Крючков В.П. Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК

при останове реактора на перегрузку после выработки запаса реактивности на выгорание из зоны выгружается только часть ТВС, имеющих максимальное выгорание;

оставшиеся в зоне ТВС переставляются в основном по принципу

«больше выгорание – ближе к центру»;

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

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

Очевидно, что, перемещая ближе к центру в сторону увеличения нейтронного потока выгоревшие ТВС с меньшим сечением деления, уменьшаем энерговыделение центрального района, чем добиваемся снижения неравномерности.

Внекоторых загрузках в отдельные ячейки периферийного ряда устанавливаются выгоревшие ТВС при сохранении общего числа загружаемых свежих ТВС. Такая установка имеет другой, более тонкий физический смысл. Компоновку зоны она

усложняет, поскольку приводит к энергетической разгрузке периферийных ТВС, относительное энерговыделение которых Kqi 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 уменьшается их утечка, что реально повышает запас реактивности на выгорание. Длительность кампании увеличивается примерно на

2 эф. сут. (Эффективные сутки – время работы реактора, приведенное к номинальной мощности).

Внастоящее время наиболее широко используются топливные циклы, в которых при перегрузке выгружается одна треть или одна четверть зоны. Естественно, что для обеспечения необходимой длительности кампании в случае выгрузки меньшей части зоны используются ТВС подпитки с большим обогащением.

Таблица. 10.2 Характеристики топливных циклов ВВЭР

Из табл. 10.2 следует, что длительность работы загрузки топливных циклов в настоящее время составляет ~ 280 эф. сут. При КИУМ = 0,75 – 0,8 (КИУМ –

коэффициент использования установленной мощности), с которым эксплуатируются ВВЭР, такая длительность образует годовой цикл. Поэтому топливные циклы называются трех - или четырехгодичными. Сейчас прорабатываются циклы с увеличенным до 350 эф.сут временем работы загрузки, что позволит резко увеличить КИУМ.

Вопросы к разделу Оптимизация неравномерности энерговыделения топливных загрузок:

1.В чем особенности топливного цикла с частичной выгрузкой? Почему он выбран для ВВЭР?

2.Какая разница между трех- и четырехгодичным циклом?

92

10.4. Особенности нейтронно-физических характеристик ВВЭР

Коэффициенты реактивности.

Хорошая регулируемость ВВЭР связана с устойчивостью их активной зоны по отношению к внешним и внутренним возмущениям. Это объясняется тем, что обратные связи kэф . по основным технологическим параметрам – температуре теплоносителя и

мощности – отрицательные, т.е. любое отклонение этих параметров от стационарного значения вызывает в активной зоне возмущение, направленное на его ликвидацию.

Рассмотрим в комплексе связи kэф с технологическими параметрами активной зоны и воздействие на kэф систем регулирования. Соотнесем изменение технологических параметров с соответствующими эффектами и коэффициентами реактивности.

Расчет kэф и соответственно коэффициентов реактивности сложен, и методики их

расчета будут изложены ниже, но практическая интерпретация результатов расчета легка и наглядна. При выполнении оперативных оценок запасов реактивности эффекты реактивности рассматриваются как аддитивные составляющие, поскольку:

исходный kэф расчитывается для состояния реактора, где он близок к единице;

эффекты реактивности независимые. Там, где связь проявляется, будут даны соответствующие пояснения.

Для понимания физических механизмов, формирующих эффекты реактивности рассмотрим изменение kэф первой загрузки ВВЭР-1000 Ровенской АЭС в соответствии с

изменениями технологических параметров реактора. За начальное принимаем условное холодное состояние активной зоны после перегрузки со всеми извлеченными стержнями СУЗ с нулевой концентрацией бора. Коэффициент размножения такого состояния активной зоны равен 1,23. (Состояние условное, потому что в реальности активная зона с kэф = 1,23 – атомная бомба. Но для математического анализа эффектов реактивности

такой прием допустим и желателен, поскольку демонстрационно возможно максимально отделить эффекты реактивности один от другого).

