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

кислоты в активной зоне (включение ГЦН при неравномерной концентрации борной кислоты в контуре).

Например, включение ГЦН при работающем реакторе вызывает быстрое уменьшение температуры теплоносителя на входе в сектор активной зоны и быстрое увеличение мощности ТВС в этом секторе на 30 % от ее исходной величины.

При пуске реактора после неоптимальной загрузки свежего топлива в неотравленном состоянии активной зоны возможно временное получение положительного эффекта реактивности зоны по температуре и отрицательного плотностного эффекта. В этих условиях некоторые проектные режимы могут протекать непроектным образом:

-отключение одного ГЦН может вызывать наброс мощности, несмотря на действие РОМ и ПЗ;

-при сбросе электрической мощности на 50 % возможно повышение параметров РУ до срабатывания ПК КД;

-при большом разрыве трубопровода 1-го контура возможно быстрое увеличение мощности реактора (за время менее 1 с) в несколько раз с быстрым разогревом ядерного топлива.

Опасность быстрого внутреннего разогрева топлива связана с ограниченной скоростью передачи тепла по объему таблеток топлива. При внезапном изменении температуры двуокиси урана в середине или на поверхности таблеток (например, от нейтронной вспышки деления урана или от поступления холодной воды на оболочку) время прохождения фронта (границы) температурной волны от центра топлива до оболочки (или наоборот) составляет 12 с. Поэтому значительное увеличение мощности в твэлах за время, короче указанного, вызывает разогрев и местное плавление топлива с большим увеличением объема и разрушением оболочки.

7.12. Переходные режимы эксплуатации

Все переходные режимы по степени воздействия на твэлы можно подразделить на три основных вида:

- скачок мощности, когда повышение мощности следует за продолжительным периодом эксплуатации РУ на пониженном уровне мощности со скоростью, намного большей скорости релаксации

191

напряжения в топливном сердечнике за счет ползучести диоксидного урана. Этот режим реализуется при условии, что длительность работы РУ на промежуточном уровне больше или равна времени «приработки» топливного сердечника и оболочки, то есть времени, достаточного для того, чтобы зазор между топливом и оболочкой и трещины в топливе успели закрыться в результате процессов, протекающих при эксплуатации. Эти процессы: распухание топлива, заполнение зазора легколетучими продуктами деления, осаживание оболочки под воздействием перепада давления и др. Скачок мощности реализуется также и при локальном всплеске энерговыделения на твэлах по тем или иным причинам;

-циклирование, которое характеризуется изменением мощности

водних и тех же пределах с небольшим по времени одинаковым периодом;

-восстановление мощности после кратковременной работы

(меньше времени приработки) на пониженном уровне или после остановки реактора.

Наиболее неблагоприятной является ситуация, когда между топливом и оболочкой зазор отсутствует, то есть полное термическое расширение передается на оболочку, и возникают высокие растягивающие напряжения, поэтому снижение скорости нагружения до уровня, сопоставимого с релаксационными процессами, уменьшает напряжения.

Наиболее жесткими для твэлов являются режимы, в которых реализуются скачки мощности. Если не принимать специальных мер, возможно разрушение оболочек. К таким режимам относятся: подключение петли; наброс электрической нагрузки; повышение мощности после подключения петли; повышение мощности после длительной работы на пониженной мощности.

7.13.Контроль и управление энерговыделением

вактивной зоне

Необходимость контроля за энерговыделением в активной зоне вызвана тем, что при номинальной мощности температура воды на поверхности оболочек твэла близка к кипению (на поверхности отдельных твэл достигается местное поверхностное кипение). При

192

возникновении объемного кипения (от уменьшения расхода воды или увеличения локальной мощности твэла) произойдет уменьшение коэффициента теплоотдачи (кризис теплообмена) и быстрое значительное увеличение температуры оболочки от исходных

350 °С.

Однако и при нормальной эксплуатации запас до кризиса теплоотдачи может значительно уменьшаться. При абсолютном соответствии всех параметров РУ проекту коэффициент запаса до кризиса теплообмена составляет по расчету 2,2 (т.е. проектный тепловой поток в 2,2 раза меньше критического потока). Увеличение мощности реактора на 4 % (колебание в работе регулятора АРМ ±2 %) увеличивает фактический тепловой поток через оболочки твэла. Происходят также изменения расхода теплоносителя через активную зону (из-за частоты тока в энергосистеме), давления пара в ПГ, положения органов СУЗ.

