Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 1150 - 1700 МВт.
Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется решением вопроса обеспечения безопасности атомных электростанций (АЭС). При создании активных зон, обеспечивающих качественно новый уровень безопасности АЭС, необходимо основываться на апробированных технических решениях, положительном опыте проектирования и эксплуатации действующих АЭС. Наиболее значительными по последствиям для АЭС, в частности с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР), являются аварии с потерей теплоносителя первого контура, развитие которых при несрабатывании многократно резервированных пассивных и активных систем безопасности, обеспечивающих введение в первый контур охлаждающей воды с поглотителем нейтронов, может привести к тяжелым последствиям.
Проблема повышения уровня безопасности действующих АЭС с реакторами ВВЭР имеет различные пути решения. Однако в настоящее время она решается, как правило, повышением надежности защитных систем, совершенствованием отдельных узлов и оборудования, оптимизацией режимов и регламента эксплуатации.
Вместе с тем не затрагиваются вопросы уменьшения в нормальном режиме теплонапряженности твэлов, оболочки которых являются одним из основных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и которые могут разгерметизироваться в аварийных ситуациях прежде всего из-за их перегрева. Такая тенденция обусловлена, главным образом, многолетним успешным опытом эксплуатации ядерного топлива существующей конструкции и его хорошо отлаженным производством.
Реакторы типа ВВЭР в процессе внедрения в ядерную энергетику не претерпели основных качественных изменений. К таким техническим решениям, заложенным в конструкциях отечественных ВВЭР, следует отнести:
- все устройства внутри корпуса реактора должны быть извлекаемыми для возможного ремонта, замены и для контроля внутренней поверхности корпуса реактора;
- для удобного эксплуатационного обслуживания органов системы управления и защиты (СУЗ) и оборудования для контроля за работой реактора они расположены в его верхней части;
- тепловыделяющие сборки (ТВС), позволяющие создать конфигурацию активной зоны, близкую к цилиндрической, размещены в выемной корзине, днище которой является опорной конструкцией активной зоны:
- теплоноситель в активной зоне движется снизу вверх, что обеспечивает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции.
Активная зона реактора ВВЭР-440, номинальная электрическая мощность которого равна 440 МВт (при соответственно тепловой мощности в 1175 МВт), а набирается из шестигранных ТВС, устанавливаемых практически вплотную друг к другу в корзине активной зоны. В ТВС по треугольному шагу устанавливают стержневые твэлы. В качестве ядерного топлива используют прессованные или спеченные таблетки из диоксида урана. В одной ячейке ТВС размещается полая трубка. Внутри этой трубки размещают датчики для измерения температуры воды и детекторы энерговыделения (см. И.Я. Емельянов, В.И.Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 76).
ТВС реактора ВВЭР-440 состоит из пучка стержневых твэлов, шестигранного корпуса-чехла, цилиндрического хвостовика, головки и каркаса сборки, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в сборке. Каркас ТВС включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки (нижнюю несущую решетку, верхнюю и средние направляющие решетки из нержавеющей стали или циркониевого сплава), которые механически связаны между собой центральной трубкой из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов жестко закреплены в несущей решетке, а верхние концы твэлов имеют возможность продольного перемещения в направляющей решетке при температурных расширениях. Нижняя несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику сборки, а верхняя направляющая решетка соответственно к головке сборки. С помощью хвостовика и головки ТВС устанавливается в корзине реактора (см. Г.Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 89, рис. 2.8 а).
Конструкции стержневых твэлов и самой активной зоны для реакторов ВВЭР должны обеспечить механическую устойчивость и прочность твэлов, в том числе в проектных аварийных условиях при высоких температурах и при наличии мощных потоков нейтронов и гамма-излучения. Повреждение твэла влечет за собой радиоактивное загрязнение контура продуктами деления. Нарушение первоначальной геометрической формы твэла может ухудшить условия теплоотдачи от твэла к теплоносителю. Поэтому при разработке конструкции активной зоны необходимо учитывать положительное влияние увеличения отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом.
