Выговский Физические и конструкционные особенности ядерных 2011

ния энерговыделения по сечению ТВС в PWR (рис. 2.6). Профилирование уменьшает потвэльное энерговыделение на стыке между периферийным рядом ТВС и следующим рядом в активной зоне и повышает теплотехническую безопасность активной зоны.

Рис. 2.2. Схематическое изображение расстановки ТВС в зоне и твэлов в ТВС PWR для АЭС Гёсген

Таблица 2.1 Конструкционные характеристики активной зоны ВВЭР и PWR

131

активной зоны и сохранению её теплотехнической надежности. Нужно сказать, что в России для водно-водяных реакторов применяются только два типа твэлов: с диаметром 9.1 (ТВЭЛ ВВЭР) и диаметром 13.6 (ТВЭЛ РБМК).

Рис. 2.4. Схематическое изображение ТВС PWR и ее отдельных фрагментов

Второй тип используется в реакторах АСТ и в канальных графитовых реакторах Он обладает лучшей экономичностью при малых обогащениях. Размеры ТВС изменялись следующим образом:

133

шаг под ключ 176 мм для ВВЭР-440 – шаг под ключ 234 мм для ВВЭР -1000 – шаг под ключ 243 мм для реактора АСТ-500.

Примечание: 3530(3550) – длина в холодном состоянии, 3550(3564) – длина в горячем состоянии, сталь (цирконий) – сталь в прошлом, цирконий в настоящее время, 14 решеток в прошлом, 12 – в настоящем.

134

Тенденция изменения размеров ТВС ясна. Главная причина – уменьшение стоимости активной зоны и повышение надежности ее изготовления и монтажа. На Западе для реакторов типа PWR ис-

пользуется ТВЭЛ размером 10 мм и квадратные ТВС размером порядка 200 мм. Обращает на себя внимание некоторые отличия в конструкции активных зон реакторов PWR и ВВЭР. В западных реакторах данного типа, как правило, не применяется никаких твердых поглотителей в составе ТВС для компенсации начальной реактивности. Обогащение топлива подпитки у них несколько меньше, чем в наших реакторах при той же примерно энерговыработке. Это достигается за счет отсутствия «борных хвостов» (нет СВП) и высоких коэффициентов неравномерности энерговыделения по ТВС в центре зоны (ниже приводятся их и наши коэффициенты неравномерности). При этом ухудшается теплотехническая надежность активной зоны, но несколько лучше экономичность использования топлива.

Сопоставляя характеристики ТВС PWR и ВВЭР-1000, необходимо обратить внимание на разные водно-топливные отношения в этих реакторах. В реакторах PWR это отношение составляет величину порядка 2.4, а в реакторе ВВЭР-1000 – 2.0. Как мы уже видели в главе II, водно-топливное отношение 2.4 оптимально для обогащений топлива подпитки от 3.5 до 4.0 %. Если переходить на обогащение топлива подпитки 4.4−4.9 %, то оптимальными с точки зрения увеличения энерговыработки или длительности работы реактора между перегрузками становятся более тесные топливные решетки. Водно-топливное отношение таких решеток очень близко к 2.0. Таким образом, при увеличении кампании топлива с 2-х и 3-х лет до 4 и 5 лет наиболее перспективной конструкцией является конструкция реактора ВВЭР-1000. Конечно, для такого перехода необходимо осуществить ряд мероприятий по модернизации состава ТВС. Эти мероприятия касаются модернизации средств компенсации избыточной реактивности и улучшения термомеханических характеристик твэл И ТВС. Ниже в разделе с описанием перспектив развития ВВЭР познакомимся с этими мероприятиями.

Втабл. 2.4 приведены характеристики поглощающего элемента

всоставе органов механической СУЗ. В наших реакторах основным материалом поглощающего элемента является карбид бора.

135

На Западе применяется серебро, индий и кадмий. Данные материалы более эффективны как поглотители, но они намного дороже карбида бора. В настоящее время проводится модернизация поглощающего элемента и замена старого на новый элемент на действующих АЭС с ВВЭР-1000 и на вновь строящихся. Об этом подробней будет рассказано ниже.

Для получения представления о том, какие выгорающие поглотители использовались раньше и используются сейчас в первых топливных загрузках при первом пуске энергоблоков, в табл. 2.5 приводятся данные по этим элементам. В этой же таблице приведены данные по центральной трубке, предназначенной помимо всего прочего для размещения канала нейтронного измерения (КНИ).

