Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭР-1000 - Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Оглавление
Реакторные установки ВВЭР для АЭС
Введение
Первая реакторная установка ВВЭР
Механизмы управления и защиты ВВЭР-1
Парогенераторы ПГВ-1
Трубопроводы и задвижки Ду 500
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по ВВЭР-1
Исследовательские работы по топливным сборкам и их материалам ВВЭР-1
Исследовательские работы по механизмам и электрооборудованию СУЗ ВВЭР-1
Исследования механической прочности гибов труб Ду 500, парогенератора ВВЭР-1
Монтаж и наладка 1-го блока НВАЭС
Итоги эксплуатации 1-го блока НВАЭС
Опыт проведения капитальных ремонтных работ на реакторной установке
ВВЭР для АЭС Райнсберг
Реакторная установка ВВЭР-365 (В-3М)
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по РУ В-3М
Основные этапы создания реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-179)
Основные технические решения реактора В-179
Биологическая защита реактора и оборудование шахтного объема В-179
Основное оборудование реакторной установки В-179
Система перегрузки активной зоны В-179, обоснование проекта
Работы для обоснования конструктивных решений В-179
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-230) для головной АЭС
Установка реактора и оборудование шахтного объема ВВЭР-440 (В-230)
Оборудование первого контура ВВЭР-440 (В-230)
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-230)
Результаты монтажа, пусконаладки и начальной эксплуатации (В-230)
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Описание основного оборудования РУ В-213
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Экспериментальное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Результаты пуско-наладочных работ на 1 и 2 блоках АЭС Ловииза
Дополнительные мероприятия по безопасности на АЭС Ловииза
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-270) для АЭС в сейсмическом районе
Обеспечение безопасности АЭС в условиях сейсмичности, пуск и ввод в эксплуатацию
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-318) для АЭС Хурагуа
Мероприятия по повышению безопасности АЭС с РУ ВВЭР-440
Оценка основных технических решений РУ ВВЭР-Ф40
Реакторные установки ВВЭР-1000
Основные решения в проекте РУ В-187
Расчетное обоснование проекта РУ В-187
Сравнение реакторной установки ВВЭР-1000 (В-187) с зарубежными аналогами
Результаты пуско-наладочных работ и первого этапа эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 5 блока НВАЭС
Реакторные установки ВВЭР-1000 (В-302 и В-338) для АЭС малой серии
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320) для АЭС большой серии
Описание оборудования и систем - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Система компенсации давления - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Системы нормальной эксплуатации, управления и защиты реакторной установки ВВЭР-1000
Системы безопасности реакторной установки ВВЭР-1000
Мероприятия по повышению эксплуатационной надежности и ресурса парогенераторов РУ ВВЭР-1000
Поисковые работы по реакторной установке ВВЭР-500 (В-271)
Поисковые работы по реакторным установкам типа ВВЭР
Поисковые работы по реакторным установкам ВВЭР-2000, ВВЭР-1500, ВВЭР-1100
Новые проекты реакторных установок ВВЭР
Краткое описание основного оборудования РУ В-407
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392)
Разработка систем управления запроектными авариями в проекте РУ В-392
Реакторная становка ВВЭР-1500
Реакторные установки ВВЭР-1000 для АЭС в Китае, Иране и Индии
Сравнительные характеристики реакторных установок ВВЭР-1000
Обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭР-1000
Подходы к обоснованию нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-1000
Результаты расчета нейтронно-физических характеристик топливных загрузок активной зоны ВВЭР-1000
Обоснование теплогидравлических характеристик реакторной установки ВВЭР
Основные результаты теплогидравлического расчета системы охлаждения реактора ВВЭР
Расчетное обоснование прочности реакторных установок ВВЭР
Современная практика расчетного обоснования прочности, основные критерии и методы
Экспериментально-исследовательское обоснование проектов РУ ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов первого контура ВВЭР
Обоснование конструкционной прочности - продление срока службы РУ ВВЭР
Современные подходы к обоснованию конструкционной прочности оборудования реакторных установок
Исследования напряжений в оборудовании АЭС и обоснование нормативных подходов
Обоснование прочности конструкций при нестационарных термических воздействиях
Обоснование работоспособности оборудования в условиях коррозионной среды
Конструкционная прочность оборудования в условиях воздействия потока нейтронов
Участники создания реакторных установок ВВЭР
Список литературы

