Конструкционные элементы. Общеизвестны высокие требования, предъявляемые ко всем материалам на АЭС и в особой мере к твэлам, работающим в переменных режимах. В условиях большого флюенса нейтронов и резкопеременных температурных полей скорее проявляются терморадиационные явления в топливных таблетках: ползучесть материала оболочек, водородное охрупчивание и другие отрицательные последствия.
В настоящее время в зарубежной и отечественной литературе широко освещены вопросы надежности твэлов водо-водяных реакторов [50, 74, 89, 113]. Остановимся здесь на вопросах надежности твэлов, прямо связанной с циклическими нагрузками, и на некотором положительном опыте, позволяющем в будущем снять ряд ограничений на топливо в переменных режимах работы.
Принципиальная картина термоусталостных явлений в твэлах известна. Изменение плотности потока нейтронов вызывает искажение полей энерговыделения в самих твэлах в аксиальном и, особенно, радиальном направлениях. Так, изменение температуры в таблетках измеряется несколькими сотнями градусов, а вблизи оболочки — только несколькими десятками градусов. Сильные радиальные градиенты температуры приводят к растрескиванию таблеток топлива, и через вновь образующиеся трещины (особенно интенсивно в периоды изменения нагрузок) усиливается выход ГПД.
Выход ГПД зависит также от линейной плотности теплового потока qe. Так, при qe не более 300 Вт/см выход ГПД из топливных таблеток практически полностью отсутствует, но при qe~700 Вт/см он составляет уже более 50% объема образующихся ГПД. В последнем случае может оказаться недостаточным объем газосборника в твэлах и недопустимо возрастет внутреннее давление.
Кроме того, в рабочем диапазоне температур (300—350° С) температурный коэффициент объемного расширения циркониевой оболочки в 1,5—2 раза ниже, чем аналогичный коэффициент диоксида урана, поэтому при циклировании нагрузки возникают напряжения знакопеременного характера. Причем при снижении мощности и соответственно температуры топливные таблетки под действием силы тяжести опускаются, и столб топлива приобретает прежние размеры. При достаточно большом числе циклов и появлении остаточных деформаций оболочка при каждом нагружении продолжает растягиваться («храповой эффект»). Когда осевой компенсационный зазор в ТВС выбран, может нарушиться целостность оболочки. Таким образом, снижение линейного теплового потока будет способствовать как уменьшению выхода ГПД, так и снижению уровня линейных деформаций в оболочке. Однако это ведет и к прямому ухудшению экономичности компоновочных решений активной зоны.
По данным [37, 40], некоторыми зарубежными фирмами приняты меры по повышению надежности твэлов водо-водяных реакторов. В числе этих мер, помимо ограничений скорости подъема мощности, следующие:
введение в порошок UО2 небольших добавок Mg, Ti, Nb для укрупнения зерен оксидного топлива и снижения выхода ГПД;
использование металлов-геттеров для снижения концентрации агрессивных продуктов деления;
создание в таблетках UО2 контролируемой несвязанной пористости для повышения стабильности размеров топливных сердечников;
использование таблеток бочкообразной формы со скругленными кромками и с переменным обогащением по радиусу для снижения механического взаимодействия топлива с оболочкой;
нанесение защитных покрытий на внутреннюю оболочку (например, из Си), создание текстуры металла для повышения критического напряжения образования трещин.
Работоспособность твэлов в переходных режимах в исследуемый период времени определяется параметрами процесса и состоянием твэлов [40], т. е. обусловлена конструкционно-технологическими характеристиками и предысторией эксплуатации.
Наиболее нежелательными являются подъемы нагрузки после длительной выдержки на постоянном уровне. Здесь сказываются в основном две причины. Во-первых, в топливе успевает накопиться значительное количество агрессивных продуктов деления (I, Cs), и вследствие растрескивания топлива при подъемах мощности происходит перенос этих продуктов к оболочке. Это обусловливает ее коррозионное растрескивание в условиях растягивающих напряжений и в присутствии агрессивной для циркония среды. Во-вторых, в условиях полностью выбранного радиального зазора такой подъем мощности может повредить оболочку.
Рис. 1.9. Зависимость критической линейной мощности от глубины выгорания топлива для разных уровней выхода из строя твэлов [40] (0,1% — сплошная линия и 10%— штрихпунктирная линия)
Следует иметь в виду, что исходный радиальный зазор между топливом и оболочкой в свежезагруженном топливе в начальной стадии процесса выгорания может увеличиваться из-за радиационного доспекания сердечника, а затем уменьшается вплоть до полного исчезновения. Это происходит вследствие радиационного распухания топлива и одновременного осаживания оболочки в результате ползучести ее материала под действием наружного давления теплоносителя. Такой сравнительно медленный для условий стационарной работы реактора процесс ощутимо ускоряется в переходных режимах.
По данным фирмы «Дженерал электрик» (США) [40, 74], разрушение оболочки от механического взаимодействия с топливными таблетками по распространенности является второй (после гидрирования внутренней оболочки) причиной разгерметизации твэлов. Данные свидетельствуют, что такой тип разрушения происходит при выгораниях от 6,0 до 27,5 МВт-сут/кг, т. е. на более поздних стадиях, чем от гидрирования. Повышение исходной пластичности может быть достигнуто повышением температуры отжига оболочек до температуры полной рекристаллизации. При этом следует компенсировать понижение предела текучести увеличением толщины оболочки. Уже к 1975 г. фирмой «Дженерал электрик» было реализовано повышение температуры отжига по «улучшенной» технологии с увеличением толщины оболочки при диаметре 14,3 мм с 0,81 до 0,94 мм. Проведены меры по оптимизации геометрии таблеток на основе расчетных и экспериментальных данных. Другой мерой является введение внутреннего давления в твэлах. Однако исходный его уровень должен выбираться таким, чтобы при полном выгорании внутреннее давление не превышало предельно допустимого значения.