Итак, исходное состояние 1: активная зона со свежим топливом после перегрузки; температура (TH2O = 20 ºC); мощность (N = 0); коэффициент размножения (kэф =1,23);

отравление Хе и Sm (Хе, Sm = 0); запас реактивности (Δρо = 18,6%); коэффициент бора (CH3BO3 = 0); органы регулирования вверху.

Увеличиваем температуру теплоносителя до средней рабочей температуры 300 ºC

– разогреваем теплоноситель. До той же температуры разогревается топливо. В данном технологическом процессе проявится температурный эффект, отрицательно влияющий на kэф и состоящий из двух компонентов:

эффекта по температуре теплоносителя ρТH2O; эффекта по температуре топлива ΔρТT.

Отрицательный температурный эффект по температуре теплоносителя заложен в проект изначально выбором конструкции ТВС. Ее водоурановое соотношение меньше оптимального, т.е. любое уменьшение водо-уранового соотношения снижает kэф , что,

собственно, и происходит при увеличении температуры и соответственно падении плотности замедлителя – воды.

Температурный эффект по топливу также отрицателен. Он связан с уменьшением вероятности избежать резонансного захвата вследствие эффекта Доплер.

Интегральный температурный эффект в диапазоне 20 – 300 ºC – наиболее

значительный из эффектов реактивности – ρТ = - 3,8%.

Следует отметить, что зависимость интегрального температурного эффекта от температуры не линейна. На рис. 10.1 видно, что дифференциальный температурный

93

эффект ∂ρ/∂t увеличивается по абсолютной величине с ростом температуры в теплоносителе. Это означает, что уменьшение kэф. при росте температуры, допустим на

20 ºC в диапазоне 250 – 270 ºC будет значительнее, чем в диапазоне 100-120ºC.

–4

–3

–2

–1

Т H2O ºC

Рис.10.1 Зависимость интегрального температурного эффекта от температуры.

Состояние 2: по сравнению с предыдущим состоянием, TH2O = 300ºC, ρ = ρо – ρt, ρ = 18,6 - 3,8 = 14,8 %, kэф = 1,17, реактивность уменьшается на 3,8 % на температурный

эффект.

Увеличиваем мощность реактора до номинальной. Вместе с мощностью возрастает температура твэла, обеспечивая перепад температуры топливо-теплоноситель пропорциональный тепловому потоку. Повышение температуры топлива также уменьшает kэф . Эта вызывается известным эффектом Доплера (см. раздел 2.7) и соответственно

уменьшением вероятности избежать резонансного захвата. На практике это называется мощностным эффектом – ρN = -1,2%. Его зависимость от мощности также нелинейная.

Но в отличие от дифференциального температурного эффекта уменьшается с ростом

N

мощности N.

Следует отметить, что мощностной эффект благоприятно влияет и на неравномерность распределения энерговыделения, поскольку снижает нейтронный поток в участках твэлов с максимальной температурой, т.е. снижает там и энерговыделение. Это влияние значительно и важно как элемент саморегулирования зоны.

Состояние 3: по сравнению с предыдущим состоянием, N = 100%, ρ = ρо – ρT

–ρN , ρ = 14,8 - 1,2 = 13,6%, kэф = 1,16, реактивность уменьшается на 1,2%

мощностной эффект.

Условно начинается эксплуатация реактора на мощности. 235U выжигается,

появляются продукты деления, отдельные элементы которых имеют значительное сечение поглощения. Оба процесса уменьшают kэф . По известным причинам среди элементов

продуктов деления выделяются ксенон и самарий. Равновесная концентрация ксенона достигается в течение ~ 1,5 сут. Условно считаем, что она достигается сразу же после повышения мощности. Эффект стационарного отравления Хе весьма значителен. Он зависит от уровня мощности, на которой достигается равновесная концентрация. Для номинальной мощности ρХе = -2,9%.

