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

Подходы к обоснованию нейтронно-физических характеристик реактора 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

Расчеты нейтронно-физических характеристик активных зон ВВЭР выполняются РНЦ «Курчатовский институт» с участием ОКБ «Гидропресс».
Распределение энерговыделения в активной зоне в процессе нормальной эксплуатации реактора поддерживается в установленных границах. Эти границы обусловлены выполнением условий охлаждения твэлов и определяются требованиями, вытекающими из анализов постулированных переходных и аварийных режимов, а также требованиями со стороны топлива.
Распределение энерговыделения при нейтронно-физическом проектировании анализируются с помощью следующих коэффициентов:

  1. ядерный коэффициент неравномерности для локального теплового потока, Ко. Представляет отношение максимального линейного энерговыделения твэла к среднему линейному энерговыделению в активной зоне, определяется при номинальных параметрах топлива;
  2. инженерный коэффициент запаса для локального теплового потока, Кинж. Определяет величину возможного увеличения линейного энерговыделения, обусловленного технологическими допусками изготовления топлива, при этом учитываются отклонения от номинальных значений обогащения и плотности топливных таблеток, геометрических размеров твэлов. Кроме того, в коэффициенте объединены в виде составляющих погрешность расчета линейного энерговыделения и величина локального всплеска мощности из-за возможных зазоров между таблетками;
  3. ядерный радиальный коэффициент не равномерности энерговыделения твэл, К.

Представляет отношение максимального энерговыделения твэла к среднему значению энерговыделения в активной зоне, определенному при номинальных параметрах топлива. Значение ядерного коэффициента Ко равно 2.24, определено исходя из максимальной величины линейного энерговыделения 448 Вт/см, значения инженерного коэффициента, составляющего 1,16, и коэффициента 1,04, учитывающего погрешность определения и поддержания мощности реактора. Проектное значение ядерного радиального коэффициента К равно 1,5. Коэффициенты Кг и Ко определяют исходные условия для проектных анализов безопасности. Они устанавливают границы энерговыделения в активной зоне при нормальной эксплуатации и являются наряду с ограничениями со стороны твэл критериями при выборе программ регулирования РУ.
В процессе эксплуатации предусмотрено управление распределением энерговыделения. Это управление предполагает использование рабочей группы, а также дополнительных групп регулирования с учетом применения специального алгоритма, обеспечивающего предупреждение и подавление ксеноновых колебаний в режимах работы с изменением мощности. Алгоритм основан на поддержании постоянного аксиального офсета (разности относительных энерговыделений в верхней и нижней половинах активной зоны) с минимальным отклонением от стационарного значения офсета, реализующегося на данный момент выгорания, в пределах допуска, равного 5 %. Стабилизация офсета достигается за счет соответствующего перемещения рабочей группы и дополнительной группы в границах, предусмотренных алгоритмом, при компенсации реактивности и поддержании критичности с помощью борной системы регулирования.

Коэффициенты реактивности являются характеристиками внутренней ядерной обратной связи активной зоны и используются в качестве исходных данных в проектных анализах безопасности. Применительно к реакторам ВВЭР рассматриваются коэффициенты реактивности по температуре топлива, по температуре и плотности теплоносителя, по мощности реактора.
Коэффициент реактивности по температуре топлива представляет производную реактивности по средней температуре топлива при постоянных прочих параметрах (температуре и плотности теплоносителя, концентрации бора, отравлении ксеноном, выгорании и так далее). В реакторах типа ВВЭР коэффициент, в основном за счет эффекта Допплера, является отрицательным во всей области изменения температуры топлива.

Коэффициент реактивности по температуре теплоносителя представляет производную реактивности по средней температуре теплоносителя с учетом соответствующего изменения плотности теплоносителя при постоянных прочих параметрах (температуре топлива, концентрации бора, отравлении, выгорании и так далее).
С ростом температуры теплоносителя происходит уменьшение его плотности. Это приводит к снижению числа атомов замедлителя в единице объема и, соответственно, к уменьшению реактивности. Однако, в присутствии бора в теплоносителе уменьшение плотности снижает также и количество борного поглотителя, что вносит положительный вклад в температурный коэффициент. При относительно больших концентрациях бора, имеющих место в начале работы топливных загрузок, положительный вклад может стать преобладающи м.
Отрицательные значения температурного коэффициента реактивности обеспечиваются с учетом применения выгорающих поглотителей. Введение в активную зону рабочей группы ПС СУЗ в пусковых состояниях действующих реакторов на минимальных уровнях мощности также используется для обеспечения отрицательного коэффициента. По мере набора мощности группа переводится в свое регламентное положение в верхней части активной зоны.
Наименее отрицательные значения температурного коэффициента реализуются при пуске реактора в начале работы топливных загрузок. Пуск реактора осуществляется при температуре теплоносителя около 280°С, которая достигается в процессе разогрева за счет тепла работающих главных циркуляционных насосов в подкритическом состоянии.
Наиболее отрицательные значения температурного коэффициента возникают в конце работы топливных загрузок, что связано со значительным снижением концентрации бора в теплоносителе.

