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

Перемещение регулирующей группы допускается в ограниченном по высоте рабочем интервале в верхней части зоны, причем величина допустимого интервала зависит от мощности. Это связано с тем, что наличие локальных поглотителей (в данном случае − поглотителей регулирующей группы) в относительно однородной активной зоне значительно искажает нейтронное поле и соответственно увеличивает неравномерность энерговыделения. Наиболее жесткие требования к величине интервала предъявляются при работе реактора на номинальной и близких к номинальной уровнях мощности: для ВВЭР-1000 − 70−95 % низа активной зоны, для ВВЭР-440 – 40−80 %. При пониженной мощности этот интервал расширяется, поскольку в этих режимах допускается увеличение неравномерности в соответствии с уровнем мощности реактора. При приближении ОР регулирующей группы к пределу интервала необходимо выполнить «борную» перекомпенсацию, т.е. увеличить или уменьшить концентрацию борной кислоты в теплоносителе для того, чтобы вернуть в оптимальное положение ОР регулирующей группы.

Плановый перевод реактора с одного уровня на другой может выполняться в зависимости от технологического режима, при ручном управлении регулирующей группой или управлении группой АРМом в режиме «Т», режиме поддержания давления во 2-м контуре. Принципиально, с достаточной степенью безопасности, можно на обоих типах реакторов использовать оба режима во всех случаях планового изменения мощности, но в конкретных переходных процессах один из них оказывается более технологичным. Поэтому в технологических регламентах в каждом случае, как пра-

21

вило, конкретизируется режим управления группой при изменении мощности.

Автоматическая разгрузка реактора имеет место в случаях технологических нарушений, связанных с отключением оборудования или отклонений технологических параметров от номинальных значений далее установленных эксплуатационных пределов, но когда возможна и допустима стабилизация параметров на более низком уровне мощности. Реактор разгружается через средства автоматики, действующие на регулирующую, а при необходимости и на другие группы СУЗ. При этом чем значительнее отклонение, тем эффективнее действие СУЗ и глубже разгрузка.

При отключении основного оборудования в случаях, когда возможна дальнейшая работа на пониженной мощности, разгрузка реактора осуществляется устройством разгрузки и ограничения мощности РОМ, разгружающего реактор, воздействуя на регулирующую группу до заложенной в него уставки, которая выбрана в соответствии с состоянием основного оборудования до и после отключения. Абсолютная величина установки формируется на основании измерений нейтронной мощности в АКНП, причем после завершения переходного процесса по показаниям нейтронной мощности, РОМ проверяет правильность величины разгрузки по показаниям собственных термопар, установленных на петлях, т.е. на основании расчета мощности реактора по теплофизическим параметрам. Это делается в связи с тем, что при погружении в зону регулирующей группы распределение нейтронного потока в зоне и за ее пределами изменяется, что вносит значительную погрешность в АКНП и, соответственно, конечную мощность разгрузки. Если величина мощности, рассчитанной по термопарам, оказывается выше уставки, РОМ продолжает разгрузку уже на основании значений теплофизических параметров; если же разгрузка оказалась ниже уставки – РОМ отключается, параметры стабилизируются включением в работу АРМ в режиме « N».

В некоторых режимах отключения оборудования на блоках ВВЭР-1000, например при отключении турбогенератора от сети, эффективности регулирующей группы недостаточно, чтобы обеспечить скорость снижения мощности, исключающую достижение каким-либо теплофизическим параметром аварийной уставки. Чтобы исключить аварийный останов реактора, используется

22

дополнительно еще одна заранее выбранная группа, приводы которой обесточиваются по сигналу отключения оборудования. Эта группа ОР СУЗ, обеспечивающая ускоренную разгрузку блока УРБ, падает в зону со скоростью действия АЗ за время ≤ 4 с, при этом регулирующая группа работает с РОМ по снижению мощности до нужной уставки. Группу для УРБ выбирают таким образом, чтобы ее эффективность компенсировала ~ 0,5 ΔρN и коэффициенты неравномерности при ее падении в зону не превышали допустимые значения.

При выходе за допустимые пределы значений тепло- и нейтрон- но-физических параметров мощность снижается действием АЗ и ПЗ разных родов.

В табл. 1.7 приведены алгоритмы воздействия на СУЗ каждой из защит. Таблица для полноты дополнена описанной ниже аварийной защитой, действующей на останов и перевод в подкритику реактора. Сигналы в таблице приведены в порядке приоритета, начиная с наивысшего.

Аварийный останов

Аварийная защита, действующая на останов реактора, осуществляется вводом отрицательной реактивности падающих под собственным весом (при обесточенных приводах) всех ОР СУЗ.

Эффективность аварийной защиты должна быть такой, чтобы при одном, застрявшем в верхнем положении самом эффективном органе, ее величины были бы достаточно для того, чтобы как минимум скомпенсировать высвобождающиеся при аварийном сбросе мощности эффекты реактивности – мощностной и часть температурного – и обеспечить подкритику. Желательна компенсация большей части температурного эффекта.

