В настоящей главе представлены основные положения расчетных методов и результаты расчетного обоснования теплогидравлических характеристик для стационарных режимов работы реакторных установок ВВЭР средней и большой мощности, спроектированных в ОКБ «Гидропресс».
Эволюционное развитие проектов реакторных установок ВВЭР для энергоблоков атомных электростанций электрической мощностью от 70 до 1500 МВт, разработанных в ОКБ «Гидропресс» за период 1955—2000 гг., в достаточно полном объеме представлено в [1].
Для основных серий реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР- 1000 отражены следующие вопросы расчетного обоснования теплогидравлических характеристик РУ, реактора и активной зоны:
- проектные основы и критерии обоснования теплогидравлических характеристик РУ;
- расчетные методы и результаты расчетного обоснования теплогидравлических характеристик и надежности охлаждения твэлов в стационарных режимах работы РУ;
- статическая характеристика управления РУ - T-Q диаграмма;
- обоснование теплогидравлических и гидромеханических условий работы органов регулирования СУЗ;
- основные характеристики методического и программного обеспечения для расчетного обоснования проектов ВВЭР в части теплогидравлики РУ в стационарных режимах;
- подтверждение проектных характеристик РУ результатами пусконаладочных работ (ПНР) и пусковых испытаний.
2.1 ПРОЕКТНЫЕ ОСНОВЫ ДЛЯ ВЫБОРА ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ И ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РУ ВВЭР
2.1.1Общие положения ВВЭР-440
Как отмечается в [1], проекты ВВЭР-440 первого поколения (В-179, В-230, В-270) разрабатывались при отсутствии отечественных нормативов по безопасности АЭС и рассчитывались на эквивалентный разрыв трубопровода диаметром до 100 мм с учетом ограничительной вставки диаметром 32 мм в местах подключения этих трубопроводов к ГЦТ. Исходя из указанного масштаба аварии, теплотехническое обоснование базировалось на том, что в ходе заданной аварии активная зона реактора всегда остается залитой борированной водой.
Проекты ВВЭР-440 второго этапа создания (В-213) выполнялись с учетом требований нормативного документа «Основные положения по обеспечению безопасности АЭС» (ОПБ-73). В этих проектах уже предусмотрены технические меры, обеспечивающие безопасность АЭС при авариях, связанных с мгновенным разрывом трубопровода максимального диаметра (Ду 500).
ВВЭР-1000
Первый спроектированный в России реактор ВВЭР-1000 (В-187), введенный в эксплуатацию на 5-м блоке Нововоронежской АЭС, имеет активную зону, составленную из 151 кассеты с шестигранными чехлами, перфорированными по всей высоте активной зоны. В проекте предусмотрены технические меры, обеспечивающие безопасность АЭС при авариях, связанных с мгновенным разрывом трубопровода максимального диаметра (Ду 850).
Последующие серии реакторов ВВЭР-1000 (малая серия В-302, В-338 и большая серия В-320) имеют активную зону, составленную из 163 бесчехловых кассет.
Кроме того, имеется некоторое отличие компоновки петель РУ В-187 и малой серии В-302, В-338 из-за наличия главных запорных задвижек (ГЗЗ) на холодных и горячих нитках петель по сравнению с компоновкой петель РУ В-320, где ГЗЗ отсутствуют.
Однако проектные параметры и теплогидравлические характеристики (тепловая мощность реактора, давление первого контура, давление второго контура, расход теплоносителя через реактор, температуры теплоносителя на входе и на выходе из реактора) для всех серий реакторов ВВЭР-1000 (табл. 2.1) и для всех серий реакторов ВВЭР-440 (см. табл. 2.4) практически унифицированы в пределах проектных допусков, и проектные подходы к выбору и обоснованию параметров и теплогидравлических характеристик основаны на одинаковых принципах.
Поэтому основные положения расчетного обоснования теплогидравлических характеристик активной зоны, реактора и РУ в целом и выполнение требований нормативно-технической документации по надежности и безопасности в части теплогидравлики рассмотрены в обобщенном виде для всех серий реакторов ВВЭР.