Коэффициент реактивности по плотности теплоносителя представляет производную реактивности по плотности при постоянных прочих параметрах (температуре топлива, концентрации бора, отравлении, выгорании и так далее).
Влияние изменения плотности на реактивность рассмотрено выше. Ограничение коэффициента реактивности по температуре теплоносителя в отрицательной области в свою очередь обеспечивает и требуемые положительные значения для плотностного коэффициента реактивности.

Мощностной коэффициент реактивности представляет производную реактивности по мощности реактора. При этом учитывается соответствующее изменение средней по активной зоне температуры топлива и теплоносителя при неизменной температуре теплоносителя на входе в активную зону.
Мощностной коэффициент реактивности является отрицательным во всей области регулирования. Его значения заключены в диапазоне от минус 3,0х10-6 до минус 9,0х10-61/МВт.
В дополнение к описанным выше коэффициентам, для которых установлены проектные критерии, для анализов поведения реактивности используется также борный коэффициент реактивности, представляющий производную реактивности по концентрации бора в теплоносителе при постоянных прочих параметрах (температуре топлива, концентрации бора, отравлении, выгорании и так далее). Коэффициент является отрицательным во всех состояниях.
Граничные значения коэффициентов реактивности, используемые в анализах безопасности, приведены в таблице.

Граничные значения коэффициентов реактивности


Коэффициенты реактивности

Мощность реактора,%

Граница

Верхняя

Нижняя

1 Коэффициент реактивности по

0

минус 2,5

минус 4,0

температуре топлива, 10 —5, 1/°С

100

минус 1,9

минус 3,5

2 Коэффициент реактивности по

0

0

минус 70,0

температуре теплоносителя, 10 —5,
1/°С

100

минус 10,0

минус 65,0

3 Коэффициент реактивности по плотности теплоносителя, 1/г/см3

0
100

от 0 до 0,34

4 Коэффициент реактивности по

0

от минус 0,06

концентрации бора, 1/г/кг

100

до минус 0,12

Управление реактивностью осуществляется с использованием двух независимых систем останова реактора, основанных на различных принципах действия. К ним относятся механическая система управления и защиты, использующая ПС СУЗ, и система борного регулирования. Каждая из этих систем способна самостоятельно обеспечивать перевод реактора в подкритическое состояние и поддерживать подкритичность.
Механическая СУЗ выполняет функцию аварийной защиты, система борного регулирования — функцию планового останова и компенсации выгорания топлива. Требуемая величина эффективности аварийной защиты определяется, исходя из компенсации быстрых изменений реактивности, связанных с остановом реактора при постулируемых проектных авариях с учетом единичного отказа наиболее эффективного органа регулирования (ПС СУЗ).
Ниже приводится описание эффектов и запасов реактивности, которые должны компенсироваться при срабатывании аварийной защиты.
Температурный эффект увеличения реактивности проявляется в результате уменьшения температуры топлива от значения, соответствующего номинальной мощности, до нулевой мощности. Увеличение реактивности обусловлено, в основном, эффектом Доплера. Выделение реактивности рассчитывается с учетом аксиального перераспределения температуры топлива в предположении постоянной температуры теплоносителя, соответствующей номинальной мощности.
Изменение мощности реактора от номинального до нулевого значения приводит к соответствующему изменению температуры теплоносителя и, как следствие этого, выделению реактивности.
Максимальный эффект увеличения реактивности достигается в конце работы топливной загрузки, когда концентрация бора в теплоносителе близка к нулю, а коэффициент реактивности по температуре теплоносителя является наиболее отрицательным. Эффект реактивности рассчитывается при переходе от температуры активной зоны, соответствующей номинальной мощности, до температуры горячего состояния при нулевой мощности, с учетом необходимости исключить состояние повторной критичности при постулированных авариях.
Возможность слабого поверхностного подкипания теплоносителя в отдельных наиболее напряженных ячейках твэлов при работе на номинальной мощности приводит к тому, что при уменьшении мощности происходит снижение паросодержания в активной зоне, вызывающее увеличение реактивности. Как и в случае с температурным эффектом реактивности по теплоносителю, наибольшее увеличение реактивности, обусловленное паровым эффектом, возникает в конце цикла выгорания.
Оперативный запас регулирования представляет часть полной эффективности всех ПС СУЗ, которая используется рабочей группой и дополнительными группами регулирования для поддержания критического состояния на номинальной мощности и в переходных режимах, также необходима для осуществления выравнивания распределения энерговыделения в переходных процессах на ксеноне.
При определении полной эффективности ПС СУЗ учитывается возможность уменьшения эффективности в результате застревания одного наиболее эффективного ПС СУЗ в крайнем верхнем положении, а также ее расчетная погрешность.
Начальная величина подкритичности реактора определяется минимальным запасом отрицательной реактивности для остановленного реактора в горячем состоянии при температуре около 280°С, который необходим для надежного поддержания подкритического состояния в процессе аварийного расхолаживания. Граничная температура расхолаживания (температура повторной критичности) уточняется результатами анализов спектра аварийных режимов, в которых может реализоваться максимальный ввод положительной реактивности. К таким режимам относятся разрывы паропроводов парогенераторов.
Значения эффектов реактивности для первой загрузки, которые должны компенсироваться при срабатывании аварийной защиты, приведены в таблице. В таблицу включены также значения температурного эффекта реактивности активной зоны, выделяющегося при изменении температуры теплоносителя от значения, соответствующего «горячему» состоянию, 278,6°С до 20°С, значения эффектов отравления ксеноном и самарием, а также даны значения полного запаса реактивности активной зоны и запаса на выгорание.

