Особенности эксплуатации и конструкции активной зоны реактора ввэр440
 Скачать 412.78 Kb.
|
МИНИСТЕРСТВО НАУКИ И ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ Филиал федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (ИАТЭ НИЯУ МИФИ)  ТЕХНИКУМ ИАТЭ НИЯУ МИФИ Курсовая работа по дисциплине: «Ядерные реакторы» на тему: «Особенности эксплуатации и конструкции активной зоны реактора ВВЭР-440» Студента 3 курса группы РБ-Т17 Грунчев Максим Александрович Преподаватель Безуглов Д.Ю ________________________ Обнинск 2019 Условные сокращения АЭС — Атомная Электростанция ВВЭР — Водо-водяной энергетический реактор РУ — Реакторная установка СУЗ — Система управления и защиты ПГ — Парогенератор АЗ — Активная зона ТВЭЛ — Тепловыделяющий элемент ТВС — Тепловыделяющая сборка UO2 — Диоксид Урана Содержание Введение Общие характеристики и конструкция реактора ВВЭР-440 2.1. Реакторная установка 2.2. Активная зона 2.3. Корпус 2.4. Парогенератор 2.5. Принцип работы ВВЭР-440 Ядерное топливо 3.1. Основные понятия о ядерном топливе 3.2. Характеристика ядерного топлива для ВВЭР-440 Введение В водо-водяных реакторах обычная вода является одновременно и замедлителем, и теплоносителем. Использование для этих целей только воды — большое преимущество ВВЭР. Вода — легкодоступный и дешёвый материал. Освоенные конструктивные материалы могут длительно и надёжно работать в контакте с движущейся водой при высоких параметрах, если качество воды поддерживается на определённом уровне, причём технология обеспечения нужного качества воды отработана и хорошо освоена в обычной теплоэнергетике. Параллельно с развитием водографитовых реакторов в СССР шла разработка другого ядерно-энергетического проекта. Это так называемые реакторы на лёгкой воде — ВВЭР. В реакторах ВВЭР нейтроны замедляются водой, которая одновременно отводит тепло от топлива. В отличие от РБМК, легко-водные реакторы заключены в корпус, находящийся под давлением. Направление энергетических реакторов с водой под давлением – ВВЭР получило первичный импульс от разработки энергетической реакторной установки для подводной лодки, который представлял один из рассматривавшихся в этих целях типов ядерных реакторов. Идея схемы этого реактора была предложена в РНЦ «Курчатовский институт» С.М. Файнбергом. Начало работ над проектом реактора ВВЭР относится к 1954 году, а в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство разработкой осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Проектная мощность реактора составляла 210 МВт, и его сооружение было осуществлено на площадке Нововоронежской АЭС. Первый энергоблок с реактором ВВЭР-210 был сдан в эксплуатацию в конце 1964 года и был закрыт 16 февраля 1988 года, проработав 24 года. За это время его общая электрическая энерговыработка составила 33,7 ТВт час. Можно выделить несколько определяющих этапов в развитии этого направления ядерных энергетических реакторов в Советском Союзе: •разработка первого опытно-промышленного блока на Нововоронежской АЭС, которая завершилась пуском в 1964 году. Освоение и последующий опыт эксплуатации первого, затем второго блока подтвердили техническую осуществимость надежных промышленных энергоисточников на ядерном топливе; •создание на базе этого опыта первого поколения серийных ВВЭР электрической мощностью 440 МВт (головной блок введен в 1971 году), продемонстрировавших высокую экономическую конкурентоспособность АЭС; •создание второго поколения серии энергоблоков средней мощности ВВЭР-440, начавшееся разработкой реакторной установки для АЭС «Ловииса» (Финляндия). Оно форсировало выполнение новых требований к безопасности советских АЭС на уровне международных. Второе поколение ВВЭР, к которому относятся и созданные позже ВВЭР-1000, обеспечило устойчивое функционирование ядерной энергетики в Советском Союзе (затем в России и на Украине), особенно в период после аварии на Чернобыльской АЭС, и продемонстрировало возможности России на международном рынке АЭС. Первым реактором ВВЭР-440, введенным в эксплуатацию на территории России, был третий энергоблок Нововоронежской АЭС (июль 1972 года). В настоящее время в России действуют четыре энергоблока ВВЭР-440 на Кольской АЭС, два энергоблока ВВЭР-440 на Нововоронежской АЭС. 2. Общие характеристики и конструкция реактора ВВЭР-440 2.1. Реакторная установка Реактор ВВЭР-440 относится к типу корпусных реакторов на тепловых (медленных) нейтронах, где замедлителем нейтронов и теплоносителем является химически чистая, обеессоленая и борированая вода. Ядерное топливо - тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), содержащих таблетки из двуокиси урана, слабообогащённого по 235-му изотопу. Регулирование мощности реактора осуществляется системой управления и защиты (СУЗ) - изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами (трубками с карбидом бора), а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура. В таблице 1.1 представлены основные технические характеристики РУ ВВЭР-440. Таблица 1.1 - Основные технические характеристики реактора ВВЭР-440