Наиболее близкой по технической сущности к описываемой является активная зона водо-водяного энергетического реактора, содержащая тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов (см. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В. И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 61, 76, рис. 3.10а). Известная активная зона реактора ВВЭР-440 компонуется из 349 шестигранных ТВС, имеющих одинаковую конструкцию. Активная зона реактора ВВЭР-440 имеет форму, близкую к цилиндру с высотой 2.42 м и эквивалентным диаметром 2.88 м. Общая высота ТВС 3.21 м; между ТВС имеется незначительный водяной зазор (3•10-3 м). Каждая ТВС реактора ВВЭР-440 содержит 126 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9.1•10-3 м и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл 12.82 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в вышеуказанной ТВС и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при изменении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-440, обуславливает его высокую температуру при работе в режимах нормальной эксплуатации, относительно большое количество аккумулированного тепла и, как следствие, при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек твэлов в первые несколько секунд.
Достигаемые при авариях с потерей теплоносителя температуры при использовании штатных ТВС в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-440, твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки ~ 857oC. В то же время, в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550 - 600oC.
Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что с точки зрения предотвращения возможности разгерметизации твэлов применительно к авариям с потерей теплоносителя, предельные температуры оболочек не должны превышать уровень 700 - 750oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые нагрузки до уровня средних, то возможный разогрев оболочек не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, данная проблема относительно высокой температуры топлива в номинальном режиме усугубляется при повышении глубины выгорания топлива, когда работоспособность твэлов даже в нормальных условиях эксплуатации близка к предельно допустимой.
Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР необходимо разработать активную зону с стержневыми твэлами контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной активной зоне водоуранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-440, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора.
Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, которые сводятся к следующему:
- размер "под ключ" (144•10-3 м) и высота, а также конструкция ТВС модернизированной активной зоны должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-440;
- количество твэлов с уменьшенным диаметром должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР-440;
- изменение значения удельной загрузки топлива в ТВС модернизированной активной зоны по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-440 не должна превышать 11%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной активной зоне по сравнению со штатной конструкцией активной зоны не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР-440;
- количество, конструкция и размещение кассет СУЗ в модернизированной активной зоне должно быть таким же, как и в штатной активной зоне реактора ВВЭР-440.
Задачей настоящего изобретения является создание новой активной зоны реактора ВВЭР-440, обладающей повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при увеличенной безопасности или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности.
В результате решения данной задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в том, что обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повышение выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов.
Данные технические результаты достигаются тем, что в активной зоне водо-водяного энергетического реактора, содержащей тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.85•10-3м до 6.17•10-3м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.01•10-3 м до 5.23•10-3м, или 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.66•10-3 м до 6.99•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.68•10-3 м до 5.95•10-3 м, при условии, что водоурановое отношение выбрано от 1.6 до 2.0.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.85•10-3 м до 6.17•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.01•10-3 м до 5.23•10-3 м, или 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.66•10-3 м до 6.99•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.68•10-3 м до 5.95-•10-3 м, при условии что водоурановое отношение выбрано от 1.6 до 2.0, что характеризует новую концепцию активной зоны реактора ВВЭР-440, обладающей повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку описываемая активная зона, как и штатная активная зона реактора ВВЭР-440, компонуется из 349 шестигранных ТВС, у которых размер "под ключ", высота и конструкция каркаса, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в ТВС, идентичны штатной ТВС реактора ВВЭР-440, а пучок содержит 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.85•10-3 м до 6.17•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.01•10-3 м до 5.23•10-3 м, или 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.66•10-3 м до 6.99•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.68•10-3 м до 5.95•10-3 м, при условии, что водоурановое отношение выбрано от 1.6 до 2.0, то средняя линейная тепловая нагрузка на твэлы модернизированной активной зоны уменьшается в 1.71 - 2.13 раза при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-440.
Следует отметить, что наиболее целесообразно, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.97•10-3 м до 6.07•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.09•10-3 м до 5.83•10-3 м, при условии, что водоурановое отношение выбрано от 1.8 до 1.9 или 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.76• 10-3 м до 6.88•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.77•10-3 м до 5.83•10-3 м, при условии, что водоурановое отношение выбрано от 1.7 до 1.8.
Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение новых технических результатов. Действительно, как было отмечено ранее, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.3•10-3 м, но, однако, этого признака недостаточно для решения поставленной задачи. Невыполнение хотя бы одного из существенных признаков, включенных в независимый пункт формулы изобретения, не позволит решить поставленную задачу и обеспечить получение новых технических результатов. Так, например, отсутствие признака, касающегося водоуранового отношения, приводит к нарушению первых двух вышеуказанных условий, т. е. нарушается принцип выбора основных геометрических параметров топливной решетки модернизируемой активной зоны, который должен проводиться из условия сохранения конструкции активной зоны и обеспечения близких к проектным значениям штатной активной зоны основных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик реактора ВВЭР-440.
Следует также отметить, что для изготовления активной зоны с вышеотмеченными существенными признаками при проектировании модернизированной активной зоны необходимо задаться внешним и внутренним диаметрами оболочки твэла из приведенных диапазонов, а затем посредством несложных расчетов определить водоурановое отношение с учетом вышеизложенных требований. И, если полученное значение водоуранового отношения не будет соответствовать заявляемому диапазону значений, то необходимо внести изменения в задаваемые исходные данные и осуществить перерасчет.
На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза тепловыделяющей сборки описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440, на фиг. 2 приведено поперечное сечение тепловыделяющей сборки описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440, на фиг. 3 изображен вариант продольного разреза твэла для описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440, на фиг. 4 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного твэла штатной и описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500, на фиг. 5 представлено изменение предела прочности и напряжений в оболочке твэла штатной активной зоны реактора ВВЭР-440 в течение аварии с разрывом трубопровода Ду-500, на фиг. 6 представлено изменение предела прочности и напряжений в оболочке твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 в течение аварии с разрывом трубопровода Ду-500.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.
Модернизированная активная зона, согласно новой концепции реактора ВВЭР-440, компонуется из 349 шестигранных тепловыделяющих сборок 1, имеющих одинаковые габаритные размеры (размер "под ключ" и высота). Причем по крайней мере одна из 349 ТВС модернизированной активной зоны имеет следующую конструкцию (см. фиг. 1 и 2). Тепловыделяющая сборка 1 заявляемой активной зоны состоит из пучка стержневых твэлов 2, шестигранного корпуса-чехла 3, цилиндрического хвостовика 4, головки 5 и каркаса 6 сборки 1, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов 2 в ТВС. Каркас 6 сборки 1 включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки (нижнюю 7 несущую решетку, верхнюю 8 и средние 9 направляющие решетки из нержавеющей стали), которые механически связаны между собой центральной трубой 10 из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов 2 жестко закреплены в несущей 7 решетке, а верхние концы твэлов 2 имеют возможность продольного перемещения в направляющей 9 решетке при температурных расширениях. Нижняя 7 несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику 4 сборки, а верхняя 8 направляющая решетка соответственно - к головке 5 сборки. С помощью хвостовика 4 и головки 5 сборка устанавливается в корзине активной зоны (см. фиг. 1). В ТВС заявляемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-440 содержится 270 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки твэла 5.85•10-3 - 6.17•10-3 м или 216 твэлов с наружным диаметром оболочки 6.66•10-3 - 6.99•10-3 м при водоурановом отношении, выбранным от 1.6 до 2.0.
Тепловыделяющий элемент 2 включает топливный сердечник 11, состоящий из сплошных (или имеющих центральное отверстие) таблеток 12 или стерженьков 13 цилиндрической формы, размещенных в оболочке 14, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 15 (см. фиг. 3). Оболочка 14 в течение эксплуатации подвергается напряжениям за счет расширения и распухания топлива, а также вследствие газовыделения из топлива, особенно в местах, соответствующих границе раздела таблеток или стерженьков. Устранение данных негативных моментов осуществляется профилированием формы таблеток 12 или стерженьков 13, в частности, путем выполнения их торцов 16 вогнутыми (см. фиг. 3) или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).