94

Состояние 4: по сравнению с предыдущим состоянием соответствует

Самария. Будем считать условно, что это произошло в начале кампании. Отрицательная

реактивность уменьшается на 0,6% эффект стационарного отравления самария. Оставшиеся 10,1% - являются запасом реактивности на выгорание. Он должен

быть скомпенсирован стержнями рабочей десятой группы, введенными в зону в диапазоне 50 – 100 см от верха, и борной кислотой. Стержни десятой группы в рабочем положении скомпенсируют ~ 0,1%, оставшиеся 10% – борная кислота. Ее эффективность при 300 ºC составляет ∂ρ/∂СH3BO3 = 1,9% / гH3BO3/кг H2O.

Тогда Скр. = 10% / 1,9% = 5,3 г /кг (Эффективность борной кислоты здесь взята расчетная)

Конечное состояние – активная зона со свежим топливом: TH2O = 300 ºC, N = 100%, стационарное отравление ксеноном и самарием, CH3BO3 = 5,3 г/кг, Н1-9 – группы 1– 9 ОР СУЗ извлечены, Н10 – 180 см от низа активной зоны, ρ = 0, kэф = 1

На описанном примере разобраны все эффекты реактивности, имеющие практическое значение при регулировании, для всех ВВЭР. Для выбранного топливного цикла они меняются от загрузки к загрузке незначительно, но если меняется цикл, т.е. изменяется обогащение топлива, изменения могут достигать 15– 20% (табл. 10.3).

Таблица 10.3. Эффекты реактивности 1-го энергоблока Ровенской АЭС ВВЭР1000 и 4-го энергоблока Нововоронежской АЭС ВВЭР – 440

Зависимость температурного эффекта от концентрации борной кислоты

Как уже упоминалось, существует эффект, не позволяющий безопасно повышать концентрацию борной кислоты в теплоносителе при выведенном в критическое состояние

этом случае утрачивает отрицательную обратную связь по температуре теплоносителя, которая возвращала ее в исходное состояние при случайных отклонениях температуры, и становится нестабильной, трудной в управлении.

Физическая суть эффекта проста. При увеличении температуры теплоносителя, содержащего борную кислоту, kэф изменяется в результате двух факторов: с одной стороны, уменьшается в соответствии с рассмотренным «чистым» температурным

95

эффектом, с другой, увеличивается вследствие того, что при разогревании снижается объемная концентрация борной кислоты в результате уменьшения плотности теплоносителя и соответственно уменьшается Σа – макроскопическое сечение поглощения теплоносителя. Положительный вклад в kэф зависит от концентрации борной кислоты в

теплоносителе: чем больше концентрация, тем больше ее выводится при уменьшении плотности теплоносителя, тем значительней соответствующее повышение kэф .

Максимальная концентрация борной кислоты достигается при пуске реактора сразу после перегрузки. Загрузки выбираются с учетом требования, что в этом состоянии < 0. При

описанию, приведенному описанию в 1-ой части. Глубина максимальной «йодной ямы» ВВЭР-1000 составляет ~ 3,7%, ВВЭР-440 ~ 4,5%. Нестационарное отравление самарием значительно меньше, ~ 0,5 – 0,7% для всех ВВЭР.

Ксеноновые колебания

В активной зоне ВВЭР, размер которого на много больше площади миграции нейтронов М2, могжет возникать пространственно – временное перераспределение энерговыделения, которое называют ксеноновыми колебаниями. Ксеноновые колебания появляются при процессах, в результате которых нарушается пространственное равновесие потока нейтронов и концентрации иода и ксенона. Причина возникновения колебаний заключается в существовании положительной обратной связи между потоком

Механизм процесса рассмотрим на примере появления колебаний в результате резкого снижения мощности ВВЭР-1000, например, в результате ускоренной разгрузки. При снижении мощности до 30% Nном.. среднее энерговыделение и средний нейтронный поток уменьшается примерно в 3 раза, но поскольку регулирующая группа органов СУЗ находиться на глубине 50 – 70%, снижение потока в ее верхней и нижней части будет разным: в верхней он уменьшиться примерно в 4 раза; в нижней – в 2 раза. В обоих частях начнет увеличиваться концентрация ксенона. Так как нейтронный поток уменьшиться по сравнению с равновесным, накопление ксенона в верхней части будет происходить гораздо интенсивнее, что в свою очередь приведет к дальнейшему снижению нейтронного потока. При этом будет снижаться и энерговыделение и соответственно скорость генерации ядер предшественника ксенона – иода, т.е. закладываться основа для обратного процесса.