Обоснование проектных решений реакторных установок ВВЭР
Работоспособность, надежность и безопасность АЭС с реакторными установками ВВЭР зависят, в значительной степени, от правильности принимаемых в проекте технических решений по реакторной установке и их обоснованности.
Ниже приводится информация по подходам обоснования проектных решений на примере реакторной установки ВВЭР-1000 (В-392).

Обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭР-1000
Наиболее важном и определяющим компонентом реактора и реакторной установки в целом является активная зона реактора.

Описание активной зоны и ее компонентов

Активная зона реактора ВВЭР-1000 предназначена для генерирования тепла и передачи его с поверхности тепловыделяющих элементов (твэлов) теплоносителю в течение проектного срока работы без превышения допустимых пределов повреждения твэлов.
Активная зона ВВЭР-1000 состоит из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС), в которых, в соответствии с картограммой активной зоны, размещены поглощающие стержни системы управления и защиты (ПС СУЗ) и пучки стержней выгорающего поглотителя (пучки СВП), либо поглотитель вводится в твэлы.
ПС СУЗ предназначены для быстрого прекращения ядерной реакции в активной зоне, поддержания мощности на заданном уровне, ее перевода с одного уровня на другой, выравнивания поля энерговыделения по объему активной зоны, предупреждения и подавления ксеноновых колебаний.
Пучки СВП предназначены для выравнивания поля энерговыделения по объему активной зоны, для компенсации запаса реактивности в начале цикла выгорания топлива и обеспечения работы реактора в области отрицательных коэффициентов реактивности по температуре теплоносителя и положительных коэффициентов по плотности теплоносителя.
Активная зона ВВЭР-1000 и ее составные части удовлетворяют требованиям нормативно- технических документов Госатомнадзора РФ.
Для активной зоны ВВЭР установлены следующие проектные критерии:

  1. не превышение допустимых пределов повреждения оболочек твэлов в пределах проектного срока службы;
  2. обеспечение и поддержание требуемой геометрии и положения твэлов в ТВС и ТВС в активной зоне;
  3. обеспечение возможности осевого и радиального расширения твэлов и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействии таблеток топлива с оболочкой твэлов;
  4. обеспечение необходимого расхода теплоносителя для охлаждения ТВС в проектных режимах;
  5. обеспечение прочности топливной системы, способной выдерживать все механические нагрузки в проектных режимах;
  6. обеспечение вибростойкости при взаимодействии с потоком теплоносителя;
  7. обеспечение стойкости материалов против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;
  8. обеспечение требуемого запаса до кризиса теплообмена;
  9. не превышение заданных значений температуры топлива и оболочек твэлов;
  10. обеспечение стойкости ПС СУЗ от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада давления, износа и ударов, связанных с перемещениями;
  11. обеспечение возможности размещения внутри ТВС датчиков внутриреакторного контроля (ВРК);
  12. обеспечение взаимозаменяемости свежих и частично выгоревших ТВС и ПС СУЗ путем унификации установочных размеров;
  13. обеспечение безопасности обращения с топливом, транспортировки его на АЭС и загрузки в реактор;
  14. выполнение критериев аварийного охлаждения активной зоны:
  15. сведение к минимуму реакций между металлом и водой с выполнением установленных критериев;
  16. перевод активной зоны в подкритическое состояние и поддержание этого состояния;
  17. возможность после аварийного расхолаживания ТВС, а также демонтажа ТВС и внутрикорпусных устройств (ВКУ);
  18. изменения реактивности не должны приводить к недопустимому увеличению радиально усредненной энтальпии топлива в любой точке в любом топливном стержне, а также превышать значение, установленные ПБЯ.