На рисунке 1.1. показан общий вид реактора ВВЭР-440. Рис.1.1. Общий вид реактора ВВЭР-440  1— блок с механизмами СУЗ; 2 — съемная крышка; 3 — штуцер для подвода коммуникаций к детекторам контрольно-измерительной системы; 4 — нажимное кольцо; 5 —- шпильки; 6 — уплотнение крышки с корпусом; 7 — верхний блок защитных труб; 5, 9 — патрубки отвода и подвода теплоносителя; 10 — корпус реактора; 11 — активная зона; 12 — подвесная шахта с днищем и экраном; 13 —нижний блок защитных труб 2.2. Активная зона Активная зона реактора собрана из шестигранных ТВС, содержащие ТВЭЛы стержневого типа с сердечником в виде UO2 в таблетках находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В ТВС ТВЭЛы размещены по треугольной решётке и заключены в чехол из циркониевого сплава. 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. 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. 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 2.5 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. Это 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 • 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. В таблице 1.2 представлены основные характеристики АЗ РУ ВВЭР-440. Таблица 1.2 - Основные характеристики АЗ реактора ВВЭР-440
2.3. Корпус Корпус — один из наиболее важных и ответственных элементов конструкции ВВЭР-440. Его габариты и физико-механические свойства материалов влияют на мощность реактора, основные параметры теплоносителя первого контура (температуру и давление), обеспечивают возможность надёжной эксплуатации РУ и АЭС в целом в течение длительного срока (30—40 лет). Герметичный объём, создаваемый корпусом и крышкой совместно с другим оборудованием первого контура, является, кроме того, важнейшим элементом системы радиационной безопасности. Отсюда вытекает главное требование к корпусу ВВЭР — сохранение герметичности в любых ситуациях, как при нормальной эксплуатации установки, так и при возможных авариях. В процессе эксплуатации корпус ВВЭР постоянно находится в поле нейтронного излучения АЗ, что приводит к постепенному изменению физико-механических свойств металла из которого изготовлен корпус. Корпус подвергается действию периодически меняющихся нагрузок, связанных с колебаниями температуры и давления теплоносителя даже при нормальной эксплуатации, плановых остановках для перегрузки топлива и тому подобных ситуациях. Следует также иметь в виду, что практически возможен лишь ограниченный периодический (при остановках реактора) контроль за текущим состоянием корпуса, в особенности его внутренней поверхности. Вследствие указанных причин к материалу корпуса, к его конструкции и эксплуатационным режимам предъявляются значительно более жёсткие требования по сравнению с сосудами давления, используемыми в других областях техники. По условиям заводского изготовления и эксплуатации материал корпуса должен удовлетворять следующим основным требованиям: иметь высокую прочность, быть радиационно- и коррозионно-стойким, пластичным, технологичным при сварке. Коррозионная стойкость обеспечивается наплавкой нержавеющей стали. В практике отечественного реакторостроения для изготовления корпуса ВВЭР-440 используют сталь марки 48ТС-3-40. Легирующими добавками в этой стали являются Хром (до 3%), Молибден (до 0,8%) и Ванадий (до 0,35%). Эта сталь обладает достаточной радиационной стойкостью, хорошо сваривается и при соответствующем подборе водного режима коррозионно-устойчива. Корпус ВВЭР представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим или сферическим днищем. В отечественной практике все корпуса имеют только эллиптические днища. Цилиндрическая часть корпуса состоит обычно из 2—3 цельно-кованных обечаек. Далее вверх расположена зона патрубков. Она может состоять из двух обечаек, если подвод и отвод теплоносителя происходят на разных уровнях, или из одной обечайки. Одна обечайка зоны патрубков используется, как правило, в том случае, если реактор имеет не более двух петель в первом контуре. Для соединения корпуса с главными