Содержание материала

В настоящем разделе представлены тепловые и гидравлические характеристики активной зоны, реактора и первого контура реакторной установки ВВЭР-1000 для стационарных режимов работы.

Проектные основы

Основной задачей теплогидравлической части проекта реактора является обоснование тепловых и гидравлических условий, обеспечивающих надежное охлаждение активной зоны в стационарных режимах нормальной эксплуатации без нарушения эксплуатационного предела повреждения твэлов: не более 0,2 % твэлов — образование микротрещин типа газовая неплотность оболочки, не более 0,02 % твэлов — прямой контакт ядерного топлива с теплоносителем.
Выполнение указанных требований обеспечивается поддержанием параметров технологического процесса в установленных для нормальной эксплуатации пределах системами контроля и управления, включая технологические зашиты и блокировки.
Выполнение требований эксплуатационного предела повреждения твэлов обосновывается путем проверки выполнения перечисленных ниже проектных критериев.
Минимальный коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи должен быть таким, чтобы кризис теплоотдачи не возникал на максимально напряженном твэле в стационарных режимах нормальной эксплуатации, нормальных переходных режимах и режимах с нарушениями нормальных условий эксплуатации.
Величина коэффициента запаса до кризиса теплоотдачи должна быть не менее 1.0, при доверительной вероятности отсутствия кризиса теплоотдачи не менее 95 %.
При этом температура топлива должна быть ниже температуры плавления с учетом влияния выгорания топлива (2600°С); температура оболочки твэла не должна превышать 352°С.
Выполнение указанных проектных ограничений является достаточным условием, чтобы исключить повреждение топлива» оболочки твэла и топливной сборки из-за тепловых и гидравлических процессов в стационарных режимах нормальной эксплуатации.
Расход теплоносителя по первому контуру при работе четырех главных циркуляционных насосов (ГЦН) должен быть не меньше проектного минимального значения и не больше проектного максимального значения.
Часть расхода теплоносителя, поступающего в реактор, не участвует в охлаждении активной зоны. Эта часть расхода теплоносителя называется протечками мимо активной зоны. В анализе надежности охлаждения активной зоны используется проектный минимальный расход теплоносителя по первому контуру, уменьшенный на величину протечек мимо активной зоны. Проектный максимальный расход теплоносителя по первому контуру используется при определении гидравлических нагрузок.

Основные результаты теплогидравлического расчета реактора

Стационарные режимы работы реактора анализируются как при номинальных проектных параметрах, так и при наихудшей комбинации возможных отклонений основных параметров (мощности, температуры на входе в реактор, расхода и давления теплоносителя в первом контуре) от номинальных значений в пределах, обусловленных работой систем контроля и регулирования. При этом учитываются следующие наиболее неблагоприятные отклонения параметров от номинальных значений с учетом точности определения (контроля) и поддержания (регулирования):

  1. тепловая мощность реактора 104 % от номинала;
  2. расход теплоносителя по первому контуру — минимальный проектный;
  3. отклонение давления в первом контуре от номинала — минус 0,3 МПа;
  4. отклонение температуры теплоносителя на входе в реактор +2°С от номинала;
  5. распределение энерговыделения в активной зоне наихудшее в процессе кампании.

Тепловые и гидравлические характеристики активной зоны и реактора для режима работы при наиболее неблагоприятной комбинации возможных отклонений основных параметров приводятся ниже.
Эти параметры используются в качестве начальных условий при выполнении анализов безопасности.

