Добавил:
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:

Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000

.pdf
Скачиваний:
232
Добавлен:
27.12.2020
Размер:
3.25 Mб
Скачать

Министерство образования и науки Российской Федерации Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Обнинский институт атомной энергетики

С.Т. Лескин, А.С. Шелегов, В.И. Слободчук

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА ВВЭР-1000

Рекомендовано УМО «Ядерные физика и технологии» в качестве учебного пособия

для студентов высших учебных заведений

Москва 2011

УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 Л 50

Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. – 116 с.

Рассмотрены принципы физического проектирования, критерии обеспечения безопасности и особенности конструкции ядерного энергетического реактора типового проекта ВВЭР-1000.

Описаны конструкция тепловыделяющих сборок и топливных каналов активной зоны, принципы и средства управления реакторной установкой. Изложены основные особенности физики реактора ВВЭР-1000.

Пособие содержит основные технические характеристики реакторной установки, системы управления и защиты реактора, а также тепловыделяющих элементов и их сборок.

Представленная в пособии информация может быть использована только для обучения и предназначена для студентов специальности 140404 «Атомные электростанции и установки» при освоении дисциплины «Ядерные энергетические реакторы».

Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.

Рецензент доц. В.И. Савандер

ISBN 978-5-7262-1492-4

© Национальный исследовательский

 

ядерный университет «МИФИ», 2011

2

Введение

Развитие ядерной энергетики предполагает появление инновационных проектов ядерных реакторов, безопасность которых обеспечивается во многом за счет свойств самозащищенности. Однако для большинства инновацонных проектов степень реализации свойств самозащищенности не является абсолютной и потому требует всесторонней оценки на основе качественного и количественного анализа с учетом накопленного опыта эксплуатации существующих реакторных установок.

В настоящее время в России и за рубежом в эксплуатации находятся 52 АЭС с ядерными реакторными установками (РУ) с водоохлаждаемыми реакторами типа ВВЭР и среди них 28 РУ с реактором ВВЭР-1000 и 24 РУ с реактором ВВЭР-440.

Сегодня в России работают девять АЭС, на которых эксплуатируется 29 реакторов (основная доля реакторов РБМК и ВВЭР). Общая установленная мощность российских АЭС около 21,2 ГВт, что составляет примерно около 11 % всех генерируемых мощностей.

Более 1290 реакторолет эксплуатации продемонстрировали высокий уровень безопасности АЭС с ВВЭР при экономических характеристиках, соответствующих требованиям эксплуатирующих организаций.

На современном этапе поставлена задача начать разработку новых проектов для обеспечения перехода к инновационным технологиям развития атомной энергетики на последующем этапе, с принципиальной ориентацией на замкнутый топливный цикл.

Необходима реализация оптимального сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и топливоиспользования (КИУМ = 0,9, КТИ = 0,92, длительность топливной кампании – до 350 эфф. сут, максимальная глубина выгорания топлива – до 70 МВт сут/кгU, топливный цикл – 24 мес. и т.д.).

Увеличение тепловой мощности реактора до 3300 МВт с одновременным повышением КПД (нетто) энергоблока до 36 % позволит увеличить электрическую мощность (брутто) до

1300 МВт.

Вышеперечисленные перспективы развития атомной энергетики возможны за счет оптимизация технических решений по системам

3

безопасности. Необходима модернизация структуры систем безопасности в направлении оптимизации сочетания активного и пассивного принципов. Важным аспектом является проработка варианта удержания расплава в корпусе реактора при тяжелых авариях за счет внутреннего и внешнего охлаждения. Ведутся работы по увеличению времени эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии до 72 ч.

Вместе с тем постоянно действующая тенденция повышения безопасности и экономичности АЭС, базирующаяся на требованиях нормативных документов, требованиях эксплуатирующих организаций и опыте эксплуатации, проявляется в настоящее время при разработке новых проектов и строительстве АЭС.

Должна быть также обеспечена конкурентоспособность АЭС в сравнении с электростанциями на органическом топливе по затратам на сооружение и эксплуатацию с учетом современных тенденций в ценообразовании.

Такова первоочередная задача, на решение которой нацелена разработка новых проектов АЭС и сооружение объектов в соответствии с Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 20072010 годы и на перспективу до 2015 года».

4

Глава 1. Физические особенности реактора ВВЭР-1000

Активные зоны новых строящихся и проектируемых ВВЭР имеют значительную общую неизменяемую часть, параметры которой выбраны ещё при проектировании серийного ВВЭР 1000. К ним относятся поперечные размеры активной зоны и ТВС, соответственно форма ТВС и компоновка активной зоны. Они стали важной составной частью общей технологии ВВЭР, которая заняла значительное место в мировой атомной энергетике. Все дальнейшие модификации направлены, во-первых, на адаптацию к требованиям новых проектов РУ, во-вторых, на обеспечение конкурентных экономических показателей. Соответственно конструкции активных зон новых проектов РУ с ВВЭР, которые создаются по эволюционному принципу, учитывают все предшествующие усовершенствования. Данные проекты, кроме того, создаются с учетом возможности реализации тех ориентиров, которые ставятся в технических заданиях на новые проекты РУ. Это относится, например, к обоснованиям для высокого выгорания топлива и работы РУ в маневренном режиме.