Конструкция ТВС обеспечивает возможность свободного теплового и радиационного перемещения её элементов. Свободное тепловое и радиационное удлинение твэлов обеспечивается достаточным зазором между пучком твэлов и головкой ТВС. Радиальное расширение ТВС, как функция температуры и облучения, не превышает величины зазора между кассетами в активной зоне. Наличие запаса хода пружин в головке ТВС обеспечивает компенсацию технологических допусков и разности температурных расширений между элементами ТВС и внутрикорпусными устройствами  реактора.
Фиксация ТВС в плане осуществляется фиксатором на хвостовике и шпонками на головке ТВС. Ответные пазы находятся соответственно в элементах шахты и блока защитных труб (БЗТ) реактора.
Выбранные предельные значения отклонений ТВС, шахты и БЗТ реактора обеспечивают собираемость активной зоны.
В режимах нормальной эксплуатации активной зоны, при перегрузке и транспортировке топлива обеспечивается исключение повреждения ТВС.
Для обеспечения прочности ТВС и сохранения ее геометрических размеров ограничиваются скорость перемещения ТВС при транспортно-технологических операциях и прилагаемые к ней усилия. При захвате ТВС перегрузочной машиной крутящий момент на головке ТВС не допускается.
Направляющие каналы ТВС и каналы блока защитных труб реактора надежно защищают ПС СУЗ от поперечного воздействия потока теплоносителя. Выбранные зазоры обеспечивают возможность свободного перемещения ПС СУЗ, а также обеспечивают возможность протока части теплоносителя для снятия тепловыделения с поглощающих элементов (пэлов).
Первый контур является гидродинамическим контуром, в котором могут возникать пульсации давления в местах сужения, расширения, поворота потока теплоносителя. Кроме этого, пульсации давления могут быть вызваны работой ГЦН. По результатам замеров на АЭС пульсации давления по внутри корпусному тракту ВВЭР-1000 не превышают0,01 МПа. Поджатие кассеты через подвижную цилиндрическую обечайку головки и пружинный блок обеспечивает удержание кассеты от всплытия при воздействии перепада давления.
Указанные конструктивные меры обеспечивают работоспособность ТВС, а также выполнение требований безопасной эксплуатации топлива.
Конструкция ТВС удовлетворяет проектным критериям для проектных режимов эксплуатации реакторной установки, которые включают в себя режимы нормальной эксплуатации (НУЭ), нарушения нормальной эксплуатации (ННУЭ) и проектные аварии.
К режимам НУЭ относятся плановые ситуации как при эксплуатации реакторной установки, так и при обращении с топливом во время перегрузки, транспортировки и хранении.
Механические нагрузки на ТВС при НУЭ не должны приводить к превышению допустимых повреждений для ТВС и налагать ограничения на эксплуатацию.
Определяющими режимами НУЭ, при которых возникают максимальные механические нагрузки на ТВС, являются:

  1. нагрузки при обращении со «свежим» топливом и его транспортировке;
  2. разогрев реактора от холодного до горячего состояния;
  3. подъем мощности реактора;
  4. быстрый останов реактора.