Таблица 2.1. Основные проектные параметры и теплогидравлические характеристики РУ ВВЭР-1000 в стационарном режиме работы на четырех ГЦН (номинальные значения и проектные отклонения, обобщенные для всех серий реакторов ВВЭР-1000)
Основной задачей теплогидравлической части проекта РУ, реактора и активной зоны является обоснование тепловых и гидравлических условий, обеспечивающих надежное охлаждение активной зоны в стационарных режимах нормальных условий эксплуатации без нарушения эксплуатационного предела повреждения твэлов.
Согласно нормативному документу ПБЯ РУ АЭС [2], при нормальной эксплуатации эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0,2% твэлов и быть не больше 0,02% твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем.
Необходимым условием для выполнения указанных нормативных требований с точки зрения теплогидравлических аспектов работы активной зоны является обеспечение надежного охлаждения элементов активной зоны и их длительной работоспособности в потоке теплоносителя с учетом воздействия эксплуатационных факторов в течение проектного срока службы.
Выполнение указанных требований в проекте обосновывается путем проверки выполнения перечисленных ниже теплотехнических и гидромеханических критериев и требований в стационарном режиме работы.
2.1.2 Критерии теплотехнической надежности охлаждения твэлов
- Минимальный коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи должен быть таким, чтобы кризис теплоотдачи не возникал на максимально теплонапряженном твэле в стационарных режимах нормальной эксплуатации, нормальных переходных режимах и режимах с нарушениями нормальных условий эксплуатации. Для доверительной вероятности отсутствия кризиса теплоотдачи не менее 95% при уровне доверия 95% величина коэффициента запаса до кризиса теплоотдачи должна быть более 1,0.
- Температура наружной поверхности оболочки твэла не должна превышать длительно допустимую температуру 352 °C. Температура топлива должна быть ниже температуры плавления топлива с учетом выгорания (2600 °C).
- Максимальная линейная нагрузка твэла не должна превышать предельные значения: 448 Вт/см на нижней половине высоты активной зоны со снижением допустимой нагрузки на верхней половине высоты активной зоны по линейному закону с реперной точкой 360 Вт/см на высоте 80% Н. Для твэла предельная линейная нагрузка: 360 Вт/см на высоте 0-80% Ηа3, на высоте 80-100% На3 - по аналогии с ограничениями для твэла.
2.1.3 Проектные пределы по расходу и температуре теплоносителя
- Расход теплоносителя через реактор при работе четырех ГЦН должен быть не менее минимального проектного расхода и не более максимального проектного расхода. Минимальный проектный расход теплоносителя через реактор используется в анализе надежности охлаждения активной зоны. Максимальный проектный расход теплоносителя через реактор используется при определении гидравлических нагрузок на ВКУ и на ТВС; максимальный проектный расход через ТВС используется при обосновании рабочего ресурса ТВС.
- Должно быть обеспечено надежное удержание кассет и ОР СУЗ от всплытия под действием гидродинамических усилий от потока теплоносителя. Коэффициент запаса до всплытия кассеты должен быть не менее 1,2.
- Конструктивные характеристики ОР СУЗ и НК и организация потока теплоносителя через НК должны обеспечивать время падения ОР СУЗ в активную зону в проектных пределах 1,2-4,0 с при срабатывании аварийной защиты.
- В стационарных режимах работы поток теплоносителя в первом контуре должен быть гидравлически устойчивым. Внутрикорпусные устройства реактора должны обеспечивать достаточно равномерное и стабильное распределение потока теплоносителя по кассетам активной зоны при работе различного количества ГЦН.
- Уровень температур и подогрев теплоносителя в первом контуре являются функцией от мощности реактора, расхода теплоносителя и эффективности теплопередачи через трубчатку ПГ. Распределение температуры (энтальпии) и скорости теплоносителя в активной зоне рассчитываются с учетом распределения энерговыделения и скоростей теплоносителя и учитываются при расчетах запасов до кризиса теплоотдачи.
