Кассеты-экраны блоков 1 и 2.

 

Корпус реактора в условиях жесткого нейтронного облучения имеет строго определенный срок службы (или радиационный ре­сурс), в течение которого невозможно его хрупкое разрушение в любом проектном режиме, включая аварийные. Хрупкое разрушение является наиболее опасным видом разрушения, т.к. может проис­ходить мгновенно, без заметных предварительных изменений сос­тояния металла и приводить к полному разрушению конструкции.

Ответственным за радиационный ресурс большинства корпусов ВВЭР-440 является сварной шов, расположенный на уровне актив­ной зоны реактора. Причем в худшем положении находятся корпу­са реакторов проекта В-230 (1-я очередь КАЭС), при изготовле­нии которых сварные швы не контролировались на примеси серы, фосфора (сильно влияют на радиационное охрупчивание) с доста­точной степенью точности.

С целью продления радиационного ресурса корпусов ВВЭР-440 дополнительно экранируют боковую поверхность активной зоны материалами, являющимися хорошими поглотителями и замедлите­лями нейтронов. Для этого в направлении максимумов азимуталь­ного распределения нейтронов 36 рабочих ТВС заменили металли­ческими конструкциями, называемыми кассетами-экранами (КЭ).

Внешние образующие поверхности КЭ идентичны образующим рабочих ТВС. Верхние и нижние концевые детали соединены шес­тигранной чехловой трубой, внутри которой расположены метал­лические стержни. Для охлаждения КЭ предусмотрены отверстия в концевых деталях, через которые циркулирует теплоноситель. Замена рабочих ТВС на КЭ вызывает изменение гидравлических характеристик реактора, что проявляется в увеличении перепада давления на реакторе( Рр) и в уменьшении расхода теплоносите­ля (Gр) непосредственно через активную зону реактора (см. табл. 8.1).

Табл. 8.1. Относительные изменения гидравлических харак­теристик реактора (экспериментальные данные).

 

Число подкл. петель	Без КЭ	С КЭ
	Рр, отн.ед. Gр, отн.ед.	Рр, отн.ед. Gр, отн.ед.
	1.0 1.0	1.11 0.97
	0.81 0.91	0.92 0.88
	0.56 0.81	0.58 0.76

 

Все это приводит к необходимости корректировки режи­мов эксплуатации ЯППУ. Необходимо отметить, что увеличе­ние перепада давления на реакторе после установки в активную зону КЭ приводит к перемене уставки сигнала АЗ 1-го рода по этому фактору с Р = 3, 75 на Рр-ра=3, 95кгс/см².

Возникает также необходимость в пересчете НФХ реактора, т.к. при установке КЭ изменяются: объем активной зоны; масса загружаемого ядерного топлива; плотность потока нейтро­нов на границе ТВС-отражатель. Проведенный анализ физических характеристик реактора с 313 кассетами показал, что при опре­деленных сформированных нагрузках обеспечиваются:

- средняя глубина выгорания топлива 30 кг шлаков/т.U;

- коэффициенты неравномерности энерговыделения при работе ЯР на мощности 1375 МВт не превышают:

по мощности кассет Кq=1, 29;

по мощности твэл Кк=1, 15;

по объему активной зоны Кv=1, 81;

- отрицательные коэффициенты реактивности по мощности, температуре топлива и воды;

- эффективность 37 поглотителей СУЗ 12%(8% - с учетом застрявшего в верхнем положении поглотителя с максимальной эффективностью).

Уменьшение числа ТВС в активной зоне с 349 до 313 приво­дит к сокращению энергоемкости топливных загрузок (-----) при сохранении проектного режима перегрузок, что нежелательно.

Установка КЭ требует перекомпоновки ТВС в активной зоне. Применение ТВС подпитки только обогащением 3, 6% вызывает рост коэффициента неравномерности энерговыделений: (Кq•Кк)•Кz и при сохранении трехгодичной топливной кампании не обеспечивает необходимую энергоемкость загрузки. Для сохранения длитель­ности кампании реактора в пределах 300-310 эф.сут. необходим переход к подпитке ТВС обогащением 2, 4 и 3, 6%. Однако даже такой подход к формированию активной зоны не обеспечивает сохранение допустимой нагрузки на ТВЭЛ, что приводит к необ­ходимости снижения мощности РУ (~90%Nном.) в начальный период кампании.

При установке в активную зону КЭ допустимая мощность ре­актора в общем случае, очевидно, должна быть снижена, т.к. увеличиваются коэффициенты неравномерности энерговыделений в а.з. Требование по максимально допустимой мощности может быть выполнено исходя из соотношения:

Nр.доп. = 1375 (1.29/Kq^экс) < 1375 МВт,

где Кq^экс - коэффициент неравномерности энерговыделения в кассетах во время эксплуатации;

1, 29 - коэффициент неравномерности энерговыделения в кассетах при работе на номинальной мощности в стационарном режиме;

1375 МВт - номинальная тепловая мощность ЯР.