циркуляционными петлями, диаметр трубопроводов к патрубкам корпуса приваривают переходной втулкой выполняют уже на месте монтажа, а не в заводских условиях. К внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков приваривается кольцо, служащее опорой для внутри-корпусных устройств (например, шахты АЗ) реактора. Корпус серийного ВВЭР-440 имеет массу более 200 т, а внутренний объём корпуса превышает 120 м3. Верхняя часть корпуса обычно выполняется в виде цельно-кованного фланца с отверстиями для шпилек, на которых крепится крышка корпуса. Крышка корпуса ВВЭР-440 крепится на 60 шпильках М140×6. Материал шпилек — сталь 25Х1МФ, с максимальной рабочей температурой до 500 oC. Под гайки шпилек устанавливается две, сферические шайбы, позволяющие предохранить шпильки от действия изгибающего момента из-за возможных неточностей изготовления сопрягаемых крепёжных элементов. Для завинчивания гаек используют гидравлические гайковёрты. Обычно усидие затяжки гаек на 25-50% больше усилия внутреннего давления на крышку реактора. Конструкция корпуса реактора ВВЭР-440 показана на рисунке 1.  Рис.1.2. Корпус реактора ВВЭР-440 с крышкой: 1-нажимное кольцо; 2-патрубки каналов СУЗ; 3-крышка; 4-фланец верхней зоны; 5-разделительное кольцо; 6-опрное кольцо; 7-обечайки нижней зоны; 8-эллиптическое днище; 9-штырь. 2.4. Парогенератор Парогенератор ПГВ-213 предназначен для генерации сухого насыщенного пара требуемого количества и качества за счет отвода тепла от теплоносителя первого контура. Парогенератор представляет собой рекуперативный теплообменный аппарат. Теплообменная поверхность состоит из 5536 труб диаметром 16 мм и толщиной стенки 1,4 мм из стали 08Х18Н10Т. Теплообменные трубы выполнены в виде U образных горизонтальных змеевиков и скомпонованы в теплообменный пучок. Расположение труб в пучке коридорное. Трубы присоединяются к вертикальным входному и выходному коллекторам теплоносителя. Горячий теплоноситель первого контура из реактора поступает во входной коллектор теплоносителя и раздается по теплообменным трубам. Проходя внутри теплообменных труб, теплоноситель отдает тепло через стенку труб воде парогенератора и отводится из ПГ через выходной коллектор теплоносителя. Питательная вода поступает в парогенератор через патрубок, расположенный на корпусе ПГ, далее через систему подвода и раздачи питательной воды подается в межтрубное пространство со стороны ‘горячего’ коллектора. Образующийся пар отводится из ПГ через пять паровых патрубков, расположенных в верхней части корпуса парогенератора. В составе энергоблока работают шесть ПГ, по одному на петлю. 2.5. Принцип работы ВВЭР-440 Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур радиоактивным, в него входит водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-440 тепловой мощностью 1375 МВт и четыре циркуляционных петли, которым через активную зону с помощью главных циркуляционных насосов прокачивается теплоноситель — вода под давлением в 12,5 МПа. Температура воды на входе в реактор примерно равна 267, на выходе - 309 C⁰. Циркуляционная расход воды через реактор составляет 5500 т/ч. Нагретая в реакторе вода поступает четырьмя трубопроводами в парогенераторы. Давление и уровень теплоносителя первого контура поддерживаются при помощи парового компенсатора давления. Второй контур - нерадиоактивных, состоит из испарительной и водоживильной установок, блочной обессоливающей установки и турбоагрегата электрической мощностью 440 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура. Насыщенный пар, произведенный в парогенераторе, с давлением 4.3 МПа и температурой 280 C⁰ подается в сборный паропровод и направляется на турбоустановку, которая приводит во вращение электрогенератор. Во второй контур также входят конденсаторные насосы первой и второй ступеней, подогреватели высокого (ПВД) и низкого давления (ПНД), деаэратор, турбоживильный насосы. Схема энергоблока с реактором ВВЭР изображена на рисунке 1.3. Рис.1.3. Схема энергоблока с реактором ВВЭР  1 – реактор; 2 – топливо; 3 - регулирующие стержни; 4 - приводы СУЗ; 5 - компенсатор давления (КД); 6 - теплообменные трубки парогенератора; 7 - подача питательной воды в парогенератор; 8 - цилиндр высокого давления турбины (ЦВД); 9 - цилиндр низкого давления турбины (ЦНД); 10 – генератор; 11 – возбудитель; 12 – конденсатор; 13 - система охлаждения конденсаторов турбины; 14 – подогреватели; 15 - турбоживильний насос; 16 - конденсатный насос; 17 - главный циркуляционный насос (ГЦН); 18 - подключение генератора к сети; 19 - подача пара на турбину; 20 - гермооболочки. 