При этом не должен превышаться эксплуатационный предел повреждения твэл.
В режимах с ННУЭ эксплуатационный предел повреждения топлива также не превышается.
К проектным авариям относятся ситуации, при которых может быть нарушена целостность и работоспособность топлива, превышен предел безопасной эксплуатации, однако механические повреждения не должны нарушить работу средств обеспечения безопасности (не превышение максимального проектного предела повреждения топлива). В этих случаях требуется выгрузка и ревизия ТВС.
Для этой группы режимов выполняются требования недопустимости заклинивания ПС СУЗ в направляющих каналах и обеспечение возможности разборки активной зоны.
Требование о недопустимости заклинивания ПС СУЗ распространяются на все режимы.
Наряду с расчетным подтверждением прочности и устойчивости ТВС, проведена экспериментальная проверка путем имитации аварийных нагрузок, условий закрепления ТВС и температурных воздействий. Проведенные испытания подтверждают выполнение указанных требований.
Конструкция твэла разработана с учетом влияния облучения на материалы, внешнего и внутреннего давления, явлений уплотнений и распухания топлива, ползучести оболочки, циклического изменения температуры, вибрации, вызванной потоком теплоносителя.
В основу проекта положены результаты стендовых и петлевых испытаний, опыта эксплуатации твэлов реакторов-прототипов ВВЭР-1000, расчетных работ и анализа мировой практики.
Геометрия (размеры твэлов и их расположение в ТВС) определяются с учетом заданных физических и теплофизических свойств ТВС. Твэлы в ТВС находятся в положении, определяемом дистанционирующими решетками. Дистанционирующая решетка представляет собой достаточно жесткую конструкцию, обеспечивающую стабильность размеров между твэлами в процессе эксплуатации. В то же время, она достаточно податлива, чтобы обеспечить возможность радиального расширения твэлов под воздействием температуры и облучения. Нижняя заглушка твэл закреплена в нижней решетке пучка твэл, что гарантирует невсплы- тие твэла в потоке теплоносителя. Фиксация твэла в ячейках дистанционирующих решеток надежна. Это, а также шаг расположения дистанционирующих решеток, обеспечивают отсутствие повреждений оболочек в местах их контакта с ячейками дистанционирующих решеток.
Компенсация радиального расширения твэлов под влиянием температуры и облучения осуществляется за счет упругости ячеек дистанционирующих решеток, при этом габаритные размеры решеток не изменяются.
Для обеспечения свободного удлинения твэлов предусмотрен зазор между пучком твэлов и головкой кассеты.
Конструкция ПС СУЗ и ТВС обеспечивает возможность перемещения ПС СУЗ при наихудших сочетаниях допусков в направляющих каналах ТВС и реактора за счет ориентации головки ТВС блоком защитных труб и за счет радиальных зазоров. ПС СУЗ свободно перемещается в направляющих каналах по всей высоте активной зоны. К поглощающим элементам (ПЭЛ) и стержням выгорающего поглотителя (СВП) предъявляются требования прямолинейности и не превышения размера наружного диаметра в заданных допусках.
Совпадение головки ПС СУЗ и пучка СВП с направляющими каналами БЗТ осуществляется путем ориентации ТВС в плане с помощью шпонок на головке ТВС.
Пучок СВП в кассете неподвижен и поджимается к головке ТВС плитой БЗТ.
Для обеспечения возможности осевого расширения ПЭЛ (СВП) и предотвращения «утыкания» концевых элементов ПЭЛ (СВП) в наконечники направляющих каналов предусмотрен компенсационный зазор. Аксиальное и радиальное расширение ПЭЛ (СВП) определяется свойствами материала оболочки.
Охлаждение ПЭЛ (СВП) осуществляется теплоносителем, поступающим в кольцевой зазор между направляющим каналом кассеты и ПЭЛ (СВП) через отверстия в наконечниках направляющих каналов. Результаты экспериментальных исследований температурного режима ПЭЛ (СВП) при нарушении нормальных условий охлаждения показали, что надежное охлаждение ПЭЛ (СВП) осуществляется даже при значительном снижении потока теплоносителя в направляющем канале кассеты.
Изменение размеров ПЭЛ в результате облучения за срок службы ПС СУЗ не происходит, воздействие поглотителя на оболочку ПЭЛ отсутствует. Опыт эксплуатации ПС СУЗ на действующих реакторах подтверждает их высокую работоспособность и надежность в пределах срока службы ПС СУЗ.
В конструкции ТВС, ПС СУЗ и пучка СВП используются следующие конструкционные материалы: нержавеющая сталь типа 08Х18Н10Т, циркониевый сплав Zr+1 % Nb, хромоникелевые сплавы ХН77ТЮР и 46ХНМУ.
Из циркониевого сплава выполнены оболочка и концевые детали твэлов, центральная труба, направляющие каналы, канал для КН ИТ, дистанционирующие решетки, оболочка и переходные элементы СВП. Материал пружин - сплав ХН77ТЮР. Материал оболочки и концевых элементов ПЭЛ — сплав 46ХНМУ. Головка и хвостовик ТВС, головки ПС СУЗ и пучка СВП выполнены из стали типа 08Х18Н ЮТ.
Сталь 08Х18Н ЮТ отличается стабильностью механических характеристик, включая коэффициент относительной деформации в условиях интенсивного нейтронного облучения, обладает высокими технологическими свойствами. Она широко используется в ядерной энергетике, в том числе в конструкциях ТВС реакторов ВВЭР- 440 и ВВЭР-1000, по которым накоплен большой положительный опыт эксплуатации.
Для дистанционирующих решеток выбор циркониевого сплава Zr+1 % Nb обусловлен оптимальным сочетанием его физико-механических свойств: низким сечением поглощения нейтронов, способностью сохранять достаточную упругость ячеек для фиксации твэлов в течение проектного срока службы и обеспечивать сохранность геометрии ТВС в заданных размерах при проектных условиях эксплуатации и транспортно-технологических операциях.

