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

При эксплуатации максимальная критическая концентрация борной кислоты в начале кампании реактора после перегрузки. Выбор топливной загрузки осуществляется с непременным условием отрицательности температурного эффекта реактивности. Расчетное значение αT и его знак проверяются экспериментально

на минимально контролируемом уровне мощности.

Стационарное и нестационарное отравление Хе и Sm

Изменение нейтронно-физических характеристик реакторов ВВЭР в результате стационарного и нестационарного отравления ксеноном и самарием полностью соответствует приведенному выше описанию. Глубина максимальной «иодной ямы» для ВВЭР1000 составляет ~ 3,7 %, для ВВЭР-440 ~ 4,5 %. Нестационарное отравление самарием значительно меньше, порядка 0,5−0,7 % для всех ВВЭР.

Ксеноновые колебания

В активных зонах реакторов ВВЭР, размеры которых много больше площади миграции нейтронов М2, могут возникать пространственно временные перераспределения энерговыделения, которые называют ксеноновыми колебаниями.

Ксеноновые колебания появляются при процессах, в результате которых нарушается пространственное равновесие потока нейтронов и концентрация иода и ксенона.

Причина возникновения колебаний заключается в существовании положительной обратной связи между потоком нейтронов и ксеноновой составляющей реактивности, которая проявляется тогда, когда отдельные части зоны слабо связаны взаимной диффузией нейтронов.

Физику процесса рассмотрим на примере появления колебаний в результате резкого снижения мощности ВВЭР-1000 (например в результате работы ускоренной разгрузки). В результате снижения мощности до ~ 30 % Nном среднее энерговыделение и средний нейтронный поток по зоне уменьшатся примерно в 3 раза, но при этом, поскольку регулирующая группа войдет в зону на 50−70 %, относительное снижение потока в верхней и нижней части зоны будет

11

разное: в верхней части примерно в 4 раза; в нижней – в два. И в верхней и в нижней части начнет увеличиваться концентрация ксенона. Поскольку величина нейтронного потока уменьшилась по сравнению с равновесной, то накопление ксенона в верхней части будет происходить гораздо интенсивнее, что в свою очередь приведет к дальнейшему снижению нейтронного потока в верхней части. При этом в верхней части снижается и энерговыделение и, соответственно, падает скорость генерации ядер предшественника ксенона – иода, т.е. закладывается основа для обратного процесса.

Параллельно в нижней части активной зоны развивается противоположный процесс. Поскольку органами регулирования мощность и, соответственно, средний по зоне нейтронный поток поддерживается на одном уровне, его величина в нижней части зоны увеличивается. Увеличение нейтронного потока вызывает ускорение в выгорании ксенона, обеспечивая быстрый переход концентрации ксенона в нижней части зоны из области нестационарного отравления в область нестационарного разотравления. При этом, как и в верхней части, закладывается основа для обратного процесса: увеличивается энерговыделение и, соответственно, выход иода.

Обратный процесс начинается в результате снижения концентрации Хе в верхней части из-за уменьшения концентрации иода и роста концентрации ксенона в нижней части по причине увеличения концентрации иода.

Как уже упоминалось, возможность возникновения ксеноновых колебаний связана с размерами активной зоны. В реакторах ВВЭР440 они не проявляются. В реакторах ВВЭР-1000 возможны аксиальные ксеноновые колебания. Период колебаний определяется периодом полураспада I135 и Хе135 и составляет ~ 30 ч, амплитуда зависит от начального возмущения.

Контроль за наличием и величиной амплитуды колебаний осуществляется с помощью СВРК, по величине оффсета.

7.Для оценки необходимой эффективности системы управления

изащиты необходимо знать интегральные эффекты реактивности. Абсолютные изменения реактивности представлены в табл. 1.2.

12

С учетом точности расчета эффективности органов регулирования (~20 %) необходимая эффективность механической системы управления и защиты должна быть не менее 0,079. Для достижения проектного выгорания 40 МВт сут/кг U при длительности между перегрузками 7000 ч необходим запас реактивности ~0,13.

