Материал: Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000

тивной зоны, а частично выгоревшие – переставляют ближе к центру. Отработавшее три года топливо удаляется из центра активной зоны. Такая схема движения топлива (периферия – центр – центр) позволяет обеспечивать равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках твэл.

В результате перегрузки все ТВС меняют свое положение в активной зоне. Затем производится перестановка кластеров в кассеты, расположенные под приводами ОР СУЗ.

Выгруженные из ядерного реактора отработавшие три года ТВС содержат внутри твэлов большое количество радиоактивных веществ («осколков» деления урана). Сразу после выгрузки одна отработавшая ТВС содержит, в среднем, 1,2×1016 Бк радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 кВт. По мере выдержки отработавших ТВС в воде бассейна выдержки уменьшается их радиоактивность и мощность остаточных энерговыделений.

Установка отработавшей ТВС в закрытый чехол с водой практически не изменяет ее температуру относительно поверхности чехла, но закрытие ТВС в чехле с воздухом вызывает увеличение ее температуры примерно до величины, указанной в табл. 7.13.

Таблица 7.13

Остаточное тепловыделение одной ТВС и максимальная температура разогрева ТВС на воздухе

Извлечение одной ТВС из воды БВ лишает ее защитного слоя воды и создает большую мощность экспозиционной дозы гаммаизлучения в реакторном зале 0,6–1,0 Зв/ч на расстоянии 40–20 м, что недопустимо для безопасности работающего там персонала.

186

Если отработавшую ТВС вынуть из воды и оставить на воздухе без чехла, то она разогреется до следующей температуры, приведённой в табл. 7.13.

Все транспортно-технологические операции с ТВС, т.е. извлечение ТВС из реактора, транспортировка ТВС и установка их в бассейн выдержки и перегрузки, в пеналы КГО выполняются при помощи рабочей штанги перегрузочной машины.

ТВС при помощи штанги поднимается на необходимую высоту, транспортируется в вертикальном положении и устанавливается в заданную ячейку. Указанные операции контролируются при помощи телевизионной камеры перегрузочной машины. Обязательный телеконтроль (визуальное наблюдение) производится с постоянного пульта перегрузочной машины.

Извлечение из ТВС, транспортировка и установка в ТВС кластеров выполняется при помощи чехла кластера, который в вертикальном положении предварительно сцепляется с рабочей штангой перегрузочной машины и устанавливается на головку ТВС.

При установке БЗТ, цилиндрические части головок и шпонки ТВС входят в ячейки нижней плиты БЗТ. При этом происходит «разбор» ТВС с шагом 236 мм. Подпружиненные траверсы регулирующих стержней входят в пазы направляющих каркасов труб БЗТ на 10 мм.

При установке верхнего блока на корпус реактора происходит дополнительное утопание траверс регулирующих стержней в пазы направляющих каркасов труб БЗТ на величину 11,5±3,5 мм.

7.10. Современная теория надёжности твэлов

Надежность работы АЭС в переходных и маневренных режимах обусловлена, в основном, работоспособностью твэлов в этих условиях, которая определяется уровнем тепловой нагрузки, предысторией облучения, скоростью повышения и приростом мощности, коррозионным воздействием на оболочку со стороны топлива и др. К наиболее опасным режимам следует отнести скачкообразное изменение мощности, приводящее при определенных условиях к разгерметизации твэлов. Это вынуждает ограничить не только скорость повышения и размер скачка мощности, но и проектное выго-

187

рание топлива, поскольку при выгорании более 35 000–40 000 МВт сут/т вероятность разгерметизации твэлов при таких режимах существенно возрастает.

В настоящее время основной причиной разгерметизации твэлов считается значительное ухудшение свойств циркониевой оболочки в результате локального коррозионного воздействия со стороны топлива. При резком изменении мощности реактора существенный рост растягивающих напряжений в оболочке может приводить к коррозионному растрескиванию.

Многочисленные исследования твэлов показывают, что при работе реактора в течение длительного времени на пониженной мощности и при последующем быстром её повышении (со скоростью 1–2 %/мин) может наблюдаться в некоторых случаях разгерметизация твэлов. При этом процесс термомеханического взаимодействия топливо-оболочка при скачкообразном изменении мощности зависит от предыстории работы реактора, уровня тепловой мощности твэлов, выгорания топлива, скорости повышения и прироста мощности.

Одним из принципиальных моментов при определении напря- женно-деформированного состояния твэла является наличие контакта топлива с оболочкой в процессе повышения мощности. Здесь важно отметить, что топливный столб в твэле содержит более 250 таблеток, имеющих различные геометрические размеры (в пределах допусков) и, как следствие, различные исходные зазоры между топливом и оболочкой. Неодинаковы и условия работы таблеток в различных участках по высоте твэла.