В новых проектах ВВЭР в рамках программы АЭС-2006 предусматривается размещать канал нейтронного измерения не в центральной трубке, а ближе к периферии ТВС, так как нейтронный поток в этой области ТВС дает более достоверную информацию о среднем потоке в тепловыделяющей сборке.

Помимо того, что активная зона предназначена для генерации тепла и его передачи с поверхности тепловыделяющих элементов теплоносителю первого контура, она обеспечивает выполнение следующих требований в области безопасности АЭС:

136

•непревышение допустимых пределов повреждения оболочек твэл в ТВС в пределах проектного срока службы;

•поддержание требуемой геометрии и положения твэл в ТВС

иТВС в реакторе;

•возможность осевого и радиального расширения ТВЭЛ и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействия топливных таблеток с оболочкой;

•прочность при воздействии механических нагрузок в проектных режимах;

•вибрационная стойкость при воздействии потока теплоносителя с учетом перепада и пульсации давления, нестабильности потока, вибраций;

•стойкость материалов против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;

•непревышение проектных значений температуры топлива и оболочки;

•отсутствие кризиса теплообмена в постулированных проектом режимах;

•стойкость СУЗ в пределах проектного ресурса от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада и изменения давления, износа и ударов, связанных с перемещениями;

137

•возможность размещения внутри ТВС контролирующих датчиков;

•взаимозаменяемость ТВС со свежим топливом, ТВС с частично выгоревшим топливом и ПС СУЗ путем унификации установочных размеров;

•предотвращение плавления топлива;

•сведение к минимуму реакции между металлом и водой;

•перевод активной зоны в подкритическое состояние, его поддержание в пределах, определенных проектом;

•возможность послеаварийного расхолаживания активной зо-

ны.

Конфигурация новой конструкции ТВС

Твэл основного обогащения

Твэл профилирующего обогащения

Твэл профилирующего обогащения

Трубка под пэл

Рис. 2.7. Схематическое изображение состава ТВС ВВЭР-1000

138

Необходимо отметить, что в ходе эксплуатации было замечено явление азимутального скручивания ТВС, при котором сборки могли застрять в зоне, а ПЭЛ при движении органа СУЗ – в трубках с водой. Скручивание приводило к ухудшению прочностных и нейтронно-физических характеристик зоны.

Конфигурация новой конструкции ТВС

Твэл основного обогащения

Твэл профилирующего обогащения

Твэл профилирующего обогащения

Трубка с водой под пэл

Твэл с гадолинем Циркониевый уголок для устранения изгиба ТВС

Рис. 2.8. Схематическое изображение состава ТВСА ВВЭР-1000

139

Для устранения этого дефекта была предложена новая конструкция ТВСА (ОКБМ Нижний Новгород) с циркониевыми уголками жесткости, установленными по всей длине ТВС. На рис. 2.7 и 2.8 приведены схематические изображения старой и новой конструкции ТВС. Данные ТВС в настоящее время проходят опытную эксплуатацию на КлнАЭС. Первые результаты говорят о том, что данная конструкция не только уменьшает существенно изгиб новых ТВС, но и выправляет изгиб старых ТВС в зоне (коллективный эффект).

Альтернативным решением является конструкция ТВС-2 (ОКБ «Гидропресс», Главный конструктор ВВЭР), в которой центральная трубка и дистанционирующие решетки стали силовым элементом для решетки твэл. Размер дистанционирующих решеток увеличен, и они стали выполнять аналогичную роль, что и уголки в ТВСА.

По мере эксплуатации ВВЭР-1000 была произведена модернизация ТВС за счет замены стальных направляющих под ПЭЛ и дистанционирующих решеток на циркониевые решетки с небольшими добавками для улучшения их прочностных характеристик.

2.3. Корпус

Корпус ядерного реактора (корпус в сборе с крышкой) предназначен для размещения:

•ВКУ,

•комплекта ТВС (активной зоны),

•перемещаемых приводами ШЭМ органов регулирования.

Корпус относится к устройствам нормальной эксплуатации и первой категории сейсмостойкости. Габариты корпуса: высота – примерно 11 м, диаметр наружный по фланцу – примерно 4.6 м, диаметр по цилиндрической части – 4.5-4.6 м. Масса корпуса – примерно 320 т.

В расчете корпуса реактора на прочность учтены изменения параметров во всех проектных режимах (нормальные условия эксплуатации, нарушение нормальных условий эксплуатации и аварийные) и обоснован расчетный ресурс, его надежность и безопасность. Основные расчетные параметры приведены в табл. 2.6.

140