В итоге система регулирования становится достаточно «тяжелой» (~0,2), что с учетом высказанных физических особенностей обязательно предусматривается в конструкции. Размещение поглощающих элементов в виде тонких стержней в кассетах и равномерно по активной зоне.

8. Для создания большого начального запаса реактивности необходимо загружать топливо в реактор в количестве, значительно (в 30−40 раз) превышающем критическую массу, что создает возможность образования локальных критических масс (табл. 1.3). Все это необходимо учитывать в проведении физического расчета и размещении органов СУЗ.

Таблица 1.3 Критическая масса при полном заливе ТВС чистой водой

при t = 20 °C и полностью извлеченных ПС СУЗ

1.2. Обеспечение безопасности при отводе тепла от активной зоны реактора

Безопасность теплосъема заключается в обеспечении надежного охлаждения твэлов во всех режимах, включая аварийные, не допуская превышения предельных потоков и кризиса кипения на самых энергонагруженных участках. В противном случае, неминуемо, как минимум значительное повреждение оболочки твэла, что квалифицируется как авария.

Задача решается поэтапно:

•на стадии разработки конструкции ТВС полуэмпирическими расчетами и экспериментальным путем определяются предельные интегральные мощности отдельных ТВС и предельная величина линейного (на единицу длины) энерговыделения твэлов. Эти величины определяются для номинального расхода теплоносителя и возможного его снижения в наиболее неблагоприятном технологическом режиме;

•на основании полученных предельно допустимых мощностей ТВС и предельных значений локальных энерговыделений рассчитываются допустимые значения коэффициентов неравномерности энерговыделния. Полученные значения являются проектными пределами при выборе очередных загрузок;

•при проведении расчетов по выбору загрузок непревышение проектных пределов неравномерности энерговыделения − обязательное условие возможности эксплуатации на номинальной мощности. Если эти пределы нарушаются, мощность от номинального значения снижается на величину, пропорциональную отклонению от предела;

•уровень мощности при эксплуатации поддерживается в соответствии с таблицей режимов, в которых допустимое значение мощности увязывается с коэффициентами неравномерности и расходом через активную зону – числом работающих главных циркуляционных насосов;

•оперативный контроль в период эксплуатации за уровнем мощности, максимальными значениями коэффициентов неравномерности, а также за запасом до кризиса теплообмена в самых энергонапряженных участках ведется по СВРК. Периодически по данным СВРК анализируется и соответствие распределения энер-

14

говыделения расчету в целом по зоне. В табл. 1.4 даны предельные коэффициенты неравномерности для номинальной мощности реактора ВВЭР.

Таблица 1.4 Предельные коэффициенты неравномерности для номинальной

мощности реактора ВВЭР

Необходимо отметить, что методы расчета предельных значений коэффициентов совершенствуются, поэтому с расчетных обоснованиях могут применяться значения, отличные от приведенных.

1.3. Оптимизация неравномерности энерговыделения топливных загрузок

Для примера рассмотрим распределение энерговыделения однородной цилиндрической активной зоны эквивалентных размеров. Распределение нейтронного потока Φ по радиусу в такой зоне имеет вид функции Бесселя, по высоте поток распределен по косинусу. Распределение энерговыделения Ψ на начало кампании тождественно распределению Φ поскольку Ψ ~ Σf Φ, где Σf – сечение деления, а Σf = const на начало кампании.

Отсюда следует, что максимум энерговыделения однородной зоны находится в ее центре, причем Kr = 2,31; Kz = 1,57; Kо =3,62, что значительно выше предельных значений в табл. 2.4.