Как показывает расчетный анализ и экспериментальные данные, при отсутствии механического взаимодействия топливо-оболочка скачкообразное изменение мощности не приводит к разгерметизации твэлов. Повышение мощности реактора в этом случае вызывает увеличение давления газообразных продуктов деления и термических напряжений в твэле. Уровень термических напряжений незначителен. Например, для твэлов реактора ВВЭР-1000 при повышении мощности с 50 до 100 % оно увеличивается примерно до 15 МПа и впоследствии релаксируется. Давление газообразных продуктов деления при выгорании 30000 МВт сут/т в этом случае возрастает до 10–12 МПа и, как правило, не превышает давления

188

теплоносителя. Таким образом, при отсутствии взаимодействия топлива с оболочкой уровень напряженно-деформированного состояния при указанном скачкообразном изменении мощности не может привести к разгерметизации твэлов, так как сохраняется значительный запас прочности и пластичности материала оболочки. Отсюда следует, что разгерметизация твэлов происходит только

вслучае механического взаимодействия топлива с оболочкой.

7.11.Влияние нестационарных режимов на термомеханические

процессы в твэлах

Основными термомеханическими процессами, определяющими работоспособность твэла и герметичность их оболочек, являются процессы механического взаимодействия топливного сердечника с трубкой оболочки и теплового расширения сердечника относительно этой трубки. При стационарных режимах в ядерном топливе (таблетках) происходят два конкурирующих процесса:

-доспекание частиц двуокиси урана (уменьшаются размеры таблеток и увеличивается зазор между ними и трубкой);

-радиационное распухание топлива из-за образования газовых пор от продуктов деления.

В условиях циклических изменений мощности твэлов происходит растрескивание таблеток топлива, увеличение их объема и уменьшение зазора между оболочкой и таблеткой.

Исследования показывают, что для реального топлива реакторов ВВЭР-1000 в первую половину срока работы топлива (1,5 года) имеется зазор между топливным сердечником и оболочкой. В этот период за счет ползучести оболочки под действием наружного давления (оно больше давления гелия в твэлах) происходит уменьшение диаметра оболочки на 10–15 мкм.

Во второй половине общего срока работы топлива отмечалось увеличение диаметра оболочек на 10–30 мкм из-за увеличения внутреннего давления газов и воздействия таблеток. Несмотря на наличие зазора между топливом и оболочкой при режимах увеличения мощности происходит местное сцепление таблеток с оболочкой. Отдельные таблетки топлива расположены эксцентрично в оболочке, что создает их местные контакты с оболочкой и осевые

189

усилия на оболочку из-за значительного удлинения топливного сердечника.

Для уменьшения этих усилий трения топлива об оболочку ограничивается скорость увеличения мощности реактора (не более 1 % в минуту). При постоянной мощности, близкой к номинальной (75– 100 %) накопленная упругая деформация оболочек снимается за счет ползучести топлива (в средней части твэла) или ползучести оболочки (по краям твэла). Поэтому технологический регламент эксплуатации ВВЭР-1000 содержит требование выдержки постоянной мощности реактора на 80 % Nном в течение трех часов, а последующее увеличение мощности надо производить со средней скоростью не более 0,3 % в минуту [10].

При длительной работе реактора на пониженной, но значительной мощности (более 12 суток в диапазоне 50–70 % Nном), температура в топливе недостаточна для релаксации (снятия) напряжений с оболочек, но радиационный рост топлива (распухание) происходит, хотя и медленно. Поэтому скорость набора мощности в этом случае еще более ограничена (0,17 % в минуту до 80 %, а далее без выдержки 0,017 % в минуту).

Не желательно, но допустимо ступенчатое увеличение мощности с последующей выдержкой на постоянной мощности для обеспечения допустимой средней скорости набора мощности. Величина «ступени» увеличения мощности ограничена в 10% Nном для средней, а при мощности более 80 % допустима «ступенька» в 5 % Nном. Уменьшение мощности реактора допускается со скоростью не более 3 % в минуту.

Поле энерговыделений по высоте активной зоны контролируется с помощью величины офсета (относительной разности между энерговыделениями нижней и верхней половинах активной зоны). При подъеме мощности реактора отклонение величины офсета от его стационарного значения ограничивается изменением в ±5 % [10].

Большое влияние на ядерное топливо оказывают переходные режимы с быстрым изменением реактивности активной зоны: быстрое изменение температуры активной зоны (включение ГЦН на мощности, быстрое расхолаживание РУ), быстрое изменение плотности теплоносителя, быстрое изменение концентрации борной

190