В нижней части активной зоны развивается противоположный процесс. Поскольку

ксенона, обеспечивая быстрый переход из области нестационарного отравления ксеноном в область нестационарного разотравления. При этом, как и в верхней части, будет закладываться основа для обратного процесса: увеличения энерговыделения и соответственно выхода иода. Обратный процесс начинается в результате снижения

96

концентрации ксенона в верхней части из-за уменьшения концентрации иода и роста концентрации ксенона в нижней части вследствие повышения концентрации иода.

Как уже упоминалось, возможность возникновения ксеноновых колебаний связана с размером активной зоны. В ВВЭР-440 они не проявляются. В ВВЭР-1000 возможны аксиальные ксеноновые колебания. Колебания определяются периодом полураспада I135 и Хе135 и составляют ~ 30 ч, амплитуда зависит от начального возмущения. Контроль за наличием и размером амплитуды колебаний осуществляется с помощью СВРК по офсету.

Вопросы к разделу Особенности нейтронно-физических характеристик ВВЭР

1.Как реактивностные эффекты ВВЭР связаны с его технологическими параметрами?

2.Что такое запас реактивности на выгорание? Чем он компенсируется?

3.Каковы численные значения основных эффектов? Какие из них наиболее значительны?

4.Почему недопустимо для активной зоны ВВЭР критическое состояние с концентрацией борной кислоты более 7,5 г/кг?

5.Как и почему зависит дифференциальный температурный коэффициент от концентрации борной кислоты?

6.Как и почему изменяется отравление ксеноном при резком сбросе и наборе нагрузки?

7.При каких условиях возникают ксеноновые колебания и что это такое?

10.5. Регулирование

При эксплуатации 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 подкритическом состоянии активной зоны реактора (при необходимости в любой момент кампании, при любых значениях технологических параметров);

компенсация запаса реактивности на выгорание и других эффектов

реактивности;

вывод реактора на минимально контролируемый уровень (МКУ)

мощности.

Оперативное регулирование мощности

Оно 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 органов СУЗ. В тех случаях разгрузки блока, когда не хватает эффективности регулирующей группы органов СУЗ, ее действие усиливается другими группами ОР СУЗ.

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

автоматический регулятор мощности АРМ;

устройство разгрузки и ограничения мощности РОМ;

сигналы ускоренной разгрузки УРБ и предупредительной защиты ПЗ-1,2 (ВВЭР-1000);

сигналы аварийной защиты АЗ II , АЗ III , АЗ IV(ВВЭР-440).

Движение регулирующей группы органов СУЗ в активной зоне во всех режимах управления (за исключением сигнала АЗ II ВВЭР-440) происходит со скоростью 20 мм/с.

Выбор конкретных групп органов СУЗ по положению в активной зоне в качестве

97

регулирующих зависит от 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 органов СУЗ – минимальное влияние на неравномерность энерговыделения при движении в активной зоне и оптимальная для регулирования сопоставимая с мощностным эффектом эффективность

1 – 1,5 %.

Стационарный уровень мощности поддерживается совместно с регулирующей группой и автоматизированным регулятором мощности (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.

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

Плановый перевод реактора с одного уровня мощности на другой может выполняться в зависимости от технологического режима, при ручном управлении регулирующей группой или при управлении группой АРМом в режиме «Т», в режиме поддержания давления во втором 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 правило, конкретизируется режим управления при изменении мощности.