Уменьшение неравномерности энерговыделения до приемлемых значений коэффициентов в активных зонах реакторов ВВЭР достигается применением топливного цикла с так называемой частичной выгрузкой. Он заключается в следующем:

15

•при останове реактора на перегрузку по выработке запаса реактивности на выгорание из зоны выгружается только часть ТВС, имеющих максимальное выгорание;

•оставшиеся в зоне ТВС переставляются с тенденцией «больше выгорание – ближе к центру»;

•на периферийный ряд устанавливаются свежие ТВС. Также некоторая часть, в зависимости от выбранного топливного цикла, устанавливается в отдаленные от периферии ряды, но отдельными единицами, в окружении выгоревших;

•в так называемых стационарных загрузках, которые следуют за первыми одной-двумя переходными, используются ТВС одного типа обогащения. В переходных загрузках выгорание моделируется применением ТВС меньшего обогащения.

Очевидно, что, перемещая ближе к центру, в сторону увеличения нейтронного потока Φ выгоревшие ТВС с меньшим сечением

деления Σf, мы уменьшаем энерговыделение ~ Σf Φ центрального района, чем добиваемся снижения неравномерности.

В некоторых загрузках в отдельные ячейки периферийного ряда устанавливаются выгоревшие ТВС при сохранении общего числа загружаемых свежих. Такая установка имеет другой, более тонкий физический смысл. Компоновку зоны она усложняет, поскольку приводит к энергетической разгрузке периферийных ТВС, относительное энерговыделение которых Kq менее единицы, и нагружает и без того нагруженный центр. Но следует обратить внимание на то, что выгоревшие ТВС устанавливаются в районе максимального всплеска тепловых нейтронов, т.е. максимальной утечки быстрых. В результате снижается градиент быстрых нейтронов на границе активной зоны, соответственно снижается утечка быстрых нейтронов из зоны и как бы получается их экономия в целом. Это реально увеличивает Кэф. и запас реактивности на выгорание.

Длительность кампании увеличивается примерно на двое эффективных суток.

В настоящее время наиболее широко используются топливные циклы, при которых при перегрузке выгружается одна треть или одна четверть зоны. Естественно, что для обеспечения необходимой длительности кампании в случае выгрузки меньшей части

16

зоны используются ТВС подпитки с большим обогащением. Данные по топливным циклам сведены в табл. 1.5.

Из таблицы следует, что в применяемых в настоящее время топливных циклах длительность работы загрузки составляет около 280 эффективных суток. При КИУМ, с которым эксплуатируются реакторы ВВЭР (0,75−0,8) такая длительность образует годовой цикл. Поэтому топливные циклы называются трехили четырехгодичными. Однако сейчас прорабатываются циклы с увеличенным до ~ 350 эф. сут временем работы загрузки, что позволит резко увеличить КИУМ.

1.4. Управление ядерным реактором

При эксплуатации реакторов ВВЭР системы регулирования выполняют следующие функции:

•оперативное регулирование мощности, включая автоматическую разгрузку реактора при технологических нарушениях;

•выполнение аварийного останова (срабатывания аварийной защиты) при предельных технологических нарушениях;

•перевод и удержание в подкритике активной зоны реактора (при необходимости в любой момент кампании, при любых технологических параметрах);

•компенсация запаса реактивности на выгорание и других эффектов реактивности;

•вывод реактора на МКУ.

Система управления и защиты ВВЭР-1000 состоит из двух подсистем:

1) «механическая» система управления служит для компенсации быстрых эффектов реактивности, связанных с изменением состояния реактора и перевода его в подкритическое состояние;

17

2) «жидкостная» система регулирует мощность реактора изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура для компенсации медленных изменений реактивности и его останова.

Зависимость эффективности систем регулирования от температуры

Изменение эффективности механических СУЗ определяет зави-

симость от температур двух нейтронно-физических характеристик:

1)уменьшение микроскопического сечения поглощения σа поглотителя.