3. Ядерное топливо 3.1. Основные понятия о ядерном топливе Ядерное топливо – материал, используемый в ядерных реакторах для проведения управляемой цепной реакции. Оно чрезвычайно энергоемко и небезопасно для человека, что накладывает ряд ограничений на его использование. Сегодня мы с вами узнаем, что собой представляет топливо ядерного реактора, как оно классифицируется и производится, где применяется. Единица ядерного топлива — ТВЭЛ — способна выделять на протяжении долгого времени огромное количество энергии. С такими объёмами не сравнится ни уголь, ни газ. Жизненный цикл топлива на любой АЭС начинается с выгрузки, выемки и хранения на складе ТВС свежего топлива. Когда предыдущая партия топлива в реакторе выгорает, персонал комплектует ТВС для загрузки в активную зону (рабочую зону реактора, где происходит реакция распада). Как правило, топливо перезагружается частично. Полностью топливо закладывается в активную зону только в момент первого запуска реактора. Это связано с тем, что ТВЭЛы в реакторе выгорают неравномерно, поскольку нейтронный поток различается по интенсивности в разных зонах реактора. Благодаря учётным приборам, персонал станции имеет возможность в режиме реального времени следить за степенью выгорания каждой единицы топлива и производить замену. Иногда вместо загрузки новых ТВС, сборки перемещаются между собой. В центре активной зоны выгорание происходит интенсивнее всего. В качестве ядерного топлива, имеющегося в природе, используется уран, в состав которого входят изотопы 235U и 238U. Среди указанных изотопов урана делящимся нуклидом является 235U, содержание которого в природном уране всего лишь 0,714 %, а более 99 % приходится на 238U. Последний тоже может делиться при столкновении с нейтронами, однако только при энергии их более 1 МэВ. При этом вероятность деления по сравнению с неупругим рассеянием 238U настолько мала, что идет преимущественно вторая реакция, в результате которой энергия нейтрона становится ниже пороговой (1 МэВ) и дальнейшее взаимодействие этого нейтрона с ядром 238U не вызовет деления. Это обстоятельство приводит к тому, что на 238U нельзя осуществить самоподдерживающую цепную реакцию, так как только 10 % нейтронов деления успевают подвергнуть делению ядра 238U. Что же касается 235U, то он может делиться при взаимодействии с нейтронами любых энергий. При этом вероятность реакции деления достаточно велика, и в результате каждого акта деления появляются свободные нейтроны, способные вызвать последующее деление, что обеспечивает не только поддержание цепной реакции деления, но и избыток нейтронов на поглощение их в неделящихся материалах активной зоны, в том числе и в 238U. Поглощение нейтронов в 238U преимущественно приводит к образованию 239Pu, относящемуся к делящимся нуклидам, аналогично 235U. С этой точки зрения 238U называют сырьевым (воспроизводящим) материалом для накопления плутония — нового ядерного топлива. Другим воспроизводящим материалом, весьма распространенным в природе, является 232Th. Он так же, как и 238U, является пороговым нуклидом, т. е. делится только при облучении нейтронами высоких энергий. При радиационном захвате в результате некоторых ядерных превращений накапливается 233U, являющийся вторым искусственно получаемым делящимся нуклидом. В настоящее время в качестве топлива в энергетических ядерных реакторах используется в основном уран с различным обогащением по делящемуся изотопу. Наличие 238U в топливе обеспечивает накопление 239Ри, который в процессе работы реактора дает свой вклад в размножение и энерговыделение. Кроме того, он содержится в отработавшем топливе, после регенерации которого плутоний можно выделить в чистом виде для использования как самостоятельного ядерного топлива. Что касается ториевого топливного цикла, то он практически еще не используется, хотя перспектива его достаточно очевидна, в особенности в высокотемпературных реакторах на тепловых нейтронах. 