  1. тепловая мощность, МВт                                                     3120
  2. давление в первом контуре, МПа                                        15,4
  3. температура теплоносителя на входе в реактор, °C 292
  4. температура теплоносителя на выходе из активной зоны, °C                                                                                        324,6
  5. проектный минимальный расход теплоносителя через реактор (на входе), м3/ч       80000
  6. средний гидравлический диаметр пучка твэлов, мм 10,5
  7. проходное сечение теплоносителя в активной зоне, м2 4,14
  8. массовая скорость в активной зоне (средняя), кг/м2 с 3850
  9. скорость теплоносителя в активной зоне (средняя), м/с 5,4
  10. общая поверхность теплообмена в активной зоне
  11. количество твэлов в активной зоне, шт.                             50693
  12. плотность мощности в активной зоне (средняя), кВт/л 113,7
  13. доля мощности, выделяемой в твэлах                                1,0
  14. линейный тепловой поток (средний), Вт/см                        173,0

Коэффициенты неравномерности энерговыделения:

  1. неравномерность мощности кассет                                      1,35
  2. радиальный коэффициент неравномерности энерговыделения по твэлам                      1,60
  3. общий ядерный коэффициент неравномерности энерговыделения                       2,23
  4. общий коэффициент неравномерности энерговыделения для теплового потока (с учетом механического коэффициента)     2,59

Механические коэффициенты:

  1. механический коэффициент для теплового потока 1,16
  2. механический коэффициент по подогреву теплоносителя                  1,16

Характеристики твэла и подканала с минимальным коэффициентом запаса до кризиса теплоотдачи:

  1. максимальный линейный тепловой поток, Вт/см 448
  2. максимальная температура топлива, °C                             < 1800
  3. максимальная температура наружной поверхности твэла, °C                352
  4. максимальное массовое паросодержание на выходе из горячего подканала, не более        0,05

Коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи:

  1. при номинальных параметрах                                              1,90
  2. при отклоненных параметрах от номинальных значений                       1,30

Обоснование безопасности реакторов ВВЭР-1000 выполняется для предельных тепловых нагрузок твэлов (448 Вт/см в нижней половине высоты активной зоны и 360 Вт/см на высоте 0,8 Наз). При указанных нагрузках твэлов и отклоненных значениях параметров коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи составляет не менее 1,3, что выше проектного предела 1,0 и обеспечивает с вероятностью не менее 95 % отсутствие кризиса теплоотдачи в активной зоне в стационарных режимах.
Максимальный тепловой поток определяется как произведение среднего теплового потока в активной зоне на общий коэффициент неравномерности энерговыделения 2,59, который в свою очередь есть произведение локального ядерного коэффициента неравномерности энерговыделения и механического коэффициента для теплового потока. При этом консервативно принимается, что вся мощность активной зоны генерируется в таблетках твэл, а средний тепловой поток (линейный тепловой поток) равен отношению общей мощности активной зоны на общую поверхность (длину) топливной части твэл в горячем состоянии.
Максимальные тепловые потоки с твэл, полученные с использованием коэффициентов неравномерностей энерговыделений в активной зоне, а также предельные тепловые нагрузки твэла применяются в анализах стационарных режимов эксплуатации и как исходные значения в переходных и аварийных режимах.
Распределение расхода, температуры и энтальпии теплоносителя по сечению и высоте активной зоны в стационарных режимах работы определяются с учетом распределения энерговыделения в активной зоне. По результатам расчетов в активной зоне возможно объемное кипение на выходе из наиболее нагруженных ячеек и поверхностное кипение при недогреве. При этом максимальное массовое паросодержание (относительная энтальпия) на выходе наиболее нагруженной ячейки не превышает 5 %. В среднем теплоноситель на выходе из кассет активной зоны не догрет до энтальпии насыщения: средняя относительная энтальпия на выходе из наиболее нагруженных кассет не превышает (-6 %), в среднем на выходе из активной зоны не превышает (-15 %).
Неравномерность распределения расхода теплоносителя по кассетам на входе в активную зону в режимах работы на четырех и частичном количестве петель подробно исследована на моделях реактора, на головных и серийных блоках АЭС с реактором В-1000. По результатам измерений неравномерность расходов через хвостовики кассет не превышает 15 % от среднего значения.
Исследованиями в стендовых условиях на сборках из семи бесчехловых кассет показано, что при неравномерности расходов на входе в кассеты до 30 % происходит быстрое выравнивание расходов и скоростей теплоносителя по сечению активной зоны на начальном участке пучка твэлов, длина которого не превышает 0,5 м.
Выполненные на основе результатов этих исследований оценки показывают, что отклонение эквивалентного (усредненного по высоте) расхода через кассету от среднего по зоне значения расхода через кассету не превышает 3 %. При расчетах теплогидравлических параметров в горячих подканалах и запасов до кризиса теплоотдачи отклонения от средних значений расходов по кассетам и по отдельным ячейкам из-за отклонения их геометрии учитываются как составные величины в механическом коэффициенте по подогреву теплоносителя.
Влияние различия мощностей кассет и различия геометрии подканалов (ячеек) на перераспределение расходов в активной зоне учитывается непосредственно в теплогидравлическом расчете.
Учитываемые в проекте суммарные протечки теплоносителя, которые не участвуют в эффективном съеме тепла с твэлов активной зоны, составляют 4,0 % от общего расхода через реактор.
Основная часть теплоносителя проходит по опускной щели между корпусом реактора и шахтой, далее через перфорацию днища шахты и опорных труб поступает на вход в кассеты активной зоны, омывает пучки твэлов, снимая генерируемое в них тепло. Нагретый в активной зоне теплоноситель отводится из реактора через четыре выходных патрубка.
Часть от основного расхода теплоносителя (примерно 4%), не участвующая в эффективном отводе тепла от твэлов, в виде составляющих байпасного расхода (протечек) используются для охлаждения внутрикорпусных устройств реактора и поглощающих элементов органов регулирования.
Перепады давления (гидравлические потери) на участках внутри корпусного тракта реактора в стационарных режимах работы рассчитаны на основе проектных коэффициентов гидравлических сопротивлений, подтвержденных экспериментальными данными. Перепады давления по участкам внутри корпусного тракта реактора при номинальном значении мощности, проектном номинальном расходе теплоносителя и проектных номинальных температурах следующие:

  1. на входном участке, МПа                                                             0,205
  2. на активной зоне, МПа                                                                  0,147
  3. на блоке защитных труб, МПа                                                     0,029
  4. на выходном участке, МПа                                                          0,040
  5. на реакторе (без входных и выходных патрубков), МПа 0,392
  6. на реакторе совместно с патрубками, МПа                                 0,447

Гидравлические нагрузки, действующие на элементы внутрикорпусных устройств реактора и на кассеты, определяются в стационарных режимах эксплуатации на номинальной мощности и при работе на холодной воде, исходя из воздействия максимально возможных перепадов давления на элементы ВКУ. Значения этих перепадов определяются при максимальных значениях проектного расхода теплоносителя и максимальных значениях коэффициентов гидравлического сопротивления с учетом погрешности их знания. Результаты расчета гидравлических нагрузок показывают, что в рассмотренных режимах работы обеспечивается удержание кассет и элементов ВКУ от всплытия:

  1. запас до всплытия кассеты составляет не менее 1,4;
  2. поджатие блока защитных труб и шахты крышкой реактора через трубчатый тороидальный элемент обеспечивает удержание шахты от всплытия.

Учет тепловых эффектов эксплуатационных режимов
Проектные ограничения на эксплуатационные режимные параметры устанавливаются таким образом, чтобы в стационарных режимах нормальной эксплуатации обеспечивалось не превышение эксплуатационного предела повреждения твэлов. Не превышение установленных проектных ограничений обеспечивается системой контроля, управления и диагностики (СКУД) реактора. СКУД обеспечивает постоянный и оперативный контроль состояния активной зоны реактора в процессе эксплуатации, ввод результатов контроля в вычислительную систему, обработку информации и вывод полученных результатов на внешние устройства для информации оператора и для регистрации и дальнейшей обработки. Эта информация используется также для автоматической защиты, регулирования и предупредительной сигнализации.
Система управления и защиты реактора обеспечивает автоматическое регулирование мощности и распределения мощности и защиту активной зоны от превышения основными параметрами установленных проектных пределов, что гарантирует работу твэл без повреждения в стационарных и переходных режимах нормальной эксплуатации.