Материал: Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000
Пределом безопасной эксплуатации реакторной установки по суммарной удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе 1-го контура является величина 1,85 10+8 Бк/дм3, соответствующая пределу безопасной эксплуатации по числу негерметичных твэлов, равному 1 % газонеплотных твэлов и 0,1 % твэлов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем.
Эксплуатационным пределом работы реакторной установки по суммарной удельной активности радионуклидов йода в теплоносителе 1-го контура является величина 3,7 10+7 Бк/дм3, соответствующая эксплуатационному пределу по числу негерметичных твэлов, равному 0,2 % газонеплотных твэлов и 0,02 % твэлов, имеющих прямой контакт топлива с теплоносителем.
При нарушении воднохимического режима в 1-ом контуре возможно увеличение радиоактивности теплоносителя в десятки раз за счет перехода в него продуктов коррозии со стенок труб и твэлов. Отмечались случаи ошибочного слива регенерационного раствора из фильтров СВО-2 (слабый раствор азотной кислоты) в бак оргпротечек и далее, в 1-й контур через систему подпитки. При растворении отложений со стенок труб 1-го контура и твэлов удельная радиоактивность теплоносителя увеличивается до 3,7 10+7 Бк/дм3. Спектрометрический анализ состава примесей теплоносителя, выполненный лабораторией ОЯБ, показал наличие активированных продуктов коррозии и нормальное содержание реперных продуктов деления урана (йод-131, йод-132, йод-133, цезий-138).
7.15.Распределение расхода теплоносителя
вреакторе
Теплоноситель, входящий через четыре входных патрубка реактора, 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 теплоноситель отводится из реактора через четыре выходных патрубка.
Специально организуемые составляющие байпасного расхода (протечек), помимо активной зоны, охлаждают внутрикорпусные устройства реактора и поглощающие элементы органов регулирования. Другие составляющие байпаса обусловлены конструкцией.
196
В табл. 7.14 дан перечень составляющих байпасного расхода (протечек).
Таблица 7.14
Составляющие байпасного расхода в реакторе
Наименование участка байпаса, обозначение расхода байпаса
Кольцо – разделитель потока между камерами входных и выходных патрубков,
Каналы в выгородке активной зоны, зазор между выгородкой и шахтой,
Каналы поглощающих элементов, центральные трубки в кассетах
Общие протечки
Процент протечек от общего расхода
0,1
0,7
2,2
3,0
Исследованиями в стендовых условиях на сборках из семи безчехловых 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 кассеты длиной не более 0,5 м и неравномерность составляет не более ±5 %.
В кассете активной зоны расходы теплоносителя стабильные во времени, и распределение расходов по кассетам на входе устойчивое. Натурные измерения пульсаций давления теплоносителя показывают, что пульсации давления в различных точках внутрикорпусного тракта реактора незначительны, максимальная амплитуда их не превышает 0,1 кг/см2.
Распределение расхода теплоносителя по кассетам на входе в активную зону подробно исследовано на моделях реактора и на головных блоках ВВЭР-1000. По результатам измерений неравномерность расходов через хвостовики кассет не превышает ±15 % от среднего значения.
Как уже указывалось, учитываемые в проекте суммарные протечки теплоносителя, которые не участвуют в эффективном съеме тепла с твэлов активной зоны, составляют 3 % от общего расхода через реактор (по некоторым данным – до 5 %).
197
7.16. Проектные пределы повреждения твэлов при авариях
В ранее действовавших ПБЯ РУ АС-89 приведены следующие предельные аварийные условия для твэлов с циркониевыми оболочками:
-максимальная температура – не выше 1200 °С;
-максимальная локальная глубина окисления оболочки – не более 18 % от первоначальной толщины стенки;
-доля прореагировавшего циркония – не более 1 % от его массы
воболочках твэлов.
Первое из ограничений (Тоб < 1200 °С) предназначено для исключения возможности возникновения самоподдерживающейся пароциркониевой реакции в активной зоне. Однако многочисленными измерениями во ВНИИНМ, ВТИ, НИЦ «Курчатовский институт» показано, что на сплаве Э-110, используемом для оболочек твэл реакторов ВВЭР-1000, не возникает самоподдерживающейся пароциркониевой реакции вплоть до 1350 °С. С повышением температуры скорость коррозии растет, растет и количество выделяю-
щегося |
тепла, однако сплав Э-110 при этих температурах |
(<1350 |
°С) не самовозгорается. |
За рубежом для сплава циркалой-4 также не наблюдалось самоподдерживающейся пароциркониевой реакции до этих же температур. Таким образом, сейчас нет достаточных данных, чтобы ставить вопрос о снижении предельной температуры 1200 °С, как средства исключения возможности самоподдерживающейся пароциркониевой реакции в активной зоне. Можно отметить некоторый консерватизм в назначении предельной температуры на уровне 1200 °С.