Эффекты и запасы реактивности


Характеристика

Величина, %

1 Полный запас реактивности активной зоны *

17,3

2 Запас реактивности на выгорание *

7,4

3 Эффект реактивности, выделяющийся при изменении температуры активной зоны от значения 278,6°С, соответствующего нулевой мощности, до:

 

а) 120 °C;

2,3

б) 20 °C.

3,6

4 Эффект отравления ксеноном

2,7

5 Эффект отравления самарием

0,7

6 Быстро выделяющиеся эффекты реактивности при останове

2,9

реактора с номинального уровня мощности

 

6.1 Эффект снижения температуры теплоносителя

1,6

6.2 Эффект снижения температуры топлива

1,1

6.3 Паровой эффект

0,2

* Значения получены при нулевой концентрации бора в теплоносителе с

учетом компенсации части реактивности за счет СВП.

 

Выполнение требования останова реактора в первой загрузке показано в таблице при сравнении располагаемой эффективности аварийной зашиты со значением быстро выделяющегося при останове эффекта реактивности.

Требования контроля и эффективность аварийной защиты


Эффект реактивности

Величина, %

1. Требования контроля

 

1.1 Быстро выделяющийся полный мощностной эффект реактивности (включает изменение температуры топлива и теплоносителя, паровой эффект)

2,9

1.2 Оперативный запас на регулирование

0,5

1.3 Суммарный эффект

3,4

2. Располагаемая эффективность ПС СУЗ

 

2.1 Все ПС СУЗ введены в активную зону

8,1

2.2 Все ПС СУЗ, кроме одного наиболее эффективного, введены в активную зону

7,4

2.3 С учетом погрешности 10 %

6,7

2.4 Подкритичность реактора после останова:
расчетное значение;
требование регулирования, учитываемое в анализе безопасности.

3.3
2.3

Требуемое быстродействие аварийной защиты определяется необходимостью быстрого снижения мощности и перевода реактора в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации. Это условие выполняется при сбросе ПС СУЗ в активную зону в результате обесточивания их приводов.
Компенсирующие возможности борной системы в аварийных ситуациях определяются предусмотренными запасами и используемыми концентрациями борного раствора и рассчитаны на выполнение требований холодного останова реактора.
В условиях нормальной эксплуатации борная система обеспечивает:

  1. компенсацию реактивности при выгорании топлива;
  2. компенсацию медленных эффектов реактивности, выделяющихся в переходных режимах при нестационарном отравлении ксеноном;
  3. управление (совместно с рабочей группой и группами регулирования) при изменении мощности и в процессе подавления ксеноновых колебаний;
  4. поддержку рабочей группе ПС СУЗ при изменениях мощности реактора.