В качестве материала таблеток 12 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10.4•103 - 10.7•103 кг/м3, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса урана в сборке составляет 100.7 - 125.3 кг.
При выборе толщины оболочки твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-440, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 0.5 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек твэла модернизированной активной зоны не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между топливным сердечником 11 и оболочкой 14 в описываемых твэлах был не менее 0.05•10-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.
Вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 11, а также с учетом всех вышеприведенных условий, оболочка 14 стержневого твэла описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-440 должна иметь наружный и, соответственно, внутренний диаметры от 5.85•10-3 м до 6.17•10-3 м и от 5.01•10-3 до 5.23•10-3 м или соответственно от 6.66•10-3 м от 6.99•10-3 м и 5.68•10-3 м до 5.95•10-3 м. Дело в том, что только твэлы с указанными диаметрами оболочки обеспечивают выполнение третьего и четвертого условий. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-440 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы наиболее предпочтительных диапазонов основных характеристик описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-440. Так, для ТВС, содержащей 270 стержневых твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 5.97•10-3 м до 6.07•10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.09•10-3 м до 5.14•10-3 м;
- водоурановое отношение выбрано от 1.8 до 1.9, а для пучка, содержащего 216 твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 6.76•10-3 м до 6.88•10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.77•10-3 м до 5.83•10-3 м;
- водоурановое отношение выбрано от 1.7 до 1.8.
Следует отметить, что, как показали расчеты, для заявляемой активной зоны, в которой установлены ТВС с твэлами, имеющими диаметр наружной оболочки 6.8•10-3 м средняя линейная нагрузка на такой твэл будет 7.5 кВт/м, а средняя поверхностная нагрузка будет 351 кВт/м2, причем запас до кризиса кипения (DNBR) в ТВС с максимальной мощностью будет равен 4.5.
Таким образом, выполнение твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 наружным диаметром менее 5.85•10-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеуказанных существенных признаков), например 5.8•10-3 м, приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение 15%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6.99•10-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеприведенных существенных признаков), например 7.0•10-3 м, приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной активной зоне реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией активной зоны реактора ВВЭР-440 (превышение более 35%). Выполнение же твэла описываемой активной зоной диаметром более 6.17•10-3 м и менее 6.66•10-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении остальных вышеуказанных существенных признаков) не обеспечивает выполнение первых двух вышеприведенных условий.
Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой активной зоны. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов ВВЭР и не нашедшей применения в зарубежных реакторах PWR конструкции топливной таблетки с центральным отверстием. Такое решение обусловлено, с одной стороны, относительно небольшим снижением температуры топлива за счет центрального отверстия при пониженных тепловых нагрузках на твэл и увеличившимся запасом надежности по отношению к плавлению топлива, а, с другой, возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток с центральными отверстиями менее 1.5•10-3 м.
Теплоноситель - вода в активной зоне движется снизу вверх, что обеспечивает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции. Корпус-чехол 3, внутри которого размещаются твэлы 2, связывает в единое целое все части ТВС и обеспечивает необходимое направление движения потока теплоносителя внутри ТВС между отдельными твэлами 2 в сборке и между ТВС в активной зоне реактора. Корпус-чехол 3 сборки разгружен от внутреннего давления теплоносителя, возникающим при протекании теплоносителя через активную зону. Для получения одинаковой температуры теплоносителя на выходе из ТВС расход теплоносителя по сборкам профилируется в соответствии с распределением тепловыделения по радиусу реактора посредством установки дроссельных шайб на входе теплоносителя в ТВС (на чертеже не показаны). Нагретая в активной зоне вода направляется в парогенераторы, где передает свое тепло воде второго контура, а затем возвращается в активную зону.