Скорость ввода поглотителей и соответствующая скорость снижения мощности должны в предусмотренных проектом нарушениях технологии обеспечить целостность твэла.

Величина эффективности АЗ, с учетом застревания наиболее эффективного ОР равная 5,5 %, установлена как минимально допустимая при номинальной мощности на ВВЭР-1000 (табл. 1.8).

23

Таблица 1.8 Эффективность аварийной защиты с учетом застревания одного,

наиболее эффективного ОР СУЗ

При плановых операциях по воздействию на реактивность системой борного регулирования (как при вводе, так и при выводе), независимо от состояния реактора АЗ (АЗ-1) должно быть взведено, т.е. ОР СУЗ должны быть на ВКВ и цепи управления АЗ в работе. Допускается в переходных режимах уменьшение эффективности АЗ в соответствии с мощностью реактора.

Борное регулирование

Перевод реактора в подкритическое состояние и поддержание подкритики, вывод реактора на минимально контролируемый уровень мощности (МКУ), компенсация запаса реактивности на выгорание и других эффектов реактивности в переходных режимах производится с использованием борного регулирования. Изменение концентрации борной кислоты увеличивает или уменьшает сечение поглощения теплоносителя и вносит, соответственно, отрицательную или положительную реактивность в активную зону.

В общем случае изменение концентрации описывается уравнением

где сn − концентрация борной кислоты в подпитке; со – начальная

концентрация борной кислоты; q – массовый расход водообмена; m – масса теплоносителя 1-го контура; t – время водообмена.

Из приведенного соотношения легко рассчитываются интересующие на практике параметры борного регулирования:

объем (массовый) водообмена qt для доведения концентрации борной кислоты до требуемой сm:

24

qt = −mln сn −сm ;

сn −со

время водообмена для доведения концентрации борной кислоты до

сm:

скорость изменения концентрации борной кислоты:

q

dcdt(t) = − mq (со −cn )e−mt ;

Скорость изменения реактивности

ddtρ = dcdt(t) ∂∂ρc .

При изменении в течение водообмена параметров борного регулирования q и сn, при расчетах следует процесс разбивать на временные интервалы, в течение которых они постоянны.

При останове реактора для ремонта с его разуплотнением или перегрузки концентрация борной кислоты поднимается до следующих значений, гарантирующих нормативную подкритику с учетом возможных ошибок при работе с топливом:

ВВЭР-1000 – 16 г/кг; ВВЭР –440 (37 ОР СУЗ) –16 г/кг;

ВВЭР440 (73 ОР СУЗ) – 12 г/кг.

Перевод реактора в подкритическое состояние выполняется увеличением концентрации борной кислоты в теплоносителе после снижения мощности реактора до МКУ. Увеличение концентрации производится осуществлением подпитки 1-го контура раствором борной кислоты с концентрацией, значительно превышающей стояночные: ~ 40 г/кг.

В случае кратковременных (до нескольких суток) остановов ректора, без разуплотнения, расчет стояночной концентрации, чтобы избежать избыточного ее увеличения, выполняется с учетом текущего выгорания активной зоны и состояния реактора, в котором его планируется поддерживать во время останова.

Критерием при расчете является обеспечение 2%-ной подкритики при всех извлеченных ОР СУЗ, с консервативной оценкой всех

25

высвобождающихся эффектах реактивности. При этом различают три возможных конечных состояний реактора в течение останова:

холодное (с Т теплоносителя < 260 °C);

горячее (с Т теплоносителя > 260 °C и предполагаемым временем останова >24 ч);

горячее (с Т теплоносителя > 260 °C и предполагаемым временем останова < 24 ч).

Расчет стояночной концентрации может быть выполнен как с использованием программных средств, так и вручную, с использованием расчетных величин эффектов реактивности. В последнем случае искомая стояночная концентрация

сс = ст + с,

где ст – текущая концентрация бора перед остановом (перед снижением мощности); с − увеличение концентрации бора для компенсации высвобождающихся эффектов реактивности и создание 2%-ной подкритики.

Для конечного «холодного» состояния сх определяется из соотношения

тивности по концентрации борной кислоты при температуре теплоносителя 20 °С.

Последнее выражение в скобках учитывает разницу эффективности борной кислоты при температуре номинальной и 20 °C.

Выражение для расчета сг для конечного «горячего» состояния легко получается из предыдущего. Очевидно, что в этом случае ρT =0 и исчезает выражение, учитывающее зависимость эффек-

тивности борной кислоты от температуры. Для случая с простоем

26

более 24 ч, когда возможен распад Хе ниже стационарного уровня, выражение приобретает вид

В случае с простоем менее 24 ч концентрация Хе не опускается ниже стационарного уровня, и поэтому эффект отравления в выра-

Рассчитанная в соответствии с приведенной методикой концентрация борной кислоты обеспечит безопасную подкритику активной зоны. Поддержание заданной концентрации обеспечивается постоянным оперативным контролем за ее величиной и технологическим процессом, исключающим подачу в 1-й контур теплоносителя с концентрацией борной кислоты ниже стояночной.