3.2. Характеристика ядерного топлива для ВВЭР-440 Ядерное топливо для ВВЭР-440 — диоксид урана (U02) — выполнено в виде таблеток диаметром от 7,6 до 7,8 мм и заключено в металлическую оболочку из циркониевого сплава толщиной 0,65 мм. Группа ТВЭЛов конструктивно объединена в устройство, которое называется тепловыделяющей сборкой (ТВС). В конструкции ТВС учтены нейтронно-физические процессы, происходящие в аз, теплофизические особенности теплосъема от ТВЭЛов, требования удобства транспортировки, загрузки и выгрузки ядерного топлива в реактор. Каждая ТВС представляет собой некоторое определенное количество ТВЭЛов, дистанционированных, то есть расположенных на равных расстояниях друг от друга, что предотвращает их взаимное касание (грозящее локальным перегревом) и способствует равномерному омыванию всех ТВЭЛов теплоносителем. Пучок ТВЭЛов надежно скрепляется, образуя единый конструктивный узел с приспособлением в верхней его части (головкой ТВС), за которую удобно захватывать ТВС специальным захватом разгрузочнозагрузочной машины при выгрузке ТВС из активной зоны или загрузки их в нее. ТВС энергетических реакторов могут быть кожуховыми и бескожуховыми. Кожух ТВС — это тонкостенная металлическая конструкция (цилиндрической, квадратной или шестигранной формы), в которой размещаются и скрепляются ТВЭЛы с учетом компенсации различных температурных удлинений ТВЭЛов и самого кожуха из-за неодинаковости их нагрева в работающем реакторе. В нижней части кожуховой ТВС имеется дроссельная шайба, которая устанавливает расход теплоносителя через ТВС. Чем более напряженный режим работы ТВС (например, больше тепловыделение в центре активной зоны), тем больше должен быть расход теплоносителя. Конструкция ТВС реактора ВВЭР-440 показана на рисунке 2.  Рис.2.1. Конструкция ТВС реактора ВВЭР-440: 1 — хвостовик; 2 — нижняя дистанционирующая решётка; 3 — средняя дистанционирующая решетка; 4 — труба-чехол кассеты; 5 — ТВЭЛ; 6 — верхняя дистанционирующая решетка; 7 — центральная трубка; 8 — головка; 9 — пружинные фиксаторы; 10 — штырь. Основные характеристики ТВС реактора ВВЭР-440 приведены в таблице 2. Таблица 2. Основные характеристики ТВС реактора ВВЭР-440.
3.3. Перегрузка топлива Особенность ядерного реактора заключается в том, что он может работать только при наличии строго определенного количества топлива в активной зоне. Для поддерживания цепной реакции деления в стационарном режиме в нем должно находиться такое количество топлива, которое соответствует строго критической массе. При избытке топлива сверх критической массы реактор пойдет в разгон, а при недостатке цепная реакция будут затухать и энерговыделение прекратится. В процессе работы реактора топливо выгорает, накапливаются продукты деления, являющиеся вредными поглотителями нейтронов, состав активной зоны непрерывно изменяется, нарушается баланс нейтронов, меняется критичность аппарата. Таким образом, для поддержания критической массы необходимо либо вести непрерывную замену выгоревшего топлива свежим, либо вначале загружать в реактор избыток ядерного топлива, а действие этого избытка компенсировать введением в активную зону поглотителей нейтронов (компенсирующих органов). В гетерогенных реакторах непрерывная перегрузка топлива практически невозможна. В них обычно ведется периодическая (частичная) перегрузка с той или иной частотой, зависящей от типа реактора, трудоемкости операций по перегрузке и других факторов. При этс^м за период работы реактора от одной частичной перегрузки до другой может выгорать только избыток топлива над критической массой. Весьма важной характеристикой ядерного реактора является глубина выгорания топлива. С точки зрения экономики желательно иметь максимально возможную глубину выгорания. Однако существует множество ограничивающих факторов. В гетерогенных реакторах к ним относится прежде всего работоспособность (стойкость), тепловыделяющих элементов, связанная как с накоплением продуктов деления, так и с общей продолжительностью работы ТВЭЛов в реакторе. Накопление продуктов деления приводит к неблагоприятному изменению свойств тепловыделяющего элемента— к распуханию, растрескиванию и др. Накопление газообразных продуктов деления повышает давление внутри герметичной оболочки. Тепловыделяющие элементы подвергаются знакопеременным тепловым нагрузкам, большим радиационным облучениям, что ограничивает их общую продолжительность работы. При периодической перегрузке глубина выгорания ограничивается также возможностью компенсации избытка топлива над критической массой после очередной частичной (или полной) перегрузки. Выбор того или иного способа перегрузки ядерного топлива оказывает влияние на все указанные характеристики, т. е. на глубину выгорания, формирование профиля энерговыделения, а также на необходимое количество органов, компенсирующих избыток топлива над критической массой. Если реактор загрузить топливом одного обогащения и ограничиться одной перегрузкой за кампанию, то очевидно, что профиль энерговыделения в начале камлании будет иметь максимальную неравномерность. В центре активной зоны