При наложении подобных допустимых изменений параметров РУ в нормальной эксплуатации коэффициент запаса до кризиса теплообмена уменьшается до 1,72. При эксплуатации энергоблока проводится плановое или вынужденное изменение мощности реактора перемещением ОР СУЗ регулирующей группы и изменением концентрации борной кислоты. В результате этих маневров в активной зоне ВВЭР-1000 возбуждаются колебания локальной мощности из-за нестационарных процессов образования и распада ксенона.

При соблюдении требований инструкций и технологического регламента все-таки при ксеноновых колебаниях мощности коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи уменьшается до 1,24. Этот коэффициент должен быть не менее 1,1 с учётом запаса на погрешность формул и расчетов.

В64 ТВС без ОР СУЗ при сборке ВКУ реактора выдвигаются из БЗТ в центральные трубки ТВС каналы нейтронные измерительные (КНИ). Каждый КНИ представляет собой герметичную трубку из нержавеющей стали (чехол) диаметром 8,1 мм с детекторами (датчиками) потока нейтронов. Каждый датчик представляет собой кусок проволоки из родия диаметром 0.5 мм длиной 250 мм, заключенный в трубочку электроизоляции.

Вдатчике использован принцип прямого преобразования энергии потока нейтронов в электрический ток. При взаимодействии нейтро-

193

нов с родием 10345Rh образуется изотоп 10445Rh, который затем распадается с испусканием β-частиц. Материал и толщина изолирующей трубки на родиевой проволоке подобраны так, что β-частицы пролетают сквозь нее и создают этим электрический ток, пропорциональный плотности потока нейтронов на этот датчик. Период полураспада родия (42 с) позволяет достаточно оперативно получать информацию о распределении плотности потока нейтронов.

По высоте чехла КНИ расположены 7 датчиков (каждый длиной 250 мм, расстояние между их центрами 437,5 мм) и фоновый датчик. Фоновый датчик предназначен для компенсации дополнительных сигналов, связанных с взаимодействием излучения с конструкционными материалами датчика и линией связи, находящимися непосредственно в активной зоне реактора. Фоновый датчик выполнен аналогично линии связи основного датчика.

Каналы КНИ имеют герметичные выводы кабелей через специальные фланцы на крышке реактора. Срок службы КНИ составляет несколько кампаний, за это время показания датчиков уменьшаются на 15–25 % из-за выгорания родия в потоке нейтронов. Поэтому для обработки показаний датчиков КНИ применен автономный вычислительный комплекс со специальным программным обеспечением.

С помощью расчетных методов осуществляется пересчет токов ДПЗ в энерговыделение тех ТВС, в которых расположены датчики, и «восстановление» энерговыделения в ТВС, где датчики отсутствуют. При пересчете токов ДПЗ в энерговыделении присутствует априорная и расчетная информация.

Основным оперативным приемом обеспечения равномерного распределения энерговыделений по объему активной зоны является минимальное введение в активную зону механических органов СУЗ (не более 1/4 длины) при мощности реактора более 70 %. При возникновении переходных режимов, вызывающих глубокое погружение группы ОР СУЗ в активную зону после стабилизации мощности, надо откорректировать в кратчайшее время (не более 1/2 ч) концентрацию борной кислоты в 1-м контуре для восстановления нормального положения ОР СУЗ. После продолжительного нахождения группы ОР СУЗ глубже 1/3 длины активной зоны (более 1,5 ч) при восстановлении мощности и нормального положения ОР СУЗ в активной зоне возникают значительные аксиальные ко-

194

лебания мощности. В конце кампании эти колебания могут не затухать, а усиливаться.

Для контроля за осевыми ксеноновыми колебаниями мощности в программном обеспечении СВРК предусмотрено вычисление аксиального офсета (осевого отклонения) мощности верхней и нижней половин активной зоны от средней мощности. Величина офсета вычисляется как отношение разности мощностей нижней и верхней половин активной зоны к полной мощности активной зоны. Нормальное значение аксиального офсета (АО) определяется расчетами для каждого момента кампании.

Алгоритм подавления аксиальных колебаний мощности в активной зоне предписывает контролировать степень неравномерности энерговыделений по величине АО и по величине коэффициента неравномерности энерговыделения по объему активной зоны (сравнивая их с таблицей допустимых значений). На практике очень большое значение имеет знание направления смещения максимума мощности по активной зоне. Наблюдение за АО и своевременное выявление тенденции его изменения позволяют заблаговременно принять очевидные меры регулирующей группой против этой тенденции.