Номинальная же мощность реактора при прочих равных условиях может быть форсирована одним из следующих способов:

- использование топливных надставок в верхней части КЭ;

- использование вместо КЭ сильно выгоревших ТВС;

- расстановкой ТВС в активной зоне, обеспечивающей мини­мальное значение (Кq•Кк)•Кz.

Последний способ как наиболее эффективный используется на блоках 1, 2 КАЭС. Практически снижение (Кq•Кк)•Кz может быть достигнуто применением ТВС подпитки смешанного обогащения (2, 4 и 3, 6%) при размещении ТВС обогащением 2, 4% в централь­ной части активной зоны, либо использованием ТВС АРК обогаще­нием 3, 6% (максимальный эффект достигается при размещении этих ТВС АРК вблизи периферии активной зоны). На КАЭС приме­няют в основном 2-й вариант, т.к. при этом из-за увеличения энергоемкости загрузки длительность кампании реактора возрас­тает (и достигает требуемых 300-310 эф.сут.), а также улучшаются экономические показатели топливного цикла.

Итак, одновременное применение ТВС АРК обогащением 3, 6%, использование в качестве топлива подпитки ТВС обогащением 3, 6%, а также специальная расстановка ТВС в активной зоне позволяют:

1) уменьшить коэффициент неравномерности энерговыделения (Кq•Кк)•Кz, а следовательно, позволяет форсировать мощность реактора (при загрузке в а.з. 313 рабочих ТВС);

2) компенсировать экономические потери от применения КЭ.

Анализ результатов теплогидравлического расчета активной зоны с КЭ показал, что во всем рассмотренном диапазоне расхо­дов ЯР имеет теплогидравлические характеристики, обеспечиваю­щие безопасную стационарную эксплуатацию:

1) достаточность запаса до кризиса теплоотдачи ~2, 48, т.е. минимальный запас до кризиса теплоотдачи уменьшается на 11% по сравнению со штатной загрузкой без КЭ;

2) достаточность запаса до температуры плавления сердеч­ника твэл (tпл.=2800^С), т.к. максимальная по а.з. температу­ра сердечника твэла 1391^С;

3) температура теплоносителя на выходе из максимально теплонапряженной кассеты не достигает температуры насыщения (и составляет ~304, 9^С);

4) перепад давления на топливной части кассет АРК не дос­тигает предельного перепада по условиям всплытия кассеты ( DР_АРК^пред =0, 107 МПа) и составляет ~0, 077 МПа.

При анализе аварии с разуплотнением 1 контура Ду32 и ме­нее показано, что при подаче в ЯР > 80 т/ч борного раствора от насосов аварийного впрыска бора обеспечивается надежное ох­лаждение активной зоны. При этом кризис теплообмена в а.з. не наблюдается, температура оболочки твэлов на протяжении всего процесса близка к температуре насыщения в 1 контуре.

При разрыве паропровода одного ПГ также обеспечивается надежное охлаждение а.з. реактора и отсутствие кризиса тепло­обмена. Причем обе аварии рассматривались в режиме с одновре­менным полным обесточиванием АЭС.

8.2. Топливо обогащением 4, 4% на блоке 3.

 

Одним из путей улучшения технико-экономических показате­лей АЭС с ВВЭР-440 является применение в качестве подпитки топлива обогащением 4, 4% по U-235. Такой подход позволяет увеличить глубину выгорания выгружаемого топлива за счет пе­рехода на более длительный и экономически выгодный топливный цикл.

Именно такое решение реализовано на блоке 3 КАЭС, где, начиная с 5-го топливного цикла (ППР-86), проводится опыт­но-промышленная эксплуатация ЯР с ТВС подпитки повышенного обогащения.

Компоновка активной зоны, начиная с 7-го топливного цик­ла, проводилась следующим образом. На периферию активной зоны устанавливается 78 свежих рабочих ТВС обогащением 4, 4%, 12 ТВС АРК 3, 6%, центральная ТВС обогащением 2, 4% загружается в нечетные загрузки.

Переход к использованию 4-х перегрузок топлива за кампа­нию с одновременным увеличением обогащения ТВС подпитки до 4, 4% позволяет:

- уменьшить количество ежегодно перегружаемых ТВС со 117 до 90, при этом соответственно возрастает эффективная емкость хранилищ ОЯТ;

- снизить расход природного урана на 11-12%;

- увеличить глубину выгорания топлива в выгружаемых ТВС;

- сохранить допустимые значения коэффициентов неравномерности энерговыделения.

Длительность работы стационарной загрузки - 350 сут. (8400ч). ТВС с обогащением 4, 4%, выгружаемые после работы стационарной загрузки (отработали в реакторе 4 года), имеют глубину выгорания 43, 5 Мвт•сут/кгU, а в максимально выгоревшей ТВС 47, 5 МВт•сут/кгU.