На фиг. 4, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной линейной тепловой нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.1•10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6.8•10-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно, что твэл в ТВС описываемой активной зоны обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Так для "горячего" твэла (твэла, имеющего максимальную тепловую линейную нагрузку) снижение максимальной температуры составляет 278oC, а для твэлов со средней тепловой линейной нагрузкой 150oC. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности реактора ВВЭР-440. В первую очередь это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т > 550oC, а также интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах Т > 700oC. Поэтому переход к модернизированной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при МПА с 900oC до уровня ниже 600oC в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.
Следует также отметить, что твэлы описываемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-440, вследствие снижения удельных тепловых нагрузок, имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку твэла давления газообразных продуктов деления. Пониженный выход их в твэлах модернизированной активной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основания полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-440 реально достижение среднего выгорания топлива 55 - 60 МВт•сут./кг.
Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с маневрированием мощностью, обусловлена многими факторами: уровнем тепловых нагрузок, предысторией работы, скоростью и величиной изменения мощности, коррозионным воздействием на оболочку со стороны топливного сердечника и др. Для избежания разгерметизации твэлов в маневренных режимах вводятся ограничения по скорости и диапазону подъема мощности штатного реактора, что приводит к экономическим потерям. Значения допустимой "ступеньки" подъема мощности наиболее резко снижаются с увеличением, как выгорания топлива, так и исходной линейной нагрузки. Поэтому снижение линейных тепловых нагрузок твэлов является одним из самых эффективных путей в решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 кВт/м до 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для существующих конструкций активных зон ВВЭР. Средняя линейная нагрузка твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 6.7•10-3 м до 6.9•10-3 м составляет 7.5 кВт/м и 6.01 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 5.9•10-3 м до 6.1•10-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1•10-3 м средняя линейная нагрузка равна 12.82 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах ТВС описываемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.
На фиг. 5 и 6 показано изменение параметров работоспособности штатного (диаметром 9.1•10-3 м) и соответственно модернизированного (диаметром 6.8•10-3 м) твэла в течение аварии с разрывом трубопровода Ду 500 на входе в реактор. Расчетное значение вероятности разрушения оболочки штатного твэла составляет 0.4, причем динамика изменения вероятности разрушения штатного твэла показана на фиг. 5. Следует отметить, что характер механического нагружения оболочки твэла определяется перепадом давления теплоносителя и внутреннего давления в твэле, а также температурным режимом оболочки твэла. При протекании вышеуказанной аварии происходит превышение давления теплоносителя над давлением в твэле при высоком уровне температур оболочки (свыше 800oC), что приводит к отрицательным пластическим деформациям оболочки и, как следствие, к последующему контакту топлива с оболочкой. Вследствие механического взаимодействия топлива и оболочки твэла (в первые 4 секунды) окружные напряжения принимают положительные значения, что приводит к увеличению вероятности разрушения оболочки штатного твэла. Как показали расчеты, для твэлов описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 (см. фиг. 6) их оболочка не теряет устойчивости в течение аварии, поскольку у них обеспечивается более низкий уровень температур оболочки (~ на 280oC). Как видно из фиг. 6, для твэлов описываемой активной зоны имеется значительный запас до разрушения оболочки по превышению критерия прочности (вероятность разгерметизации оболочки твэла описываемой активной зоны равна нулю).
Нейтронно-физические исследования описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440 показали:
- модернизированная активная зона позволяет обеспечить основные проектные, а по ряду параметров улучшенные нейтронно-физические характеристики при существенном повышении безопасности реактора ВВЭР-440 и эксплуатационной надежности твэлов;
- максимальное значение линейной тепловой нагрузки на твэл описываемой активной зоны в стационарной топливной загрузке не превышает q1 < 12.5 Вт/м (без учета факторов неопределенностей), в то время как для штатных твэлов эта величина составляет q1 < 28.5 Вт/м;
- загрузка топлива (по U) такая же, как в серийном реакторе ВВЭР-440;
- неравномерность поля энерговыделения в стационарной топливной загрузке имеет максимальный коэффициент неравномерности мощности ТВС Kq max = 1.24, а максимальный коэффициент неравномерности мощности твэлов не превышает KqKk max = 1.37, что ниже проектных значений;
- для описываемой активной зоны возможна в более широком диапазоне организация схемы перегрузок ТВС (in-in-out) с малой утечкой нейтронов, так как имеется большой запас по величине коэффициента неравномерности поля энерговыделения. При этом улучшается топливоиспользование (на ~15%) и снижается флюенс нейтронов на корпус реактора:
- оценки топливоиспользования описываемой активной зоны в четырехгодичном топливном цикле показали, что длительность работы стационарной топливной загрузки составляет не менее 300 эфф. суток, а среднее выгорание топлива составляет 40.6 МВт• сут/кг при среднем обогащении топлива подпитки 3.74%.