На крышке реактора ВВЭР-1000 предусмотрена возможность размещения до 121 привода для перемещения ПС СУЗ. Это количество позволяет проектировать гибкую систему управления и зашиты и выбрать оптимальное количество и размещение ПС СУЗ над активной зоной для обеспечения проектных требований в проектируемых топливных циклах. Рассматриваемые применительно к первой топливной загрузке значения эффективности органов регулирования получены исходя из 85 ПС СУЗ. Данная величина может уточняться при оптимизации нейтронно-физических характеристик.
Все ПС СУЗ распределены по группам. Каждая группа может объединять шесть или 12 ПС СУЗ.
Перемещение групп ПС СУЗ осуществляется последовательно в порядке следования их номеров с перекрытием в движении соседних групп в верхней и нижней части активной зоны на участках.
Одна из групп, содержащая шесть ПС СУЗ, является рабочей. На номинальной мощности группа поддерживается в заданном для нее регулировочном диапазоне на высоте активной зоны, равной 70-90 %. При подавлении ксеноновых колебаний, а также при работе на пониженных уровнях мощности и, в частности, на М КУ мощности возможно более глубокое введение группы в активную зону.
Регулирующие группы, количество и расположение которых определяется в процессе выполнения технического проекта, вводятся в активную зону при регулировании мощности реактора и в процессе подавления ксеноновых колебаний. Их перемещение в активной зоне ограничивается эксплуатационными ограничениями и требованиями безопасности.
Остальные группы ПС СУЗ постоянно находятся в крайнем верхнем положении. Все вместе ПС СУЗ являются исполнительными органами аварийной защиты реактора.
Максимальная скорость введения отрицательной реактивности реализуется при сбросе всех ПС СУЗ по сигналу аварийной защиты.
Для осуществления ускоренной разгрузки реактора с номинальной мощности в ряде режимов с нарушением нормальных условий эксплуатации предусмотрен сброс отдельной группы ПС СУЗ.
Более мягкие разгрузки осуществляются за счет введения групп ПС СУЗ в штатной последовательности с рабочей скоростью, составляющей 2 см/с. Минимально требуемое расчетное значение эффективности рабочей группы ПС СУЗ, используемое в проекте реактора ВВЭР-1000, составляет 0,69 %.
Максимальная скорость введения положительной реактивности, принятая в анализах неуправляемого извлечения группы ПС СУЗ, составляет 5,0 10-5 1/с.
Максимальная эффективность одиночного ПС СУЗ, используемая в анализе безопасности выброса ПС с нулевой и номинальной мощности, составляет 0,6 и 0,21 %, соответственно.
Проектной основой обеспечения безопасности при перегрузке топлива, проводимой на расхоложенном реакторе при снятой крышке, является выполнение требования по поддержанию значения эффективного коэффициента размножения не выше 0,95. Данное условие реализовано за счет применения концентрации борной кислоты в теплоносителе не ниже 16 г/кг, которая определена консервативно с помощью проектного комплекса программ. Консерватизм расчетов связан с учетом методической погрешности расчетов, рассмотрением состояния реактора с наибольшим значением К, использованием предположения об отсутствии ПС СУЗ в кассетах.
Используемая при перегрузке концентрация борной кислоты контролируется операторами в соответствии с требованиями соответствующих эксплуатационных инструкций.
Наличие отрицательного мощностного коэффициента реактивности делает активную зону реактора ВВЭР-1000 внутренне стабильной по отношению к колебаниям интегральной мощности реактора. Недопустимые отклонения мощности предотвращаются действием системы регулирования. Таким образом, анализ стабильности может быть ограничен рассмотрением только пространственно-временных ксеноновых колебаний энерговыделения в активной зоне.
Активная зона реактора ВВЭР-1000 спроектирована таким образом, что радиальные и азимутальные колебания, вызванные пространственными ксеноновыми эффектами, являются самозатухающими, и поэтому не требуются специальные меры для их подавления. Стабильность радиальных колебаний велика настолько, что их возбуждение практически невозможно. Азимутальные колебания могут инициироваться преимущественно не регламентированными индивидуальными перемещениями регулирующих стержней и также являются маловероятными. Возможные азимутальные отклонения мощности, в основном, несущественны и не приводят к нарушению установленных границ энерговыделения в активной зоне. С помощью системы внутриреакторных измерений они надежно контролируются.
Аксиальные ксеноновые колебания характеризуются значениями индекса стабильности, близкими к нулю и способными к концу работы топливной загрузки изменить знак с отрицательного на положительный. Требование стабильности по отношению к аксиальным ксеноновым колебаниям обеспечивается в проекте с учетом применения предусмотренного алгоритма управления распределением энерговыделения в активной зоне с поддержанием постоянного аксиального офсета на основе использования регулирующих групп ПС СУЗ, борной системы и системы внутриреакторного контроля. Период аксиальных ксеноновых колебаний составляет около 30 часов, что предоставляет достаточно времени для их идентификации и гашения.



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