Данные табл. 8.2. показывают, что коэффициенты неравно­мерности энерговыделения 4-х годичного топливного цикла не превышают соответствующих проектных коэффициентов трехгодичного топливного цикла.

 

Табл.8.2. Коэффициенты неравномерности энерговыделения в стац. загрузке с топливом 4, 4%.

 

Коэффициент неравномерности	8 загрузка начало конец
В мощности кассет, Kq	1.33 1.25
В мощности ТВЭЛ, Кr	1.51 1.43
В локальном тепловом потоке, Ко	1.96 1.98
По высоте активной зоны, Кz	1.30 1.38

 

Анализ НФХ четырех загрузок, обосновывающих переход от трехгодичного топливного цикла к четырехгодичному для блока 3 показывает, что при подпитке свежим топливом с обогащением 4, 4% с установкой его на периферии активной зоны и при ис­пользовании 12 кассет АРК обогащением 3, 6% выполняются следу­ющие критерии:

- мощность ТВС не превышает 5, 95 МВт;

- максимальное линейное энерговыделение не превышает 325 Вт/см;

- эффективность механических органов регулирования без одного наиболее эффективного стержня достаточна для приведе­ния реактора в подкритическое состояние и для поддержания его при быстром расхолаживании до 186^С;

- скорость введения положительной реактивности регулирующей группы при эксплуатации на мощности не превышает 0, 07 bэф/с и составляет в 7-й загрузке

0, 057b эф/с и 8-й загрузке 0, 054 bэф/с;

- при работе на мощности коэффициенты реактивности dr/ dN и dr/dt отрицательны;

- эффективность регулирующей группы на номинальной мощности составляет не менее 1, 8%. Эффективность системы СУЗ без стержня с максимальной эффективностью ³ 6, 3%.

Выполненный расчетный анализ показал, что реактор и 1контур имеют теплогидравлические характеристики, обеспечиваю­щие непревышение проектных ограничений (коэф-т запаса до кри­зиса теплоотдачи ³ 1, 0; t^ оболочки твэла < 350^С;

t_UO2 < t пл.).

Итак, внедрение 4-х годичного топливного цикла с ТВС обогащением 4, 4% дает указанный выше экономический эффект, при этом выполняются требования ПБЯ, а также критерии непревыше­ния тепловыделений.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

 

1. Алгоритм работы программы внутриреакторного контроля (ВРК-1) энерговыделения энергоблоков с реакторами В-230. п. Полярные Зори, 1988.

2. Алгоритм работы программы внутриреакторного контроля (ВРК-2) энерговыделения энергоблоков с реакторами В-213. п. Полярные Зори, 1988.

3. Атомные электрические станции. Сб.ст. Вып.11. Под общей ред. Л.М.Воронина.М.: Энергоатомиздат, 1986.

4. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1986.

5. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1986.

6. Зверков В.В. Эксплуатация ядерного топлива на АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1989.

7. Зверков В.В., Игнатенко Е.И. Ядерная паропроизводящая установка с ВВЭР-440. М.: Энергоатомиздат, 1987.

8. Инструкция по обеспечению ядерной безопасности и обра­щению с ТВС при транспортировке, перегрузке и хранении свежего и отработанного топлива. п.Полярные Зори, 1987.

9. Кесслер Г. Ядерная энергетика. М.: Энергоатомиздат, 1986.

10. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1985.

11. Кольская АЭС, 2 очередь. Техническое обоснование безо­пасности АЭС. Книга 2. Ленинград.

12. Конспект лекций по АЭС " Ловиза", курс 31. Раздел 3. Конструкция реактора, 1975.

13. Крупенников В.П. Эксплуатационные вопросы физики реак­торов ВВЭР-440. М.: Энергоатомиздат, 1986.

14. Нейтронно-физические характеристики пятой топливной загрузки блока 4 КАЭС, 1988.

15. Нейтронно-физические характеристики пятнадцатой топ­ливной загрузки блока 1 КАЭС, 1989.

16. Общие положения обеспечения безопасности атомных стан­ций. /ОПБ-88/.

17. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1988.

18. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. Под ред. Г.А.Батя. М.: Энергоатомиздат, 1982.

19. Правила ядерной безопасности атомных электростанций ПБЯ-04-74.М.: Атомиздат, 1977.

20. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев А.М. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиз­дат, 1989.

21. Сидоренко В.А. Безопасность и надежность атомных элек­тростанций. М.: МЭИ 1981.

22. Технологический регламент эксплуатации 1, 2 энергоблоков Кольской АЭС (В-230).

23. Технологический регламент эксплуатации 3, 4 энергоблоков Кольской АЭС (В-213).

24. Типовые мероприятия по обеспечению ядерной безопасности при перегрузке топлива на блоках 1, 2 КАЭС, 1987.

25. Типовые мероприятия по обеспечению ядерной безопасности при перегрузке топлива на блоках 3, 4 КАЭС, 1985.

⇐ Предыдущая12345678910

Поделиться: