Научная статья на тему 'Основные перспективные конфигурации активных зон новых поколений реакторов типа ВВЭР'

Основные перспективные конфигурации активных зон новых поколений реакторов типа ВВЭР Текст научной статьи по специальности «Механика и машиностроение»

CC BY
950
246
Поделиться
Ключевые слова
РЕАКТОРЫ ТИПА ВВЭР / PWR-TYPE REACTORS / АКТИВНАЯ ЗОНА / ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА / FUEL ASSEMBLY / ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ / FUEL ROD / ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ / ТЕПЛОПЕРЕДАЧА / HEAT TRANSFER / FUEL CORES / PRIMARY WATER

Аннотация научной статьи по механике и машиностроению, автор научной работы — Якубенко Игорь Алексеевич

Рассматривается эволюционное развитие за последние 20 лет тепловыделяющих сборок активных зон реакторов ВВЭР. Оценены основные мероприятия, направленные на увеличение количества U235 в каждом ТВЭЛе и интенсификацию теплопередачи между стенками ТВЭЛ и водным теплоносителем.

Похожие темы научных работ по механике и машиностроению , автор научной работы — Якубенко Игорь Алексеевич

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

Fuel Cores Main Perspective Configuration of PWR-type New Generation

The article is devoted to fuel cores main perspective configuration of PWR-type new generation. Industrial braches for enriching quantity of U235 in each fuel rod and acceleration of heat exchanging bitewing pipes walls and water are described in the article.

Текст научной работы на тему «Основные перспективные конфигурации активных зон новых поколений реакторов типа ВВЭР»

= ЭКСПЛУАТАЦИЯ АЭС -

УДК 621.039.534:621.311.25

ОСНОВНЫЕ ПЕРСПЕКТИВНЫЕ КОНФИГУРАЦИИ АКТИВНЫХ ЗОН НОВЫХ ПОКОЛЕНИЙ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР

© 2013 г. И.А. Якубенко

Волгодонский инженерно-технический институт - филиал Национального исследовательского ядерного

университета «МИФИ», Волгодонск, Ростовская обл.

Поступила в редакцию 30.08.2013 г.

Рассматривается эволюционное развитие за последние 20 лет тепловыделяющих сборок активных зон реакторов ВВЭР. Оценены основные мероприятия, направленные на увеличение количества Ш35 в каждом ТВЭЛе и интенсификацию теплопередачи между стенками ТВЭЛ и водным теплоносителем.

Ключевые слова: реакторы типа ВВЭР, активная зона, тепловыделяющая сборка, тепловыделяющий элемент, теплоноситель, теплопередача.

Вопросы надежности ядерного топлива и организации его безопасной эксплуатации составляют одно из важнейших направлений в обеспечении эффективности дальнейшего развития атомной энергетики России.

В данной статье обобщены материалы по двадцатилетнему опыту конфигурации активных зон реакторов типа ВВЭР-1000 базисного проекта В-320 и рассмотрены варианты активных зон новых поколений реакторов ВВЭР для проекта АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ для проекта АЭС-2010.

Активные зоны реакторов типа ВВЭР, несмотря на консерватизм атомного энергомашиностроения в невозможности увеличения их геометрических размеров, даже на действующих однотипных энергоблоках достаточно вариативны в своей конфигурации за счет дальнейшего усовершенствования (модернизации) конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС), различного наполнения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерным топливом, замедлителями и конструкцией поглощающих элементов (ПЭЛ) в ТВС. Основным и непременным условием таких модификаций является постоянство количества ТВС в активной зоне и размер шага расположения кассет в корпусе реактора. Вся вариативность сосредотачивается на модернизации ТВЭЛ, ПЭЛ и ТВС в целом.

Побудителем таких инвариантных модификаций является стремление к повышению интегрального энерговыделения активной зоны, увеличению удельной глубины выгорания ядерного топлива и кампании непрерывной работы реактора между перегрузками этого топлива с сохранением на высоком уровне показателей безопасности и надежности реакторной установки в целом.

Работа по всем инвариантным направлениям в основном связана с ядерным топливом, загружаемым в ТВС и устанавливаемым при перегрузках в активные зоны как на действующих, так и на вновь вводимых в эксплуатацию энергоблоках АЭС.

С середины 90-х годов прошлого века основной модификацией ТВС для действующих АЭС проекта В-320 стала ТВС-2 с максимальным обогащением топлива 4,4% и максимальным выгоранием - 55 МВт*сут/кг и, обеспечивающая работу блока на полной мощности в течение 300 эффективных суток [1].

©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2013

В дальнейшем Украина (Запорожская и Южно-Украинская АЭС) и Чехия (АЭС Темелин) пошли своим путем и попробовали внедрить в 2000 - 2010 гг. на российских реакторах проекта В-320 топливные загрузки американской фирмы «Вестингауз», которые показали низкие эксплуатационные качества и потребовали возврата к российским ТВС.

Россия в это время совершенствовала ТВС-2, на базе которой были разработаны новые поколения ТВС-2М и ТВСА+ (альтернативная ТВС), имеющие обогащение до 4,95% и максимальное выгорание до 68 МВт*сут/кг U, что обеспечивало работу блока на полной мощности в течение 1,5 года. В настоящее время все блоки АЭС России проекта В-320 переходят на загрузку вышеуказанных ТВС. Балаковская и Ростовская АЭС переходят к работе на ТВС-2М, а Калининская АЭС переходит к работе на ТВСА+ [2, 3].

Получив достаточный негативный опыт, Украина и Чехия разорвали договоры с фирмой «Вестингауз» и снова заключили долгосрочные договоры с российским поставщиком ядерного топлива [3].

Какие же следующие шаги надо пройти в дальнейшей модификации российского ядерного топлива для эксплуатируемых и вновь вводимых АЭС с ВВЭР?

Прежде всего, надо одобрить дуализм заводов-изготовителей и АЭС России параллельно переходящих на ТВС-2М и ТВСА+, так как накопление опыта и замечаний по этим проектам внедрения должно составлять не менее 5-6 лет до принятия окончательного решения. За это время увеличится парк введенных в работу АЭС-2006 и будет введен головной образец энергоблока с ВВЭР-ТОИ, что требует более раннего принятия решений по топливу для перспективных поколений реакторов на базе консервативных, но обдуманных подходов.

В таблице 1 показаны основные сравнительные характеристики активных зон реакторов базового проекта В-320 и новых поколений реакторов. Можно отметить, что при существенном росте тепловой мощности средняя линейная нагрузка на ТВЭЛ практически не меняется благодаря, в основном, увеличению высоты активной зоны.

Таблица 1. Основные параметры реакторных установок В-320, АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ по [5]

№ Наименование параметра В-320 ВВЭР-2006 ВВЭР-ТОИ

1 Коэффициент технического использования 0,82 0,92 0,93

2 Тепловая мощность, МВт 3000/3120 3200 3300

3 Температура теплоносителя, °С 289/321 298,1/329,5 297,6/329,1

4 Давление теплоносителя, МПа 15,7 16,2 16,2

5 Количество ТВС, шт. 163 163 163

6 Количество ТВЭЛ в ТВС, шт. 311 +312 312 313

7 Высота активной зоны, мм 3530/3680 3730 3730

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

8 Средняя линейная нагрузка, Вт/см 167 168 168

9 Максимальная линейная нагрузка, Вт/см 448 420 420

10 Количество ПС СУЗ, шт 61 121 95

11 Масса топлива в активной зоне, кг 85950 87065 87344

Незначительные отличия других параметров являются результатом оптимизации конструкции ТВС.

Изменение параметров новых поколений ВВЭР привело к изменению некоторых характеристик ТВС.

Эти характеристики приведены в таблице 2. Из нее следует преемственность разрабатываемых конструкций, позволяющая применить в качестве референтного большой положительный опыт эксплуатации ТВС в базисном проекте В-320 (ТВС-2 и ТВС-2М), что подтверждает надежность конструкции как с точки зрения геометрической стабильности активной зоны, так и с точки зрения герметичности оболочек ТВЭЛ.

Для увеличения длительности кампании были приняты конструктивные меры по повышению загрузки топлива в каждую ТВС.

Таблица 2. Сравнительные характеристики ТВС по [5]

№ Наименование параметра В-320 ВВЭР-1200 ВВЭР-ТОИ

1 Тип ТВС ТВС-2, (2М) ТВС-2006 ТВС-ТОИ

2 Температура оболочки ТВЭЛ,°С 352 - 355 355

3 Диаметр ТВЭЛ/шаг решетки, мм 9,1/12,75

4 Наличие центральной трубы есть нет

5 Количество ПЭЛ в ПС СУЗ, шт. 18 18и 16

6 Размер «под ключ», мм 235,1

7 Количество каналов, шт. 19 18

8 Масса топлива в ТВС, кг 505,1 534,1 535,8

9 Размеры топливной таблетки Днар х Д цо, мм 7,53 х 1,4; 7,6 х 1,2 7,6 х 1,2

Поскольку на сегодняшний день обогащение таблеток свежего топлива ограничивается 5 %, и необходимо, по возможности, сохранить стабильное водо-урановое соотношение, то единственный путь увеличения кампании эксплуатации топлива - повышение высоты загрузки диоксида урана в каждую ТВС, а, следовательно, и увеличение массы топлива в среднем на 30 кг.

По мере накопления опыта эксплуатации ТВС-2 (ТВС-2М) с жестким сварным каркасом остается меньше оснований для рассмотрения альтернативы им в новых проектах. Опыт 15 лет эксплуатации этих ТВС показал, что сварная конструкция каркаса имеет близкие к оптимальным прочностные и технологические параметры [4,

5].

В ТВС ВВЭР-1000 проекта В-320 с точки зрения турбулизации потока количество дистанционирующих решеток достаточно, чтобы обеспечить мощность 104 -107% без перемешивающих решеток, а с точки зрения жесткости достаточно обеспечить формоустойчивость ТВС и надежность дистанционирования ТВЭЛ. Кроме того, для таких ТВС хорошо отработана технология сборки пучка на заводе-изготовителе [5]. Приемлемой является и термомеханика конструктивных элементов ТВС.

В результате отработки формы ячеек ТВС получены коэффициент гидравлического сопротивления, обеспечивающий необходимый расход теплоносителя через активную зону, а также достаточно хороший баланс между указанными факторами.

ТВС-2 ТВС-2М

Рис. 1. Конфигурация ТВС-2 и ТВС-2М

Конструктивно и технологически отработаны узлы хвостовика и головки ТВС. Последнее внедряемое исполнение их - литое. При видимых отличиях внешнего вида литых узлов конструктивная сущность их остается без изменений. В настоящее время осуществляется внедрение конструкции головки и хвостовика ТВС-2 (ТВС-2М) в проекте тепловыделяющей сборки альтернативной (ТВСА), что является признанием доброкачественности этих узлов.

Все технические решения конструкции ТВС-2М были перенесены в проект АЭС-2006. Некоторая специфика связана только с удлинением активной зоны и ТВЭЛ на 150 мм и установкой дополнительного внецентренного канала для размещения датчика внутриреакторных измерений (аналогично Нововоронежской головной установке проекта В-392). Первое обстоятельство привело к увеличению двух верхних пролетов, а второе внесло некоторую асимметрию в компоновку пучка, что в дальнейшем было усовершенствовано для ТВС проекта ВВЭР-ТОИ[5].

Проведены значительные работы по обеспечению лицензирования топлива для ВВЭР. Выполнено экспериментальное исследование и обоснование ТВС для двух конструкций: ТВС-2 (ТВС-2М) и ТВСА.

Результаты шестилетней эксплуатации ТВС-2 (ТВС-2М) и ТВСА приводятся

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

ниже.

По данным [5] на декабрь 2011 г. на АЭС с реакторами ВВЭР-1000 в России эксплуатировалось и эксплуатируется около 2 тысяч ТВС с жестким каркасом, включая 550 шт. ТВС-2М.

С начала внедрения в 2006 году до настоящего времени всеми научно-исследовательскими организациями констатируется факт, что на всех ТВС-2М

отсутствуют негерметичные ТВЭЛ.

Отмечается постоянство геометрических параметров в ТВС-2М, что подтверждается стабильными эксплуатационными характеристиками (время падения органов регулирования СУЗ, усилия протяжки ПЭЛ СУЗ, усилия при перегрузке ТВС).

ТВЭЛы штатной конструкции в составе ТВСА эксплуатировались в течение 6 лет. Отработавшая на Калининской АЭС в течение 5 лет ТВСА исследована в НИИАР в реакторе «МИР», а также в защитных горячих камерах [4,5]. Выполнены специальные реакторные испытания модифицированных ТВЭЛ с высоким выгоранием.

На основе этих исследований сделан вывод о сохранении работоспособности ТВЭЛ с выгоранием до 72 МВт*сут/кг U. Экспериментально определен пятикратный запас по толщине оксидной пленки на оболочке и восьмикратный запас по содержанию гидридов в оболочке после 6 лет эксплуатации. Не превышаются принятые в проекте требования по давлению газа под оболочкой ТВЭЛ и по деформации оболочек при расчётных размерных изменениях таблеток топлива в процессе эксплуатации.

Конструкция ТВС ВВЭР имеет потенциал для усовершенствований. Эти усовершенствования относятся к категории снятия избыточных запасов, обеспечения потребностей в новых топливных циклах, а также унификации и технологических упрощениях. В связи с тем, что на пути этих усовершенствований есть ряд опасностей, внедрение их представляет достаточно длительный процесс, проходящий через опытную эксплуатацию.

Рассмотрим, каковы эти усовершенствования, аварийно-эксплуатационные риски (опасности) и задачи по исключению или компенсации этих рисков.

Прежде всего, это увеличение загрузки и сопутствующее ему утонение оболочки ТВЭЛ. Достигнутый уровень технологии изготовления и эксплуатации топлива позволяет ставить этот вопрос в разряд актуальных и разрешимых. Имеется опыт эксплуатации оболочек 9,1 х 7,93 мм и таблеток диаметром 7,8 мм без центрального отверстия, но для широкого внедрения необходимо закончить работы по подтверждению существующих критериев безопасности на таком топливе [5].

Вероятно, такие таблетки целесообразно использовать для эксплуатации блока в базовом режиме. Для маневренного блока со сбросами и набросами нагрузки следует использовать таблетки с Днар/Дцо = 7,6/1,2 мм,т.к. в случае использования таблетки 7,8/0мм усложняются условия конвективного взаимодействия топлива с оболочкой [5].

Анализ результатов, выполненный специалистами НИЦ «Курчатовский институт»[5], показывает, что при использовании штатного топлива (обогащение топлива - 4,95%, диаметр таблетки - 7,6 мм, высота топливного сердечника - 3680мм, центральное отверстие - 1,2 мм) можно обеспечить максимальную длительность кампании 600 эффективных суток. При этом необходима перегрузка половины активной зоны, теоретически - 82,5 шт. ТВС. Это позволяет реализовать 12-ти и 18-ти месячные топливные циклы, однако невозможен пока 24-месячный цикл.

При использовании ураноемкого ТВЭЛ (обогащение топлива 4,95%, диаметр таблетки 7,8мм, высота топливного сердечника 3680мм, без центрального отверстия) увеличивается длительность кампании на 7,5% при том же среднем выгорании. При перегрузке половины активной зоны максимальная длительность кампании равна 625 -645 эффективных суток, что позволяет реализовать 24-месячный цикл.

Следует учитывать, что, кроме указанных задач по обеспечению лицензирования и внедрения таких таблеток, потребуется дополнительное обоснование конструкции стеллажей бассейнов для хранения отработавшего топлива для обеспечения гарантированной ядерной безопасности.

В таблице 3 приведены параметры некоторых топливных циклов для классических ВВЭР проекта В-320 и для ВВЭР-ТОИ. Здесь представляют интерес

топливные циклы с использованием топлива с увеличенным (>5%) начальным обогащением, а также варианты с применением эрбия. Эти меры [4,5] позволяют принципиально обеспечить возможность реализации 24-месячного топливного цикла.

Таблица 3. Параметры топливных циклов для ТВС-ТОИ тепловой мощностью 3300МВт по [5]

Топливные циклы 12мес. (4x1) 18 мес. (3 х 1,5) 24 мес.(2х2)

ИО2,без добавок Топливные добавки (кондиционеры)

гадолиний эрбий эрбий

Количество ТВС подпитки, шт. 42 76 60 60 79/84

Среднее обогащение ТВС, % 4,79 4,762 5,523 5,720 6,340/6,320

Длительность работы топливной загрузки (без мощностного эффекта), эффективных суток 332,7 512,5 503 503 686/647

Выгорание в выгружаемых ТВС, МВт • сут/кг 1) среднее максимальное 54,4 47,5 59,3 59,3 58,5

52,3 69,5 68,3 68,1

Удельный расход природного урана, кг/МВт • эфф. сут. 0,199 0,227 0,213 0,221 0,249/0,248

Актуальным для эксплуатируемых и проектируемых ВВЭР является вопрос увеличения установленной мощности блока. Безусловно, важнейшим требованием при этом является обеспечение безопасности.

В качестве ориентира для действующих блоков и конкретной цели для проектируемых блоков в настоящее время принята величина повышения мощности на 4%, а затем до 10% от ^ом.[4,5]. Это ставит конкретные задачи перед разработчиками конструкции активной зоны и ТВС и сокращает количество рассматриваемых вариантов выбора конструкций дистанционирующих решеток, сводя их к наиболее приемлемым по теплотехнологическим критериям.

Для пучка типовой ТВС-2М с целью повышения критической плотности теплоотдачи потока теплоносителя разработано несколько вариантов конструкции дистанционирующих и перемешиваюших решеток (рис. 2). Перемешиваюшие решетки не предназначены для дистанционирования ТВЭЛ по двум соображениям. Первое заключается в том, что в самом узле дистанционирования в процессе эксплуатации ослабляется контакт, и целесообразно свести к минимуму поперечную составляющую потока теплоносителя. Во-вторых, штатные дистанционирующие решетки, как показывают эксперименты, всё же являются в некоторой степени турбулизаторами. В новом по конструкции пучке ТВЭЛ и решеток появляется больше узлов турбулизации, а, следовательно, меньше зон возможного локального испарения теплоносителя на поверхности ТВЭЛ.

Рис. 2. Дистанционирующие и перемешивающие решетки в конструкции ТВС-2М

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

Из проведенных в ФЭИ, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», НИЦ «Курчатовский институт» расчетно-экспериментальных работ [4] следует, что эффективность турбулизаторов отличается в области разного местного паросодержания воды на стенке ТВЭЛ. В области недогретой жидкости эффективней работает решетка, обеспечивающая массообмен между ячейками ТВС (порядная решетка), а в области высоких паросодержаний эффективней работает решетка, турбулизирующая поток внутри ячейки ТВС (рис. 3).

Важным является вопрос расположения этих решеток по высоте ТВС. Расположение решеток на верхних пролетах ТВС при косинусоидальном профиле тепловыделения смещает точку кризиса вниз, поэтому перемешивающие решетки установлены в верхних пролетах, начиная с предпоследнего в активной части ТВС.

Внутреннее перемешивание Порядное перемешивание

Рис. 3. Варианты перемешивающих решеток для ТВС-2М

Требование оптимизации ВВЭР-ТОИ (ВВЭР-1200) нашло свое отражение в конструкции ТВС и органов регулирующей системы управления и защиты (ОР СУЗ) [5]. Оно связано с оптимизацией количества приводов СУЗ, количеством и координатами датчиков системы внутриреакторного контроля (СВРК). Выбранное их расположение показано на рисунке 4. Совпадение координат приводов СУЗ и датчиков

ТВС без ОР СУЗ - 69 ячеек Группы A3 с 16 ПЭЛ - 15 ячеек Группы A3 с 18 ПЭЛ - 57 ячеек УГ (№№ 9 м 8) - 16 ячеек РГ (№ 10)-6 ячеек ТВС с СВРК - 54 ячейки

Рис. 4. Активная зона реактора ВВЭР - ТОИ по [5]

В качестве основного варианта разрабатывается конструкция с двумя типами поглощающих стержней системы управления и защиты (ПС СУЗ). Первый тип аналогичен существующему варианту [3,4]в проекте В-320 - с 18 ПЭЛ, а другой - с 16 ПЭЛ. Количество таких ПС СУЗ - 15 штук.

В этом случае один направляющий канал в регулируемой ТВС используется для размещения датчиков СВРК. Такой вариант исключает асимметрию пучка ТВЭЛ в ТВС и приводит к выравниванию потвэльного поля энерговыделения. Количество ТВЭЛ в такой ТВС составляет не 312, а 313 штук. Измерение энерговыделения по высоте ТВС и температуры теплоносителя на выходе из нее осуществляется при помощи внутриреакторного контроля нейтронных измерений и локальной температуры (КНИТ).

ВЫВОДЫ

1) Обзор проведенных проектных, научно-исследовательских и экспериментальных работ [2-5] за последние 20 лет показывает перспективность нескольких вариантов активных зон новых поколений реакторов ВВЭР как для проекта АЭС-2006 так и для ВВЭР-ТОИ проекта АЭС-2010.

2) Характер вносимых апробированных усовершенствований для новых проектов позволяет утверждать, что конструкция активных зон проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ будет отвечать самым высоким требованиям безопасности и экономичности.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Зорин, В.М. Атомные электростанции. Основной технологический процесс: учеб. пособие [Текст] / В.М. Зорин. - М. : Издательский дом МЭИ, 2008. - 304 с.

2. Канышев, М.Н. В ответе за надежность [Текст] / М.Н. Канышев // Росэнергоатом. - 2012. - №2. - С. 18.

3. Сальников, А.А. В начале большого пути [Текст] / А.А. Сальников // Росэнергоатом. - 2012. -№2. - С. 34.

4. Рябинин, Ю.И. Надежность топлива [Текст] / Ю.И. Рябинин // Росэнергоатом. - 2011. - №10. -С. 3.

5. Васильченко, И.В. Конструкция активных зон новых ВВЭР [Текст] / И.В. Васильченко // Росэнергоатом. - 2011. - №10. - С. 8.

Fuel Cores Main Perspective Configuration of PWR-type New Generation

I.A. Jakubenko

Volgodonsk Engineering Technical Institute the branch of National Research Nuclear University «MEPhI», 73/94 Lenin St., Volgodonsk, Rostov region, Russia 347360, e-mail: IAYakubenko@mephi.ru

Abstract - The article is devoted to fuel cores main perspective configuration of PWR-type new generation. Industrial braches for enriching quantity of U235 in each fuel rod and acceleration of heat exchanging bitewing pipes walls and water are described in the article.

Keywords: PWR-type reactors, fuel cores, fuel assembly, fuel rod, primary water, heat transfer.