Автоматическая разгрузка реактора имеет место в случаях технологических нарушений, связанных с отключением оборудования или отклонениями технологических параметров от номинальных установленных эксплуатационных пределов, но когда возможна и допустима стабилизация параметров на более низком уровне мощности. Реактор разгружается средствами автоматики, действующими на регулирующую группу

ограничения мощности РОМ. Оно разгружает реактор, воздействуя на регулирующую группу органов СУЗ до заложенной в него уставки, которая выбрана в соответствии с состоянием основного оборудования до и после отключения. Абсолютное значение уставки формируется на основании измерений нейтронной мощности в АКНП, причем после завершения переходного процесса по показаниям нейтронной мощности РОМ проверяет правильность 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 активную зону регулирующей группы органов СУЗ распределение нейтронного потока в зоне и за ее пределами изменяется, что вносит значительную погрешность в АКНП, и соответственно конечную мощность

98

разгрузки. Если мощность, рассчитанная по термопарам, оказывается выше уставки, РОМ продолжает разгрузку уже на основании 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 органов СУЗ недостаточно, чтобы обеспечить скорость снижения мощности, исключающую достижение каким-либо теплофизическим параметром аварийной уставки. Для исключения аварийного останова реактора в этих случаях используется дополнительно еще одна заранее выбранная группа, приводы которой обесточиваются по сигналу отключения оборудования. Эта группа органов регулирования СУЗ, обеспечивающая ускоренную разгрузку блока УРБ, падает в зону со скоростью ≤ 4 с, при этом регулирующая группа органов СУЗ работает с РОМ по снижению мощности до нужной уставки. Группу для УРБ выбирают таким образом, чтобы ее эффективность компенсировала ~ 0,5 ρN и коэффициенты неравномерности при ее падении в зону не превысили допустимых значений. При выходе за допустимые пределы тепло– и нейтронно-физических параметров мощность снижается действием аварийной и предупредительной защиты (АЗ и ПЗ) разных родов.

В табл. 10.4 приведены алгоритмы воздействия на СУЗ. Таблица для полноты дополнена описанием аварийной защиты, действующей на останов и перевод реактора в подкритическое состояние. Сигналы в таблице приведены в порядке приоритета, начиная с наивысшего.

Таблица 10.4 Алгоритмы автоматической разгрузки

Аварийный останов

Аварийная защита (АЗ – ВВЭР-1000, АЗ-1 – ВВЭР-440), действующая на останов

99

реактора, осуществляется вводом отрицательной реактивности падающих под действием собственной массы (при обесточенных приводах) всех ОР СУЗ.

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

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

Эффективность АЗ с учетом застревания наиболее эффективного ОР СУЗ равная 5,5% установлена как минимально допустимая при номинальной мощности ВВЭР-1000 (табл. 10.5). Аналогичная величина АЗ-1 для ВВЭР-440 обосновывается для каждого блока отдельно в соответствии с его нейтронно-физическими характеристиками. На ВВЭР-440 с 37 ОР СУЗ она равна ~ 6%. На ВВЭР-440 с 73 ОР СУЗ (3-й, 4-й блоки Нововоронежской АЭС) эффективности АЗ-1 достаточно, чтобы скомпенсировать с избытком мощностной и температурный эффекты. Эти блоки являются головными в серии ВВЭР-440, и в их проекте предполагалось, что эффективность механической СУЗ должна быть достаточной как для выполнения функции АЗ, так и для обеспечения нормативного подкритического состояния активной зоны независимо от системы борного регулирования. Для удовлетворения последнему более жесткому требованию блоки и были оборудованы 73 ОР СУЗ. В дальнейшем, по мере совершенствования борной системы регулирования от этого требования отказались, как от избыточного. На Кольской АЭС все блоки оборудованы 37 ОР СУЗ.

При плановых операциях по воздействию на реактивность системой борного регулирования, как при вводе так и при выводе ОР СУЗ, независимо от состояния реактора стержня аварийной защиты (АЗ-1) должны быть взведены, т.е. ОР СУЗ должны быть на верхнем концевом выключателе (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 подкритического состояния, вывод реактора на минимально – контролируемый уровень мощности и подъем мощности, компенсация запаса реактивности на выгорание и других эффектов реактивности в переходных режимах осуществляется с помощью борного регулирования. Изменение концентрации борной кислоты увеличивает или уменьшает сечение поглощения теплоносителя и вносит соответственно отрицательную или положительную реактивность.

В общем случае изменение концентрации описывается уравнением

100