Что будет, если один из ОР СУЗ самопроизвольно опустится до нижнего положения? Измерения и расчеты показывают, что мощность ТВС с упавшим в нее ОР СУЗ уменьшается в два раза, а в шести окружающих сборках – на 42 %. Даже в следующем ряду окружения упавшего ОР СУЗ отмечалось уменьшение мощности на несколько процентов. Если поддерживать номинальную суммарную мощность реактора, то мощность ТВС вдали от упавшего ОР СУЗ может быть увеличена в среднем на 4–5 %. Для избежания превышения допустимой мощности в отдельных ТВС в описанных случаях необходимо общую мощность реактора поддерживать не более 90 % Nном.

7.14. Контроль за герметичностью оболочек твэлов

Оперативный контроль за герметичностью оболочек твэлов осуществляется по удельной радиоактивности теплоносителя. При герметичных оболочках твэлов общая удельная активность теплоносителя составляет 1,1 10+6 – 3,7 10+6 Бк/дм3.

195

Пределом безопасной эксплуатации реакторной установки по суммарной удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе 1-го контура является величина 1,85 10+8 Бк/дм3, соответствующая пределу безопасной эксплуатации по числу негерметичных твэлов, равному 1 % газонеплотных твэлов и 0,1 % твэлов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем.

Эксплуатационным пределом работы реакторной установки по суммарной удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе 1-го контура является величина 3,7 10+7 Бк/дм3, соответствующая эксплуатационному пределу по числу негерметичных твэлов, равному 0,2 % газонеплотных твэлов и 0,02 % твэлов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем.

При нарушении воднохимического режима в 1-ом контуре возможно увеличение радиоактивности теплоносителя в десятки раз за счет перехода в него продуктов коррозии со стенок труб и твэлов. Отмечались случаи ошибочного слива регенерационного раствора из фильтров СВО-2 (слабый раствор азотной кислоты) в бак оргпротечек и далее, в 1-й контур через систему подпитки. При растворении отложений со стенок труб 1-го контура и твэлов удельная радиоактивность теплоносителя увеличивается до 3,7 10+7 Бк/дм3. Спектрометрический анализ состава примесей теплоносителя, выполненный лабораторией ОЯБ, показал наличие активированных продуктов коррозии и нормальное содержание реперных продуктов деления урана (йод-131, йод-132, йод-133, цезий-138).

7.15.Распределение расхода теплоносителя

вреакторе

Теплоноситель, входящий через четыре входных патрубка реактора, проходит по опускной щели между корпусом реактора и шахтой, далее через перфорацию днища шахты и опорных труб поступает на вход в кассеты активной зоны, омывает пучки твэлов, снимая генерируемое в них тепло. Нагретый теплоноситель отводится из реактора через четыре выходных патрубка.

Специально организуемые составляющие байпасного расхода (протечек), помимо активной зоны, охлаждают внутрикорпусные устройства реактора и поглощающие элементы органов регулирования. Другие составляющие байпаса обусловлены конструкцией.

196

7.16. Проектные пределы повреждения твэлов при авариях

В ранее действовавших ПБЯ РУ АС-89 приведены следующие предельные аварийные условия для твэлов с циркониевыми оболочками:

-максимальная температура – не выше 1200 °С;

-максимальная локальная глубина окисления оболочки – не более 18 % от первоначальной толщины стенки;

-доля прореагировавшего циркония – не более 1 % от его массы

воболочках твэлов.

Первое из ограничений (Тоб < 1200 °С) предназначено для исключения возможности возникновения самоподдерживающейся пароциркониевой реакции в активной зоне. Однако многочисленными измерениями во ВНИИНМ, ВТИ, НИЦ «Курчатовский институт» показано, что на сплаве Э-110, используемом для оболочек твэл реакторов ВВЭР-1000, не возникает самоподдерживающейся пароциркониевой реакции вплоть до 1350 °С. С повышением температуры скорость коррозии растет, растет и количество выделяю-

За рубежом для сплава циркалой-4 также не наблюдалось самоподдерживающейся пароциркониевой реакции до этих же температур. Таким образом, сейчас нет достаточных данных, чтобы ставить вопрос о снижении предельной температуры 1200 °С, как средства исключения возможности самоподдерживающейся пароциркониевой реакции в активной зоне. Можно отметить некоторый консерватизм в назначении предельной температуры на уровне 1200 °С.

Предельная глубина окисления оболочки твэла – не более 18 %, установлена с целью не допустить разрушения оболочек при повторном заливе активной зоны, чтобы иметь возможность выгрузить кассеты из активной зоны после происшедшей аварии. При окислении оболочки она приобретает хрупкость, пластичность сохраняется лишь в неокисленных слоях, поэтому при термическом ударе возникает опасность разрушения.

