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

Результаты расчета нейтронно-физических характеристик топливных загрузок 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

Основные результаты расчета нейтронно-физических характеристик топливных загрузок активной зоны
Топливный цикл разработан исходя из ежегодной частичной замены выгоревшего топлива на свежее, работы на номинальной мощности между перегрузками в течение около 7000 эффективных часов (292 эффективных суток), достижения в установившемся режиме перегрузок среднего выгорания -43 МВт сут/кгU и выполнения требований проектных основ, описанных выше. Данный цикл базируется на опыте проектирования и эксплуатации референтного блока с реактором ВВЭР-1000.
Нейтронно-физические характеристики активной зоны рассчитаны с использованием программного комплекса, лицензированного в Госатомнадзоре России.
Активная зона собирается из 163 тепловыделяющих сборок одинаковой геометрии. Каждая ТВС содержит 311 тепловыделяющих элементов стержневого типа, расположенных, с помощью дистанционирующих решеток, по углам треугольной сетки с фиксированным шагом. В качестве топлива используется двуокись урана, обогащенного изотопом урана-235.
В ТВС предусмотрены 20 специальных каналов. Центральный канал служит конструкционным элементом каркаса ТВС. Один канал, смещенный относительно центра, используется для размещения нейтронных измерительных датчиков системы внутриреакторного контроля. Восемнадцать каналов являются направляющими, в них с помощью механических приводов перемещаются поглощающие стержни ПС СУЗ или устанавливаются стержни с выгорающим поглотителем. С целью уменьшения вредного поглощения нейтронов в активной зоне все каналы и дистанционирующие решетки в ТВС выполнены из циркониевого сплава.
СВП служат для уменьшения концентрации борной кислоты в начале работы топливных загрузок и обеспечения, за счет этого, отрицательного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя. Они также используются для выравнивания радиального распределения энерговыделения в активной зоне. СВП рассчитаны на работу в течение одной топливной загрузки. В качестве выгорающего поглотителя выбран бор с естественным содержанием изотопов, представленный в СВП в виде соединения диборида хрома.
ПС СУЗ представляют пучки по 18 поглощающих элементов, каждый из которых содержит в нижней части до высоты 300 мм поглотитель из титаната диспрозия, а в остальной части — карбид бора. Применение составного поглотителя позволяет увеличить срок службы ПС СУЗ.
Для уменьшения неравномерности распределения энерговыделения по радиусу активной зоны в ряде ТВС применено профилирование обогащения в поперечных сечениях топливных пучков.
В первой топливной загрузке активной зоны ТВС со средним обогащением 3,62 % установлены на периферии активной зоны, а с пониженным обогащением 1,6 и 2,4 % - в ее центральной части.
В режиме стационарных перегрузок ежегодно загружается в активную зону 12 свежих ТВС со средним обогащением 3.62% и 36 ТВС со средним обогащением 4,02 %. В центральной ячейке на три года устанавливается ТВС с обогащением 3,62 %. 18 ТВС из числа выгружаемых эксплуатируются в течение четырех, а остальные (30) ТВС - в течение трех лет. Топливо подпитки размещается преимущественно в центральной части активной зоны, обеспечивая тем самым снижение утечки нейтронов из активной зоны. Это позволяет уменьшить флюенс быстрых нейтронов на корпус реактора и увеличить эффективность ПС СУЗ в режимах аварийного останова.
Наличие более высокого уровня нейтронного потока на корпус реактора в первой загрузке по сравнению с остальными загрузками учитывается в соответствующих расчетах прочности корпуса реактора.
Начиная с пятой загрузки, активная зона выводится на стабильные характеристики выгорания топлива и распределения энерговыделения. Такая загрузка определена как «стационарная». Наиболее важные нейтронно-физические характеристики стационарной топливной загрузки рассмотрены ниже в сравнении с характеристиками первой загрузки. В реальной эксплуатации конкретные схемы перегрузок топлива будут меняться в зависимости от требований энерговыработки для следующих загрузок, работы реактора на мощности в предшествующие загрузки и других возможных причин.
Основные результаты расчетов нейтронно-физических характеристик первой и стационарной топливных загрузках приведены в таблице. Они включают: состав загрузок, концентрации борной кислоты, длительности работы загрузок, значения выгорания, коэффициентов неравномерности энерговыделения и коэффициентов реактивности, эффективные доли запаздывающих нейтронов и время жизни мгновенных нейтронов, эффективности ПС СУЗ.
Энерговыделение в активной зоне обеспечивается, в основном, в результате деления ядер урана-235 при захвате тепловых нейтронов. Дополнительный вклад вносят делящиеся изотопы плутония, образующиеся при захвате нейтронов ураном-238.
Запас реактивности, обеспечиваемый при загрузке свежих ТВС, и его медленные изменения компенсируются с помощью борной системы регулирования за счет изменения концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура.
В условиях нормальной эксплуатации борная система компенсирует изменения реактивности при:

  1. выгорании топлива в процессе накопления продуктов деления;
  2. изменении концентрации ксенона и самария;
  3. управлении распределением энерговыделения и подавлении ксеноновых колебаний;
  4. изменениях уровня мощности реактора.

Кроме того, борная система используется для создания в первом контуре необходимой концентрации борной кислоты для поддержания требуемой подкритичности в состоянии горячего останова и холодного останова, в процессах разогрева и расхолаживания реактора, а также при проведении перегрузок топлива.
Концентрация борной кислоты при останове определяется в соответствии с проектной основой, с использованием допуска в 1 г/кг для учета возможной неопределенности между расчетными и измеренными значениями концентрации.
Борная система способна вводить отрицательную реактивность со скоростью до 60х10-5/ мин. Этой скорости достаточно для компенсации максимальной скорости увеличения реактивности, связанной с выгоранием ксенона, которая не превышает 45х10-5/мин и которая реализуется при пуске реактора из состояния с наибольшим отравлением ксеноном.
В таблице приведены основные нейтронно-физические характеристики первой и стационарной топливных загрузок.

Продолжение таблицы

Выполнение проектных основ

В проекте определены динамические характеристики ОР СУЗ. Согласно расчетно-экспериментальным данным время падения утяжеленных ОР СУЗ обеспечивается в пределах проектных требований 1,2-4,0 с во всех рассмотренных режимах НУЭ и ННУЭ.
Для определяющих режимов НУЭ и ННУЭ (при работе на 4, 3 и 2 ГЦН) пружинным блоком головки ТВС обеспечивается полное гашение скорости падения ОР СУЗ.
Определены динамические характеристики ТВС от воздействия гидродинамических усилий, возникающих в процессе аварий разрыва трубопроводов.
Определены максимальные значения скоростей перемещения ТВС перед моментом соударения ее о плиту БЗТ и об опорные трубы шахты реактора, максимальные значения гидравлических усилий, действующих на ТВС в режимах разрыва трубопроводов, которые использовались при обосновании прочности ТВС.
Проведено расчетно-экспериментальное обоснование прочности и устойчивости элементов кассеты при нормальных условиях эксплуатации, при нарушении нормальных условий эксплуатации и проектных авариях с учетом и без учета сейсмических воздействий, а также при транспортно-технологических операциях.
Прочность и отсутствие значительных деформаций элементов кассеты обеспечивается во всех проектных режимах, при этом обеспечивается возможность введения ПС СУЗ в активную зону и выгрузка активной зоны.
Результаты ресурсных испытаний привода ШЭМ с ОР СУЗ показали, что механическое состояние привода и штанги после испытаний удовлетворительное. Состояние и характеристики ТВС и ПС СУЗ за время испытаний практически не изменились.
Заложенные в проекте требования обеспечения и поддержания необходимой геометрии ТВС в активной зоне и твэлов в ТВС, а также обеспечение запаса осевого и радиального расширения твэлов и ТВС выполняются, что подтверждается проведенными исследованиями по собираемости активной зоны, ресурсными и реакторными испытаниями, послереакторными исследования, успешной длительной эксплуатацией ТВС в реакторах ВВЭР-1000 в течение многих лет.
Для подтверждения выполнимости проектных основ используются четыре обобщённых критерия приёмки твэл: прочностной, деформационный, теплофизический и коррозионный.
Выполнение прочностного критерия означает сохранение целостности, герметичности оболочки твэла:

  1. коррозионное растрескивание под напряжением (КРН) в атмосфере агрессивных продуктов деления. Данный критерий учитывает процесс зарождения и развития трещин КРН. Предельному состоянию соответствует прорастание сквозной трещины;
  2. устойчивость оболочки. Для оценки запаса на устойчивость под действием перепада давления на оболочке используется коэффициент запаса по давлению теплоносителя, который показывает, во сколько раз надо увеличить расчётное давление теплоносителя, чтобы вызвать мгновенное схлопывание оболочки с учётом накопленной (или исходной) овальности. Деформационный критерий сводится к следующему:
  3. уменьшение наружного диаметра оболочки твэла не более 0,1 мм, увеличение — не более 0,2 мм (для условий работы в активной зоне);
  4. удлинение твэлов за всё время эксплуатации не более 35 мм. В качестве теплофизических критериев рассматриваются:
  5. отсутствие плавления таблеток диоксида урана (температура плавления Т=3110-3,577 Ви (К), где Ви — выгорание МВтсут/кг);
  6. обеспечение достаточной проводимости зазора между топливом и оболочкой;
  7. давление газов под оболочкой твэла должно быть не более рабочего давления теплоносителя 15,7 МПа.

Коррозионный критерий сводится к следующему: коррозия наружной поверхности оболочек твэлов не должна приводить к нарушению условий теплопередачи и недопустимому снижению механических характеристик твэлов в течение всего срока эксплуатации при рабочих параметрах теплоносителя.
Проведенные расчетные исследования работоспособности твэла в стационарных и переходных режимах эксплуатации реактора свидетельствуют о том, что оболочки твэлов ВВЭР-1000 в условиях трехгодичной кампании обладают значительным запасом прочности.
Результаты реакторных и послереакторных исследований ТВС ВВЭР-1000 подтверждают высокую работоспособность твэлов на действующих блоках ВВЭР-1000.
Проведенное расчетно-эксперментальное обоснование ПЭЛ, СВП для условий эксплуатации ВВЭР-1000, а также опыт эксплуатации ПС СУЗ и пучков СВП подтверждает высокую работоспособность ПЭЛ и СВП на действующих блоках ВВЭР-1000.
Безопасность обращения с топливом обеспечивается как конструкцией ТВС, так и организационными мероприятиями. С этой целью установлены требования к транспортно-технологическому оборудованию по ограничению скоростей перемещения ТВС в процессе изготовления, транспортирования и загрузки в реактор, а также по применению кантователей, технологических и транспортных контейнеров.
В качестве конструкционных элементов для улучшения условий взаимодействия ТВС при загрузке в реактор и выгрузке предусмотрены скосы на ободах дистанционирующих решеток, на граничных элементах ТВС (головке, хвостовике и т. д.) выполнены фаски (притуплены кромки), улучшающие условия собираемости активной зоны.
Собираемость активной зоны подтверждена экспериментально проверкой на 19-ти кассетной модели активной зоны и опытом эксплуатации активной зоны ВВЭР-1000.
По результатам расчетов и экспериментов по собираемости ТВС в активную зону установлены следующие ограничения с целью обеспечения не повреждаемости кассет:

  1. превышение или потеря веса ТВС при извлечении или установке в реактор при помощи перегрузочной машины не должно быть более ± 735 Н; для ПС СУЗ и пучка СВП должна срабатывать блокировка при изменении веса на величину более ± 127Н;
  2. потеря веса ПС СУЗ при установке в ТВС и при контрольной протяжке в собранном реакторе не должна быть более ± 29,4 Н;
  3. максимальное допустимое тянущее усилие, развиваемое рабочей штангой, при извлечении ПС СУЗ из ТВС не более 1470 Н, номинальное усилие — не более 392 Н;
  4. максимально допустимое усилие нажатия на ТВС — 9800 Н;
  5. при операциях сцепления (расцепления) рабочей штанги с ТВС не допускается приложение крутящего момента к головке ТВС;
  6. начальный момент извлечения ТВС из реактора допускается производить с усилием 14700 Н с его последующим увеличением, при необходимости до 39200 Н.

Проведенное расчетно-экспериментальное обоснование подтверждает работоспособность кассет в активной зоне реактора В-1000.



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