Рассмотренные в данной главе физические особенности активной зоны являются решением оптимизационной задачи по получению нейтронно- и теплофизических характеристик зон, которые позволяют обеспечить безопасность технологического процесса и приемлемые технико-экономические характеристики, а именно:

безопасные отвод от зоны тепловой энергии при работе на номинальной мощности и в переходных режимах;

оптимальный по технико-экономическим показателям топливный цикл при эксплуатации реактора;

возможность безопасного и надежного регулирования мощности во всех технологических режимах.

1.1. Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов ВВЭР

1. Физической особенностью ВВЭР, во многом определяющей нейтронно-физические характеристики реакторов этого типа, является тесная решетка твэлов. В тесной решетке твэлы

5

расположены настолько близко друг от друга, что нейтрон, вылетевший из топлива, с довольно большой вероятностью может испытать первое соударение в соседних топливных блоках. Очевидно, что в тесных решетках должно выполняться условие

l1 ,

λs (E)

где l – средний путь нейтрона в замедлителе; λs (E ) длина свободного пробега в замедлителе.

Применение в ВВЭР тесной решетки неизбежное следствие использования в качестве замедлителя воды.

Сечение поглощения тепловых нейтронов водородом велико по сравнению с сечением поглощения углеродом и бериллием (~102 раз). Чтобы отношение, определяющее долю поглощения нейтронов замедлителе, равнялось

 

V1Σa1

Φ1

 

 

0,1÷0,3 (для обогащения урана 3%),

 

 

 

V0Σa 0

 

 

 

 

 

 

Φ0

 

 

 

необходимо иметь отношение объемов воды и топлива

 

V1

~ 2 .

V

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

0

 

В то же время замедляющая способность воды ξΣs (где ξ − сред-

няя потеря летаргии при одном столкновении, она в 20 раз больше, чем у углерода, и равна

ξ =U ′−U = ln EE,

где E энергия нейтрона до столкновения; E′ − энергия нейтрона после столкновения) достаточна для того, чтобы при таких малых

значениях отношения V1 обеспечить относительно низкую веро-

V0

ятность поглощения нейтронов в процессе замедления.

2. Теснота, в свою очередь, приводит к тому, что максимум спектра нейтронов смещается в область более высоких энергий.

Относительно большая жесткость спектра нейтронов и заметная доля деления надтепловыми нейтронами – особенность, которую необходимо учитывать при проведении физического расчета.

6

Весьма заметную роль процессы радиационного захвата и деления в области надтепловых нейтронов играют при больших выгораниях топлива, когда накапливается значительное количество

ядер 239 Pu , имеющую резонансы в этой области энергий.

3. Жесткость спектра нейтронов в ВВЭР приводит к достаточно

большой доле делений 238 U.

4. Относительно велика вероятность для нейтрона резонансных энергий, вылетающего из блока, испытать первое столкновение в одном из соседних блоков.

Поскольку минимальное расстояние между твэлами в ВВЭР примерно в два раза меньше длины свободного пробега до рассеяния резонансных нейтронов в воде, это приводит к тому, что спектр падающих на блок нейтронов будет обеднен нейтронами резонансных энергий.

То есть имеет место взаимное «затенение» блоков для нейтронов резонансных энергий.

Взаимное «затенение» блоков для резонансных нейтронов, связанное с деформацией по сравнению с φ(E) / E спектра нейтронов

(спектр Ферми для тепловых реакторов с разреженной решеткой), падающих на твэл, способствует некоторому увеличению вероятности избежать резонансного поглощения.

В то же время диаметры топливных блоков в тесных решетках (79 мм) существенно меньше, чем в разреженных (2530 мм). Переход к тонким блокам приводит к заметному уменьшению φ. Это

уменьшение не компенсируется эффектом «затенения», поэтому φ

втесных решетках ниже, чем в разреженных, и в существующих ВВЭР находится в пределах 0,740,78.

5.Сечение поглощения в ячейке всегда значительно больше сечения поглощения чистой воды, потому для ВВЭР характерны малые значения длин замедления и диффузии тепловых нейтронов

врешетке. Вследствие этого при нарушениях однородности решетки (водяные зазоры между кассетами; трубки, заполненные водой и т.д.) наблюдается всплеск потока тепловых нейтронов, что приводит к деформации распределения энерговыделения. Это особенно важно учитывать при компоновке активной зоны и перестановках ТВС при перегрузках.

7

6. Поведение активной зоны реактора при стационарных и переходных режимах работы определяется коэффициентами реактивности, которые изменяются в процессе работы реактора и в зависимости от состояния реактора.

Для реактора ВВЭР характерен большой диапазон изменения температурного, плотностного и мощностного эффектов реактивности в процессах разогрева реактора и вывода его на мощность. Это объясняется сильной зависимостью плотности воды от температуры.