Проектные основы

Приведенные ниже проектные основы вытекают из требований нормативно-технической документации ГАН РФ, а также рекомендаций МАГАТЭ.
В начале каждой топливной загрузки должен быть обеспечен достаточный запас реактивности для осуществления работы реактора на номинальной мощности между перегрузками в течение не менее 7000 эффективных часов без превышения установленных в проекте топлива пределов по выгоранию.
Действие внутренних ядерных обратных связей активной зоны должно быть направлено на компенсацию быстрых изменений реактивности и ограничение роста мощности реактора. Коэффициенты реактивности по температуре топлива, по температуре теплоносителя (являющегося также и замедлителем) и по тепловой мощности реактора должны быть отрицательными. Коэффициент реактивности по плотности теплоносителя должен быть положительным.
В условиях нормальной эксплуатации должно обеспечиваться:

  1. не превышение для работы в базовом режиме максимально допустимого значения линейного энерговыделения твэлов, равного 448 Вт/см. Данное условие должно выполняться с учетом неопределенности, связанной с определением и поддержанием тепловой мощности реактора, составляющей 4 %, и неопределенности, обусловленной технологическими допусками изготовления топлива, учитываемой инженерным коэффициентом запаса, включая локальные всплески энерговыделения из-за зазоров между топливными таблетками и расчетные погрешности;
  2. распределение энерговыделения, удовлетворяющее требованиям теплотехнической надежности активной зоны и механической целостности топливных элементов.

Скорость введения реактивности из-за выброса одиночного ПС СУЗ, неуправляемого извлечения с рабочей скоростью регулирующих групп ПС СУЗ, а также при разбавлении бора в теплоносителе должна быть ограничена. При нормальной эксплуатации на мощности и при отклонении от нормальной эксплуатации, связанной с извлечением группы ПС СУЗ и разбавлением бора, максимальная скорость введения реактивности не должна превышать 0,07 , где представляет эффективную долю запаздывающих нейтронов.
Максимальная эффективность отдельных ПС СУЗ должна быть ограничена таким образом, чтобы с учетом действия аварийной защиты реактора в аварии с выбросом ПС СУЗ обеспечивалось не превышение установленных пределов для топлива, сохранение границ давления первого контура, эффективное охлаждение активной зоны в аварии.
Эффективность и быстродействие аварийной защиты должны обеспечивать перевод реактора в подкритическое состояние в любой момент работы реактора с любого энергетического уровня мощности с учетом застревания в крайнем верхнем положении одного наиболее эффективного ПС СУЗ и поддерживать подкритичность во всем диапазоне температур в процессе аварийного расхолаживания реактора. Температура повторной критичности не превышает 120°С для 1-ой загрузки и снижается для последующих.
При любых холодных остановах реактора должно обеспечиваться состояние с эффективным коэффициентом размножения не более 0,95 за счет стояночной концентрации борной кислоты в теплоносителе при условии отсутствия ПС СУЗ в активной зоне.
Активная зона должна быть внутренне стабильной по отношению к возмущениям мощности реактора. Возможные пространственные колебания распределения энерговыделения на постоянной мощности должны своевременно контролироваться и подавляться.



 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Реакторы-размножители на быстрых нейтронах »
электрические сети