнению с канальными) являются их большая компактность, наличие гермооболочки, простые коммуникации, более надежные условия управления работой реактора.
Техническая и экономическая концепция сооружения крупных энергетических блоков мощностью порядка 1000 МВт оправдывается, в первую очередь, там, где создана крупная энергетическая система, способная применять мощные атомные (и не только атомные) электростанции. Такая замкнутая в кольцо энергетическая система действует в России. Кроме того, масштаб электроэнергетики и общие установленные мощности в стране настолько велики, что будущее ядерной энергетики без реакторов такой мощности трудно представить.
Реакторы ВВЭР по хронологии их пуска и техническим показателям условно можно подразделить на три поколения: опытнопромышленные реакторы ВВЭР-210 и ВВЭР-365; серийный реактор средней мощности ВВЭР-440 и серийный реактор большой мощности ВВЭР-1000 (проект В-320).
Сейчас большое внимание уделяется подготовке персонала для эксплуатации АЭС, при которой персонал сталкивается с определёнными трудностями поиска материалов в многочисленных книгах по физике реакторов. Необходимо отметить, что в общедоступных книгах недостаточно рассмотрены вопросы теплогидравлики ВВЭР-1000, а также практически не рассмотрены вопросы по современным видам топлива ВВЭР-1000. В этой книге предпринята попытка обобщить сведения из различных источников по физике, теплогидравлике и топливу, чтобы облегчить подготовку оперативного персонала и персонала вспомогательных подразделений атомной станции.
9
1.ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ФИЗИКИ
1.1.Вещество и электричество
Вещество является формой природы, материального мира. У каждого вещества есть мельчайшая частица (атом, молекула), обладающая всеми его химическими свойствами. Молекула простых веществ состоит из одного или нескольких одинаковых атомов, молекула сложных веществ – из атомов различных химических элементов [1].
Атомы химического элемента различаются массой. Их называют изотопами химического элемента. У природного углерода есть два изотопа. За атомную единицу массы (а.е.м.) принята 1/12 часть массы более легкого изотопа углерода.
Атомная масса элемента (табл. 1.1) равна среднему значению атомных масс изотопов элемента. Так, атомная масса бора, состоя-
щего из изотопов с А = 10,0129 (18,8 %) и А = 11,0093 (81,2 %),
равна 10,8220. Масса атома (молекулы) в атомных единицах массы численно равна атомной (молекулярной) массе. Например, масса атома гелия равна 4,002 а.е.м., кислорода – 15,9994 а.е.м.
|
|
Атомные массы элементов |
Таблица 1.1 |
|||
|
|
|
|
|||
|
Символ |
|
|
|
Атомная |
|
Элемент |
Атомная |
Элемент |
Символ |
|
||
|
|
масса |
|
|
масса |
|
Водород |
H |
1,00797 |
Натрий |
Na |
22,9898 |
|
Гелий |
He |
4,0026 |
Железо |
Fe |
55,847 |
|
Литий |
Li |
6,9390 |
Никель |
Ni |
58,71 |
|
Бор |
B |
10,8220 |
Индий |
In |
114,82 |
|
Углерод |
C |
12,01115 |
Торий |
Th |
232,038 |
|
Кислород |
O |
15,9994 |
Уран |
U |
238,03 |
|
В молекулярной физике, химии и других областях науки для однородных веществ, то есть веществ, состоящих из частиц с одинаковыми свойствами, введена внесистемная единица массы: кило- грамм-моль (кмоль). Она равна количеству однородного вещества в
10