Оно уменьшает эффективность поглотителей, но незначительно, поскольку сечение поглощения всех материалов активной зоны, включая топливо, уменьшается по одному закону, т.е. относительное количество нейтронов, захваченных поглотителем, практически не меняется;

2)увеличение площади миграции нейтронов М2. Оно увеличивает эффективность поглотителей, поскольку как бы увеличивается эффективный радиус действия поглотителя, и это увеличение весь-

ма значительно, поскольку М2 при росте температуры с 20 °С до номинальной увеличивается примерно в 1,5 раза.

В результате полная эффективность механических СУЗ ВВЭР с ростом температуры с 20 °С до номинала увеличивается на

25−40 %.

Наличие борной кислоты в замедлителе несколько уменьшает эффективность СУЗ. Это связано с общим «ужесточением» нейтронного спектра. Для рабочих параметров и при увеличении концентрации борной кислоты с нуля до максимальной рабочей это уменьшение составляет около 5 %.

Изменение эффективности борной кислоты в зависимости от температуры теплоносителя практически целиком определяется изменением макроскопического сечения поглощения бора-10 Σa = σaρ, где ρ − объемная концентрация ядер бора-10. При росте

температуры оба сомножителя уменьшаются.

Уменьшение первого сомножителя, микроскопического сечения σа, слабо влияет на эффективность по тем же причинам, что и в случае описанном выше.

18

Объемная концентрация ядер бора ρ уменьшается с ростом

температуры пропорционально уменьшению плотности воды. Практически в этой пропорции уменьшается и эффективность борной кислоты. Этот эффект уже описывался выше, когда рассматривалась зависимость температурного эффекта от концентрации борной кислоты. При изменении температуры теплоносителя в рабочем интервале (табл. 1.6) от 20 °C до номинальной, эффективность борной кислоты падает примерно на 20 % .

Таблица 1.6

Эффективность систем регулирования (1 загрузка бл. 1 РоАЭС, 1 загрузка бл. 4 НВАЭС)

Оперативное регулирование мощности

Оперативное регулирование мощности обеспечивает:

•поддержание стационарного уровня мощности реактора;

•плановый перевод реактора с одного уровня мощности на другой;

•автоматическую разгрузку реактора при технологических нарушениях.

Исполнительным органом во всех перечисленных режимах является управляющая группа СУЗ. В тех случаях разгрузки, когда не хватает эффективности регулирующей группы, ее действие усиливается другими группами ОР СУЗ.

В зависимости от технологического режима управление регулирующей группой осуществляется вручную, ключом управления или автоматически, через воздействие следующих средств автоматики:

•автоматического регулятора мощности АРМ;

•устройства разгрузки и ограничения мощности РОМ;

19

• сигналов ускоренной разгрузки УРБ и предупредительной защиты ПЗ-1,2 (ВВЭР-1000).

Движение регулирующей группы в активной зоне во всех режимах управления (за исключением сигнала АЗ – II ВВЭР-440) происходит с рабочей скоростью 20 мм/с. Приоритетность действия сигналов и алгоритмы движения ОР СУЗ при действии каждого из них приведены в табл. 1.7.

Выбор конкретных групп СУЗ по положению в зоне в качестве регулирующей зависит от выбранного топливного цикла. Поскольку топливный цикл постоянно совершенствуется, то на однотипных блоках с разными топливными циклами могут быть разные регулирующие группы.

Основные критерии выбора регулирующей группы – минимальное влияние на неравномерность энерговыделения при движении группы в зоне и оптимальная для регулирования, сопоставимая с мощностным эффектом эффективность 1÷1,5 %.

Поддержание стационарного уровня мощности осуществляется совместной работой с регулирующей группой регулятора АРМ. АРМ включается в работу в режиме «N» − режиме поддержания постоянной нейтронной мощности. Управляющие сигналы по уровню мощности для АРМ в этом режиме формируются в АКНП, поэтому важно своевременно корректировать показания АКНП по СВРК, о чем говорилось ранее.

Таблица 1.7 Приоритетность действия сигналов и алгоритмы

движения ОР СУЗ