Результаты расчетов показывают, что на протяжении всей кампании во всех возможных режимах работы на мощности обеспечивается отрицательный коэффициент реактивности по мощности и температуре замедлителя.

Коэффициенты реактивности рассчитываются для различных состояний реактора:

холодное (температура теплоносителя и топлива равна 20 °С);

горячее (температура теплоносителя и топлива равна 306 °С, отравления нет);

рабочее (средняя температура теплоносителя равна 306 °С, температура топлива соответствует номинальной мощности, отравление стационарное).

В табл. 1.1 для примера приведены значения коэффициентов ре-

активности Запорожской (в скобках Волгодонской) АЭС при критической концентрации бора в теплоносителе.

Из таблицы видно, что большинство эффектов имеют отрицательное значение. Отрицательное значение результирующих обратных связей по реактивности приводит к динамической устойчивости реактора.

Следует отметить, что величина температурного эффекта реактивности, включающего изменение температуры топлива и теплоносителя, во всем диапазоне изменения температур от 20 до

300 °С не линейна. Температурный коэффициент

 

αT

=

ρ

уве-

 

 

 

 

 

 

 

 

T

 

личивается по абсолютной величине с ростом температуры теплоносителя.

8

Таблица 1.1

Первая загрузка при 3-годичной загрузке

 

 

 

 

 

 

 

Состояние

 

Коэффициент реактивности

активной

Значение

 

 

 

 

 

 

 

зоны

 

 

 

ρ

×104 , 1 град

Холодное

+0,1

 

tH2O

 

 

 

 

 

Горячее

0,5 (0,36)

по температуре теплоносителя,

Рабочее

1,0 (1,4)

включая изменение плотности

 

 

 

 

ρ

 

, 1 ( г см

3

)

Холодное

0,15

 

 

 

 

 

 

 

 

 

γH2O

 

 

Горячее

0,04 (0,094)

по плотности теплоносителя

Рабочее

+0,04 (0,05)

 

 

 

ρ

 

×104 , 1 град

Холодное

0,3

 

t

 

 

 

 

 

 

Горячее

0,25 (0,27)

 

 

U

 

 

 

 

 

Рабочее

0,2 (0,22)

по температуре топлива

 

 

ρ

 

×104 , 1 (%)

 

 

 

 

N

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

мощностной, определяемый изменением

Рабочее

1,2

температуры теплоносителя, топлива,

связанный с изменением мощности при

 

 

постоянной температуре на входе в ак-

 

 

 

 

тивную зону

 

 

 

 

ρ

 

 

, 1

г (B)

Холодное

0,095

 

CB

кг (H2O)

 

Горячее

0,075

по концентрации бора в теплоносителе

Рабочее

0,07

Зависимость мощностного эффекта реактивности от мощности также нелинейная. Но, в отличие от температурного коэффициента

реактивности, мощностной коэффициент

 

αN

=

∂ρ

уменьшается

 

 

 

 

 

 

 

 

N

 

с ростом мощности. Большую часть мощностного эффекта реактивности составляет доплер-эффект, что приводит к уменьшению вероятности избежать резонансного поглощения нейтронов. Вследствие этого, нейтронный поток в участках твэлов с максимальной температурой уменьшается и соответственно уменьшается в них

9

энрговыделение. Этот эффект приводит к саморегулированию активной зоны.

Для одного и того же топливного цикла эффекты реактивности мало меняются, но с изменением состава топлива, например, с изменением обогащения топлива, изменения могут достигать

1520 %.

Зависимость температурного эффекта от концентрации борной кислоты

Величина и знак температурного эффекта реактивности при даннной конструкции реактора (при определенном водоурановом

отношении, для ВВЭР 1000

V1

1,7 ) зависит от критической кон-

V

 

 

 

0

 

центрации борной кислоты в воде. Эффект уменьшения по абсолютной величине отрицательного температурного коэффициента реактивности до нуля и дальнейшего его перехода в область положительных значений с увеличением концентрации борной кислоты определяется следующими физическими процессами.

При увеличении температуры теплоносителя, содержащего борную кислоту, изменение Кэф происходит в результате двух факторов: с одной стороны, Кэф уменьшается в соответствии с рассмотренным выше «чистым» температурным эффектом, с другой – увеличивается из-за того, что при разогревании падает объемная концентрация борной кислоты в результате падения плотности теплоносителя и, соответственно, уменьшается Σа – макроскопическое сечение поглощения теплоносителя. Положительный вклад в Кэф зависит от величины концентрации борной кислоты в теплоносителе: чем больше концентрация, тем больше ее выводится при уменьшении плотности теплоносителя, тем значительней соответствующее увеличение Кэф При определенной концентрации положительная и отрицательная составляющие изменения Кэф вы-

равниваются и Tρ становится равным нулю. При значениях концентрации больше этой ∂ρT > 0, при меньших Tρ < 0.

10