Вывод реактора на МКУ мощности выполняется системой борного регулирования путем снижения концентрации борной кислоты до критического значения за счет разбавления теплоносителя 1-го контура «чистым» конденсатом.

Уравнение изменения концентрации борной кислоты при ее выводе можно получить из предыдущего общего уравнения, если задать нулевую концентрацию борной кислоты в подпитке. Тогда

сn = 0

Наибольший практический интерес при выходе на МКУ представляют оценка скорости вводимой реактивности и расчет объема водообмена для вывода реактора в критическое состояние.

Скорость изменения реактивности в нашем случае равна

Из полученного соотношения видно, что скорость вывода борной кислоты и, соответственно, скорость изменения реактивности зависят от текущей концентрации и расхода подпитки вывода.

Объем водообмена (массовый) при сn = 0 равен

qt = −m ln c(t) . cо

Оценим указанные величины для ВВЭР-1000. Поскольку скорость изменения реактивности изменяется в течение процесса вывода рассчитаем ее максимальное значение в начале вывода, и минимальное – при значениях концентрации, близких к критическому.

Для расчета примем:

массовый объем теплоносителя 1-го контура m ~ 300 т; массовый расход подпитки в начале вывода q = 50 т/ч; в пусковом интервале q = 10т/ч;

начальная концентрация борной кислоты cо = 16г/кг; критическая концентрация cк = 8г/кг;

и qt и учитывая, что в начале водообмена c(t)=cо, а вблизи критической концентрации c(t)=cкр. Получаем

При выходе на МКУ в условиях нестационарного отравления Хе из приведенных соотношений можно обосновать увеличенный расход «чистого» конденсата в пусковом интервале концентраций. В

28

этом случае уменьшение концентрации должно, кроме обеспечения ввода положительной реактивности со скоростью 0,56 %/ч, компенсировать ввод отрицательной реактивности в результате растущего отравления Хе, которое происходит со средней скоростью –0,4 %/ч. Тогда суммарное изменение реактивности, связанное с выводом борной кислоты, должно составить

ddtρ = 0,56 %/ч + 0,4 %/ч = 0,96 %/ч.

Используя выведенное выше выражение для ddtρ, получаем

0,96 = −c 300q (2,1) .

Конкретное значение концентрации скр зависит от момента кампании. Примем условно ск = 5 г/кг, тогда

q = 0,96 300 = 27 т/ч, 2,1 5

т.е. допустимый расход в пусковом интервале концентраций борной кислоты может быть увеличен до 30 т/ч.

Компенсация всех эффектов реактивности, проявляемых на критическом реакторе, включая запас реактивности на выгорание осуществляется борным регулированием, поскольку положение СУЗ жестко регламентируется в связи с необходимостью обеспечения максимальной эффективности АЗ и минимального искажения энерговыделения активной зоны.

Оперативный запас реактивности, связанный с возможным перемещением регулирующей группы внутри рабочего диапазона незначителен и составляет ~ 0,5 % для ВВЭР-1000 и ~ 1 % для ВВЭР-440. Очевидно, что в процессе эксплуатации положение регулирующей группы периодически приближается к границам допустимого высотного интервала. В этом случае для изменения положения регулирующей группы в сторону оптимального положения применяется борная перекомпенсация – вывод или ввод борной кислоты при фиксированных теплофизических параметрах реактора.

29

Глава 2. Конструкция реактора ВВЭР-1000

2.1. Назначение и состав первого контура ВВЭР-1000

Первый контур, по определению ОПБ-88, – это контур (вместе с системой компенсации давления), по которому теплоноситель под рабочим давлением циркулирует через активную зону. Первый контур предназначен для передачи тепла, выделяющегося в активной зоне реактора, воде второго контура в парогенераторах с целью генерации пара во втором контуре для турбогенераторной установки. Затем на турбогенераторной установке происходит преобразование тепловой энергии пара в электрическую энергию. Теплоноситель водо-водяного ядерного реактора − вода, которая также играет роль замедлителя нейтронов и содержит растворенную борную кислоту, используемую для жидкостного управления реактивностью ядерного реактора. Первый контур работает под высоким давлением, достаточным, чтобы не допустить кипения теплоносителя при проектных параметрах. Рабочее давление первого контура составляет около 160 кгс/см2. Являясь замкнутым и герметичным, 1-й контур также выполняет функции барьера, препятствующего выходу продуктов деления в окружающую среду.

Граница 1-го контура является третьим из четырех барьеров, препятствующих проникновению продуктов деления в окружающую среду. Остальными тремя барьерами, препятствующими распространению продуктов деления в окружающую среду, служат:

1)топливная матрица;

2)оболочка твэла;

3)герметичное ограждение локализующих систем безопасности.

Граница первого контура − важнейший барьер безопасности, поскольку при его отказе не только теряется один из барьеров, но и создаются неблагоприятные условия работы для оставшихся барьеров: твэлов и системы локализации. Поэтому 1-й контур должен иметь высокую устойчивость к различным воздействиям в условиях аварийных ситуаций и аварий.

30