из-за более высокой плотности потока нейтронов топливо будет выгорать интенсивней, а на периферии медленней. Естественно, что это приведет в процессе работы к перераспределению плотности потока нейтронов и к концу кампании профиль энерговыделения заметно выровняется. Однако на периферии топливо выгорит значительно меньше, чем топливо, расположенное в центре и вблизи него. При этом весь избыток топлива, определяющий глубину выгорания, в начале кампании должен быть скомпенсирован введением поглотителей. Очевидно, что слабо выгоревшее периферийное топливо целесообразно вновь использовать в реакторе. Это приводит к периодической перегрузке, при которой за кампанию реактора производится несколько частичных перегрузок. В этом случае при каждой частичной перегрузке выгружается только топливо, достигшее предельной глубины выгорания, а слабо выгоревшее остается в реакторе для «дожигания». Последнее в целях выравнивания поля энерговыделения и глубины выгорания можно перемещать в активной зоне по тому или иному закону. Чем больше частичных перегрузок за кампанию, тем меньше требуется поглощающих органов, так как они компенсируют избыток топлива только в период между двумя последовательными частичными перегрузками. Перегрузка топлива в ВВЭР на ходу практически неосуществима. Имеется много факторов, ограничивающих возможность перегрузки топлива на ходу. Во-первых, трудно создать надежные уплотнения в перегрузочных отверстиях из-за высокого давления. Перегрузочные отверстия заметно ослабили бы толстостенную крышку корпуса - Во-вторых, нельзя допустить, чтобы место извлекаемой ТВС заполнила вода. Это вызовет большой всплеск нейтронов, соседние ТВС окажутся в неблагоприятных условиях, так как энерговыделение в них соответственно возрастает. Поэтому необходимо было бы предусмотреть непрерывное замещение отработавшей ТВС свежей, что несомненно сопряжено с большими трудностями. ВВЭР относятся к высоконапряженным. Поэтому остаточное тепловыделение в отработавших ТВС велико, и транспортировка их в долговременное хранилище без должной выдержки в реакторе требует интенсивного охлаждения. Наконец, вследствие компактности водо-водяных реакторов - каждая ТВС имеет заметный «вес» по реактивности, и перегрузка на ходу является небезопасной. Перегрузка ядерного топлива в ВВЭР производится обычно после полного останова. Для этого реактор выключается, контур расхолаживается и сбрасывается давление. Непосредственно операции по перегрузке ведутся обычно при снятой верхней крышке. Поэтому после расхолаживания и сброса давления необходимо разуплотнить и снять крышку. Такие операции трудоемки и продолжительны. В водо-водяных энергетических реакторах диаметр верхней крышки составляет около 4 м, масса ее достигает нескольких десятков тони, крепится она к корпусу большим количеством шпилек (50—60 шт) диаметром 150—200 мм. На верхней крышке обычно располагаются приводы СУЗ, через нее проходит ряд других коммуникаций, которые нужно отсоединить. На все это уходит много времени -— около недели и даже больше. Однако съем крышки обеспечивает простоту дальнейших технологических операций по перегрузке ядерного топлива. В этом случае может быть использовано сравнительно простое транспортно-технологическое оборудование. Перегрузочная машина, снабженная телескопической штангой с захватом ТВС, обеспечивает выгрузку отработавшего топлива и загрузку свежего. За время подготовительных операций, связанных с разуплотнением и съемом крышки, остаточное тепловыделение в отработавшем топливе заметно спадает, что упрощает отвод тепла в процессе транспортировки ТВС в хранилище. Общая продолжительность всех операций, связанных с перегрузкой топлива, с момента выключения реактора до последующего пуска занимает около одного месяца. Поэтому число частичных перегрузок за кампанию не может быть большим, так как нужно было бы достаточно часто останавливать реактор на продолжительное время. В ВВЭР принята ежегодная периодическая перегрузка ядерного топлива на остановленном реакторе со съемом верхней крышки. -Общая продолжительность кампании составляет три года. Таким образом, за кампанию производятся три частичные перегрузки. В процессе частичной перегрузки производится перестановка ТВС от периферии к центру. Для этого активная зона делится на два концентрических объема: внешний, равный 1/3 объема активной зоны, и внутренний, равный 2/3 всего объема. При этом после каждой очередной частичной перегрузки в периферийной зоне содержится только свежее топливо, а во внутренней — топливо, простоявшее один или два года. Таким образом, в процессе очередной частичной перегрузки топливо, простоявшее три года в реакторе, выгружается из внутренней зоны и отправляется во временное хранилище. На его место переставляется топливо из периферийной зоны, простоявшее в реакторе один год, а в периферийную зону загружается свежее топливо. Как видно, подобный способ перегрузки сочетает в себе периодическое движение топлива от периферии к центру и перемешивание его в центральной зоне. Это приводит к выравниванию поля энерговыделения по радиусу, который в реакторах типа ВВЭР доведен до kr= 1,3  1,35, и выигрышу в глубине выгорания по сравнению с одноразовой перегрузкой топлива за кампанию.Подобный режим частичных перегрузок возможен только после того, когда реактор выходит на так называемый стационарный режим работы по топливному циклу. Первоначальная загрузка топлива состоит из ТВС разного обогащения. В периферийную зону загружается топливо с обогащением, соответствующим обогащению загружаемого топлива в последующем стационарном режиме работы. Для ВВЭР-440 обогащение загружаемого топлива составляет 3,3%. А в центральную зону при первоначальной загрузке загружается топливо меньшего обогащения. В ней может быть использовано также топливо, ранее отработавшее в других подобных реакторах. На рис.2.2. показана принципиальная компоновочная схема транспортно-технологического оборудования для перегрузки топлива на АЭС с ВВЭР. Для этого полностью снимается нагрузка, и реактор останавливается. После расхолаживания реактора давление в нем снижается до атмосферного. Все поглощающие стержни полностью погружаются в активную зону, а приводы СУЗ разъединяются. Отсоединяются коммуникации на верхней крышке и производится разуплотнение верхней крышки с корпусом. После этого она вместе с приводами СУЗ транспортируется мостовым краном на специально отведенное место. В бассейне выдержки уровень воды поднимается до отметки б, что превышает нормальный уровень более чем на высоту перегружаемых ТВС. До этой же отметки заливается борированной водой и реакторный зал. Таким образом, отработавшие ТВС транспортируются из реактора в бассейн выдержки под слоем воды, что обеспечивает биологическую защиту и охлаждение твэлов. Через толщу воды возможно визуальное наблюдение за проведением операций. Наряду с «мокрой» (с заливом реакторного зала водой) имеется опыт «сухой» перегрузки, когда отработавшие ТВС транспортируются в бассейн выдержки в герметичных чехлах по воздуху. Перегрузочная машина с телескопической штангой точно устанавливается с помощью специального координатника над перегружаемой ТВС. После сцепления штацги с ТВС последняя извлекается из реактора и транспортируется в чехол, установленный в приемном устройстве возле реактора. Приемное устройство должно быть также закоординировано. Чехол обычно рассчитан на 30—40 ТВС. После заполнения отработавшими ТВС чехол транспортируется в бассейн выдержки. Производятся операции по перестановке ТВС, подлежащих дальнейшей работе, а вместо извлеченных полностью отработавших загружаются свежие. Загрузка их производится с помощью того же оборудования. По завершении перегрузки топлива операции по подготовке к пуску реактора производятся в обратном порядке. Во время проведения перегрузки помещение должно интенсивно вентилироваться для удаления радиоактивных газов, которые могут выделяться из открытой активной зоны реактора. Свежее топливо, доставляемое на АЭС в специальных контейнерах, обычно хранится в реакторном зале или в прилегающем к нему помещении, специально отведенном для этой цели. Свежее топливо не требует специальной биологической защиты, так-как оно радиационно-безопасно. Хранится оно обычно в легких чехлах, предохраняющих его от увлажнения и механических повреждений, а во время загрузки его в реактор воду из реакторного помещения (при «мокрой» перегрузке) можно слить, что облегчает непосредственное наблюдение за проведением операций. Отработавшее топливо выдерживается в бассейне выдержки в течение продолжительного времени, за которое происходит уменьшение активности и остаточного тепловыделения. После этого отработавшее топливо можно транспортировать на переработку. Глубина выгорания в отечественных водо-водяных реакторах под давлением принята: в ВВЭР-440 около 28 МВт-сут/кг, а коэффициент воспроизводства в этих реакторах не превышает 0,5—0,6. Рис.2.2. Компоновочная схема транспортно-технологического оборудования для перегрузки топлива на АЭС с ВВЭР:  1 — реактор; 2 — перегрузочная машина; 3 — мостовой кран реакторного зала; 4 — чехол для отработавших TBC; 5 — транспортный контейнер; отметка а — нормальный уровень воды в долговременном хранилище; отметка б —уровень воды во время перегрузки топлива. 4. Безопасность реактора ВВЭР-440. 4.1. Система управления и защиты (СУЗ). Система управления и защиты реактора—основная система обеспечения ядерной безопасности реактора ВВЭР. Она имеет две независимые системы, основанные на разных принципах, а именно: систему механических органов и систему борного регулирования. Система СУЗ выполняет следующие функции: 1) регулирование мощности реактора; 2) компенсацию медленных изменений реактивности; 3) обеспечение аварийных и плановых остановов реактора. Выполнение этих функций обеспечивается при удовлетворении следующих требований к системе СУЗ: 1) надежной и достаточно быстрой компенсации изменений реактивности, связанных с регулированием мощности; 2) обеспечении компенсации запаса реактивности на выгорание топлива в течение работы загрузки реактора, а также компенсации эффектов отравления реактора самарием и ксеноном; одновременно с этим должны компенсироваться температурный и мощностной эффекты реактивности при изменении мощности реактора от нуля до номинального значения; 3) в холодном неотравленном состоянии активной зоны при перегрузках ядерного топлива эффективность СУЗ должна быть достаточна для надежного заглушения реактора с безопасной глубиной подкритичности; 4) эффективность органов регулирования СУЗ (ОР СУЗ) и скорость высвобождения реактивности должны исключать возможность возникновения неконтролируемого разгона реактора; 5) при сбросе мощности реактора до нуля система СУЗ должна обеспечить необходимую подкритичность в горячем остановленном реакторе. При этом необходимо учитывать возможный выход из строя одного или нескольких приводов СУЗ с застреванием поглотителей в верхнем положении и возможность самопроизвольного извлечения поглотителей СУЗ из активной зоны; 6) скорость ввода отрицательной реактивности в аварийных режимах должна обеспечивать заглушение реактора в минимально возможное время, определяемое спадом мощности реактора и обеспечивающее сохранность оболочек тепловыделяющих элементов активной зоны. Ниже в таблице 3.1. приведены основные причины изменения реактивности реакторов ВВЭР и их вклад в изменение запаса реактивности. Таблица 3.1. Основные причины изменения реактивность и их вклад в изменение запаса реактивности в процентах, в реакторе ВВЭР-440:
В ВВЭР система борного регулирования обеспечивает компенсацию медленных изменений реактивности в течение кампании, а система механических органов управления — регулирование мощности реактора в нестационарных режимах и компенсацию реактивности при плановых и аварийных остановах. Поэтому стержни СУЗ называют еще стержнями АРК. Система механических органов СУЗ обеспечивает ввод отрицательной реактивности в реактор при аварийных режимах со скоростью около 2% реактивности в секунду и высвобождение реактивности при регулировании со скоростью не более 0,22% реактивности в секунду. Стержни СУЗ реакторов типа ВВЭР-440 состоят из двух частей: верхней — поглотителя, нижней — ядерного топлива. При взведении стержня СУЗ поглотитель извлекается из активной зоны и его место занимает топливная часть. Таким образом, подъем стержня СУЗ высвобождает реактивность реактора как за счет уменьшения поглощения нейтронов, так и за счет увеличения массы топлива в активной зоне. Поглотители СУЗ имеют шестигранный чехол с «черными» для тепловых нейтронов стенками. Внутри чехла размещены вкладыши из борированной стали, которые поглощают тепловые и частично эпитепловые нейтроны. Наличие воды внутри поглотителя обеспечивает непрозрачность для быстрых нейтронов. Поглотитель СУЗ служит как бы ловушкой нейтронов: быстрые нейтроны замедляются в воде и поглощаются бором, не выходя за пределы поглотителя; тепловые нейтроны при прохождении через стенки поглотителя поглощаются в борированных вкладышах. Если извлечь поглотитель из активной зоны, оставив шестигранную водяную полость, то последняя также будет выполнять роль ловушки нейтронов. При этом эффективность водяной полости составляет около 70% эффективности поглотителя СУЗ. Этот эффект используется при перегрузке топлива: перед извлечением поглотителя СУЗ вокруг него выгружают две-три рабочие ТВС с целью создания водяных полостей, которые в какой-то степени компенсируют выгрузку поглотителя из активной зоны и действуют как поглотитель при извлечении топливной части органа СУЗ из реактора. |