Как отмечалось, важнейшей характеристикой надежности твэлов, в особенности в условиях циклических нагрузок, является линейная мощность. При выгорании топлива более 25,0 МВт - сут/кг, по данным [40], критическая линейная мощность не зависит от глубины выгорания и составляет около 410—420 Вт/см для исключения выхода из строя твэлов, более 0,1% от их числа в активной зоне (рис. 1.9). Даже небольшое превышение этого уровня вызывает увеличение на несколько порядков интенсивности разрушения твэлов за один топливный цикл реактора. Вместе с тем явная недостаточность накопленного статистического материала не позволяет с уверенностью считать, что циклические изменения нагрузок в диапазоне ниже допустимой линейной мощности не отражаются на надежности работы твэлов.
Большое влияние на надежность работы твэлов, в том числе и в переменных режимах, оказывает чистота их поверхности. Продукты коррозии конструкционных элементов первого контура растворяются в теплоносителе и распространяются по всему контуру, осаждаясь в застойных зонах и образуя пористый слой магнетита. Термосопротивление пористого слоя существенно выше, чем основного, что, по имеющимся данным, существенно уменьшает критический тепловой поток.
Таблица 1.3. Число изменений мощности реактора IV блока НВАЭС в течение
топливной кампании
* Фиксировались изменения мощности, наблюдаемые в течение не менее одного
часа, поэтому можно предполагать, что действительное число изменений мощности значительно больше указанного.
Имеющийся опыт эксплуатации (табл. 1.3) показывает, что, несмотря на большое число циклов, герметичность твэлов может оставаться достаточно высокой. Так, по причине негерметичности твэлов на IV блоке НВАЭС было удалено: после первого года работы одна кассета из 211, оставляемых на второй год работы; после второго года работы четыре кассеты из 221, оставляемых на третий год работы; после третьего года работы три кассеты из 51 проверенной.
Сокращение срока службы оболочек твэлов с увеличением числа термоциклических процессов ведет к уменьшению глубины выгорания и снижению эффективности использования топливной загрузки. Поэтому вполне понятен особый интерес, проявляемый ведущими зарубежными фирмами к обеспечению стабильной работоспособности твэлов в условиях работы энергоблоков АЭС с PWR в режиме следования за нагрузкой.
Важным фактором в оценке механических характеристик является уровень мощности, к которому твэлы «подготовлены» предыдущим состоянием, т. е, переход к которому из заданного предыдущего состояния не будет сопровождаться напряжением между топливом и оболочкой твэла. На время суточного
и недельного следования за нагрузкой эта «подготовленная» (допустимая) линейная мощность твэла очень близка к номинальной. Длительная работа на пониженной мощности в значительной мере понижает и подготовленную мощность [77].
Любые циклические изменения мощности ниже подготовленной не оказывают существенного влияния на выход ТПД и на взаимодействие системы топливо — оболочка, всплеск мощности выше подготовленной увеличивает выход ГПД, вызывает дополнительные напряжения в оболочках из-за такого взаимодействия и снижает надежность.
Новые зарубежные АЭС снабжаются дополнительной системой ограничения мощности для защиты топлива от нежелательных локальных нагрузок во время переходных процессов. При этом закладываются консервативные (не зависящие от выгорания) параметры, т. считается, что коэффициенты неравномерности не снижаются в течение кампании.
Ограничения по ведению переменных режимов наряду с твэлами могут обусловливаться некоторыми другими конструкционными элементами. Так, важное значение имеет проблема тепловой инерционности реакторной установки, поставленная еще в [26, 37с]. При резком сбросе нагрузки происходит существенный рост давления пара из-за динамического несоответствия мощности реактора и турбины. Полная теплоемкость системы охлаждения реактора ВВЭР-1000 может достигать 4 ГДж/К. В программах регулирования с постоянным давлением в ПГ разница средней температуры контура в диапазоне нагрузки 0—100% приближается к 25—30° С, что в сочетании с высокой теплоемкостью контура может затруднить быстрый набор нагрузки.
В программе регулирования с постоянной средней температурой теплоносителя, напротив, переход с мощности на мощность происходит почти без изменения количества теплоты, аккумулированной в контуре, что позволяет с малым запаздыванием в переходных процессах в ПГ обеспечить увеличенную нагрузку. Скорость разогрева корпуса реактора является лимитирующим фактором при пуске блока после остановки на ночь или в выходные дни с полным или частичным расхолаживанием [37]. Из-за опасности возникновения малоцикловых термических напряжений в элементах конструкции корпуса реактора и ПГ эта скорость ограничивается до 0,3° С/мин. Вместе с тем в [37] отмечено, что при умеренном снижении нагрузки в ночные часы и выходные дни на 25—30% со скоростью до 1 %/мин указанные выше ограничения снимаются.
В процессе планового расхолаживания и остановки ВВЭР необходимо контролировать и выдерживать во времени давление в первом контуре в определенном соответствии с изменением температуры теплоносителя.