За рубежом величины допускаемых локальных глубин окисления для сплава циркалой-4 близки к назначенным ПБЯ РУ АС (менее 15–17 %), что подтверждено соответствующими экспериментами. В то же время проведенные в 1988 году эксперименты по

198

сжатию окисленных оболочек (отчет ВНИИНМ, ВТИ, АЭП) показали, что оболочка теряет пластические свойства уже при 3–5 % локальной глубины окисления. По мнению некоторых авторов допустимую локальную глубину окисления сплава Э-110 надо уменьшить до 5 %.

Доля прореагировавшего циркония – не более 1 % от его количества в активной зоне определена с целью исключения возможности большого взрыва в корпусе реактора или гермо-оболочке. В Японии этот критерий сформулирован следующим образом: ни в каком объеме АЭС не должно образовываться взрывоопасное количество водородно-воздушной смеси. Для ВВЭР-1000 количество образовавшегося Н2 при назначенной предельной величине прореагировавшего циркония – достаточно большая величина (около 100 м3). При проектных авариях проектировщиками также используется критерий «нижнего предела распространения пламени – 4 объемных процента водорода». Считается что при концентрации водорода менее 4 % объемных горение невозможно.

Для удержания расчетных характеристик реактора при развитии большой аварии на уровне неразрушения активной зоны, что определено непревышением температуры циркониевой оболочки 1200 °С, потерей циркония на окисление не более 1 % и толщины оболочки не более 18 %, пришлось ограничить в 1977 г. линейное энерговыделение твэла реакторной установки В-302 максимальным значением 490 Вт/см (ранее было 525 Вт/см), а в дальнейшем в техническом задании на реакторную установку В-392 значением 448 Вт/см, а для уран-гадолиниевых твэлов (твэгов) 360 Вт/см.

Причина этого заключается во все большем понимании опасности реакции

начинающейся в водяном паре в области 950 °С, а также в учете возникновения ползучести циркониевых сплавов в области температур 800 °С, приводящей к раздутию и частичной разгерметизации оболочек в процессе быстрого нарастания температур в аварийных ситуациях и перекрытия проходных сечений расхолаживающему теплоносителю. Генеральным конструктором принято ограничение перекрытия живого сечения теплоносителя в процессе развития аварии величиной 50–70 %.

199

Первоначально в проекте головного блока с реакторной установкой ВВЭР-1000 при максимальном значении линейного энерговыделения 525 Вт/см предельная температура оболочки при развитии большой аварии оценивалась почти в 1350 °С.

Главный конструктор ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск) привел в соответствие характеристики активных зон реакторов ВВЭР-1000 реакторных установок В-392 и В-320. Исходя из имеющихся экспериментальных данных внутриреакторного определения коэффициента контактной теплопередачи сердечник-оболочка, измеренного с точностью ±20 %, и фактических заводских допусков на зазор оболочка-сердечник, а также с учетом возможного максимального увеличения этого зазора в начале облучения за счет внутриреакторного радиационного уплотнения топлива на 4 %, локальная величина энергонапряженности твэлов ограничена максимальным значением 448 Вт/см, для твэгов 360 Вт/см.

Расчет показывает, что при исходном давлении гелия внутри оболочки твэла около 2 МПа при выходе реактора на 100 % мощности оно достигает в начальный период эксплуатации величины 7,1 МПа вследствие общего разогрева внутритвэльной газовой среды в среднем до 700 °С. По данным на начало кампании, описывающим наиболее опасную ситуацию развития аварии, был построен график изменения параметров во времени для максимально напряженной группы твэлов.

Из графика следует, что в течение первых 5–6 с развития аварии внутритвэльное давление не превысит внутрикорпусного, затем окружные напряжения в оболочке начинают возрастать и оболочки около 5000 твэлов (15–16 ТВС) на 15–18 с попадают в высокотемпературную область 600–900 °С, в которой реализуется их высокотемпературная деформация.

Расчетный код РАПТА с учетом окисления оболочек позволил оценить, что максимальная окружная деформация оболочек группы твэлов приводит к касанию оболочек соседних в пучке твэлов.

По расчетам ОКБ «Гидропресс» с использованием кода «ТЕЧЬ- М», верифицированного по экспериментам при средних течах (до Ду200), при МПА максимальные температуры не превышают 1100 °С (продолжительностью 4 с), максимальная глубина окисления оболочки составляет около 15 % от ее толщины, количество образовавшегося при этом водорода составляет 70 м3.

200