Теплофизические исследования описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440 показали:
- увеличение гидравлических потерь на трение в описываемой активной зоне по сравнению со штатной конструкцией активной зоны реактора ВВЭР-440 не превышает имеющихся запасов по напору главных циркуляционных насосов. Так например, удельное гидравлическое сопротивление всей активной зоны при замене штатных ТВС на ТВС с твэлами диаметром 6.0•10-3 м и 6.8•10-3 м возрастает соответственно на ~ 0.02 - 0.025 МПа;
- запас по мощности до кипения в описываемой активной зоне (с 10% по объемному паросодержанию) составляет 1.22 - 1.25, а запасы до кризиса теплообмена (DNBR) в номинальном режиме не опускаются ниже ~ 9 (без учета факторов неопределенности).
Сравнительный анализ работоспособности твэлов штатной и описываемой активных зон реактора ВВЭР-440 в авариях с разрывом трубопроводов первого контура показал:
- температура оболочек наиболее теплонапряженных твэлов описываемой активной зоны в первые ≈ 10 сек. аварии с разрывом трубопровода Ду 500 на 300oC ниже, чем у штатных твэлов, и не превышает 600oC, что практически исключает развитие пароциркониевой реакции;
- запасы работоспособности твэлов по критерию предела прочности материала оболочки при аварийных температурах для штатной активной зоны практически отсутствуют (т.е. оболочки разгерметизируются), а у твэлов описываемой активной зоны, даже с максимальной исходной нагрузкой, запас по этому критерию превышает К > 5;
- для средненагруженных твэлов описываемой активной зоны повышение температуры оболочек в первые 10 с процесса вообще не происходит.
На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону в реакторах ВВЭР-440 дает возможность понизить линейные тепловые нагрузки на твэл в 1.71 - 2.13 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоне реактора ВВЭР-440 позволяет:
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-440:
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощности реактора ВВЭР-440;
- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55 - 60 МВт•сут/кг.
Следует отметить, что описываемая активная зона может быть использована не только в реакторах типа ВВЭР-440, а также и в других водо-водяных реакторах с водой под давлением.
| название | год | авторы | номер документа |
|---|---|---|---|
| АКТИВНАЯ ЗОНА, ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2136060C1 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2126180C1 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1996 |
|
RU2106023C1 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2241262C2 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2248629C2 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1996 |
|
RU2095859C1 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2248630C2 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2244347C2 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143144C1 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143141C1 |
Использование: в ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих сборок, входящих в состав активной зоны водо-водяного энергетического реактора. Сущность: активная зона водо-водяного энергетического реактора содержит тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов, причем по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5,85 • 10-3 м до 6,17 • 10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5,01 • 10-3 м до 5,23 • 10-3 м или 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6,66 • 10-3 м до 6,99 • 10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5,68 • 10-3 м до 5,95 • 10-3 м, причем водоурановое отношение для данных размеров твэлов выбрано от 1,6 до 2,0. В результате расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора, повышается глубина выгорания топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов. 2 з.п.ф-лы, 4 ил.
| Емельянов И.Я | |||
| и др | |||
| Конструирование ядерных реакторов, М.: Энергоиздат, 1982, с.61,76, рис.3.10а | |||
| DE, 3435814 A1, 1985 | |||
| GB, 2043324, A, 1980 | |||
| GB, 2022908, A, 1979 | |||
| Ушаков Г.Н | |||
| Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов | |||
| - М.: Энергоиздат, 1981, с.89, рис.2.8а. |