Предельная глубина окисления оболочки твэла – не более 18 %, установлена с целью не допустить разрушения оболочек при повторном заливе активной зоны, чтобы иметь возможность выгрузить кассеты из активной зоны после происшедшей аварии. При окислении оболочки она приобретает хрупкость, пластичность сохраняется лишь в неокисленных слоях, поэтому при термическом ударе возникает опасность разрушения.
За рубежом величины допускаемых локальных глубин окисления для сплава циркалой-4 близки к назначенным ПБЯ РУ АС (менее 15–17 %), что подтверждено соответствующими экспериментами. В то же время проведенные в 1988 году эксперименты по
198
сжатию окисленных оболочек (отчет ВНИИНМ, ВТИ, АЭП) показали, что оболочка теряет пластические свойства уже при 3–5 % локальной глубины окисления. По мнению некоторых авторов допустимую локальную глубину окисления сплава Э-110 надо уменьшить до 5 %.
Доля прореагировавшего циркония – не более 1 % от его количества в активной зоне определена с целью исключения возможности большого взрыва в корпусе реактора или гермо-оболочке. В Японии этот критерий сформулирован следующим образом: ни в каком объеме АЭС не должно образовываться взрывоопасное количество водородно-воздушной смеси. Для ВВЭР-1000 количество образовавшегося Н2 при назначенной предельной величине прореагировавшего циркония – достаточно большая величина (около 100 м3). При проектных авариях проектировщиками также используется критерий «нижнего предела распространения пламени – 4 объемных процента водорода». Считается что при концентрации водорода менее 4 % объемных горение невозможно.
Для удержания расчетных характеристик реактора при развитии большой аварии на уровне неразрушения активной зоны, что определено непревышением температуры циркониевой оболочки 1200 °С, потерей циркония на окисление не более 1 % и толщины оболочки не более 18 %, пришлось ограничить в 1977 г. линейное энерговыделение твэла реакторной установки В-302 максимальным значением 490 Вт/см (ранее было 525 Вт/см), а в дальнейшем в техническом задании на реакторную установку В-392 значением 448 Вт/см, а для уран-гадолиниевых твэлов (твэгов) 360 Вт/см.
Причина этого заключается во все большем понимании опасности реакции
Zr + 2H2O = ZrO2 + H2, |
(7.16.1) |
начинающейся в водяном паре в области 950 °С, а также в учете возникновения ползучести циркониевых сплавов в области температур 800 °С, приводящей к раздутию и частичной разгерметизации оболочек в процессе быстрого нарастания температур в аварийных ситуациях и перекрытия проходных сечений расхолаживающему теплоносителю. Генеральным конструктором принято ограничение перекрытия живого сечения теплоносителя в процессе развития аварии величиной 50–70 %.
199
Первоначально в проекте головного блока с реакторной установкой ВВЭР-1000 при максимальном значении линейного энерговыделения 525 Вт/см предельная температура оболочки при развитии большой аварии оценивалась почти в 1350 °С.
Главный конструктор ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск) привел в соответствие характеристики активных зон реакторов ВВЭР-1000 реакторных установок В-392 и В-320. Исходя из имеющихся экспериментальных данных внутриреакторного определения коэффициента контактной теплопередачи сердечник-оболочка, измеренного с точностью ±20 %, и фактических заводских допусков на зазор оболочка-сердечник, а также с учетом возможного максимального увеличения этого зазора в начале облучения за счет внутриреакторного радиационного уплотнения топлива на 4 %, локальная величина энергонапряженности твэлов ограничена максимальным значением 448 Вт/см, для твэгов 360 Вт/см.
Расчет показывает, что при исходном давлении гелия внутри оболочки твэла около 2 МПа при выходе реактора на 100 % мощности оно достигает в начальный период эксплуатации величины 7,1 МПа вследствие общего разогрева внутритвэльной газовой среды в среднем до 700 °С. По данным на начало кампании, описывающим наиболее опасную ситуацию развития аварии, был построен график изменения параметров во времени для максимально напряженной группы твэлов.
Из графика следует, что в течение первых 5–6 с развития аварии внутритвэльное давление не превысит внутрикорпусного, затем окружные напряжения в оболочке начинают возрастать и оболочки около 5000 твэлов (15–16 ТВС) на 15–18 с попадают в высокотемпературную область 600–900 °С, в которой реализуется их высокотемпературная деформация.
Расчетный код РАПТА с учетом окисления оболочек позволил оценить, что максимальная окружная деформация оболочек группы твэлов приводит к касанию оболочек соседних в пучке твэлов.
По расчетам ОКБ «Гидропресс» с использованием кода «ТЕЧЬ- М», верифицированного по экспериментам при средних течах (до Ду200), при МПА максимальные температуры не превышают 1100 °С (продолжительностью 4 с), максимальная глубина окисления оболочки составляет около 15 % от ее толщины, количество образовавшегося при этом водорода составляет 70 м3.
200