Активная зона
Маневренные возможности активных зон ядерных реакторов определяются тепловыделяющими элементами (твэлами) и в меньшей мере — тепловыделяющими сборками (ТВС). Твэл — наиболее ответственный узел зоны, обеспечивающий определенное пространственное расположение делящегося материала, отвод выделяющегося тепла, локализацию продуктов деления и предотвращение контакта топлива и теплоносителя. В реакторе твэлы располагаются группами, объединенными концевыми деталями и иногда чехлом, - ТВС.
Твэлы работают в сложных и тяжелых условиях: при высоких тепловых нагрузках и температурах, больших градиентах температур, высоких механических напряжениях, а также воздействии многочисленных неблагоприятных факторов, ухудшающих механические и физические характеристики материалов твэлов. К последним надо отнести:
нейтронный поток, вызывающий радиационное повреждение материалов, изменение их механических свойств;
коррозионную среду как внутри оболочки (продукты деления), так и при некоторых условиях со стороны теплоносителя; возможное эрозионное воздействие теплоносителя;
радиационное распухание топлива в процессе работы, приводящее к механическому воздействию его на оболочку;
рост давления газов под оболочкой;
виброизнос и фреттинг-коррозия.
Наложение на эти факторы циклической усталости оболочек из- за знакопеременной нагрузки при периодических изменениях мощности реактора делает условия работы твэлов еще более жесткими, а требования к надежности и работоспособности твэлов - трудновыполнимыми.
Помимо обеспечения работоспособности твэлов при частом изменении их линейной нагрузки маневренные возможности активной зоны реакторов определяются еще и динамикой ксенонового отравления. Последний фактор относится только к тепловым реакторам.
Оработоспособности твэлов
Исследовательские и конструкторские работы по совершенствованию твэлов ведутся с самых первых лет развития ядерных реакторов, достигнутые успехи на этом пути неоспоримы, но процесс этот трудный и длительный. Решения до того, как они будут широко использоваться, должны быть подтверждены испытаниями в исследовательских реакторах и практикой эксплуатации АЭС.
Усилия организаций-разработчиков (а ныне - ОАО «ТВЭЛ») направляются в первую очередь на обеспечение геометрической стабильности конструкции ТВС, повышение их ресурса и надежности. Для смягчения проблемы влияния переходных режимов на надежность и работоспособность твэлов, увеличения допустимого выгорания топлива прорабатываются, испытываются и частично уже внедрены в конструкцию твэлов и в режимы эксплуатации реакторов перспективные технические решения.
Разработано несколько поколений ТВС с улучшенными характеристиками. В последние годы ведется большая работа и по обоснованию эксплуатации ядерного топлива в маневренных режимах. Проводится проверка новых решений на АЭС. В докладе сотрудников ОАО «ТВЭЛ» [48] в числе задач ближайшего времени указываются:
обоснование эксплуатации ядерного топлива ВВЭР-440 в маневренных режимах (первичное регулирование мощности 97,5±2,5 % NHOM и вторичное 100 % 75 % 100 % NHOM);
экспериментальное апробирование эксплуатации ТВС ВВЭР-1000 нового поколения в режиме суточного регулирования мощности - 100 % 75 % 100 % NHOM - и обоснование безопасности работы в таком режиме.
Характерно, что в требованиях к топливу для проекта АЭС-2006 прямо предусматривается эксплуатации его в режиме маневрирования мощностью.
Преодоление ксенонового отравления
Поскольку маневренные характеристики зоны ВВЭР и РБМК в значительной мере определяются ксеноновыми процессами, велись поиски решений, позволяющих компенсировать отравление и тем самым улучшить характеристики. Более проработаны, естественно, решения, относящиеся к ВВЭР.
Если говорить о повышении маневренности реакторов, то принципиально в ВВЭР эффект отравления ксеноном может быть преодолен тремя путями:
1) извлечением из активной зоны стержней СУЗ;
2) выводом борной кислоты;
3) снижением средней температуры теплоносителя 1 контура.
Возможно также для предотвращения остановки реактора из-за
отравления кратковременно держать его на мощности, сбрасывая пар через БРУ-К или другие БРУ, но неэкономичность этого способа, невозможность его постоянного или длительного использования ясна.
Для действующих реакторов ВВЭР, как уже говорилось выше, используются два способа: вывод из контура борной кислоты и извлечение управляющей группы органов регулирования. Исследовался также способ снижения температуры теплоносителя первого контура.
Если говорить об основном типе реакторов, строящихся сегодня в России, - реакторах типа ВВЭР, то длительное погружение значительной части кластеров в активную зону не допускается из-за получения аксиальной неравномерности энерговыделения. Допустимая же неравномерность, как известно, выбирается исходя из непревышения максимального линейного энерговыделения, что обеспечивает надежность охлаждения зоны и длительную работоспособность твэлов. Борное регулирование в значительной мере снимает проблему неравномерности. Но оно не всегда может обеспечить необходимые скорости изменения реактивности в переходных процессах. Повышение скорости водообмена (удаления бора) дает лишь ограниченный эффект.
Запас реактивности на стержнях СУЗ может быть реализован в любой момент и достаточно быстро. Но, как показывает анализ, выполненный применительно к ВВЭР-1000, для активных зон достаточно больших размеров временное пребывание ОР СУЗ в промежуточном положении может стать источником возбуждения пространственного перераспределения энерговыделения в объеме активной зоны (ксеноновых колебаний) из-за местного нестационарного отравления ксеноном. Наибольшие деформации энергораспределения возникают в переходных режимах с умеренным снижением мощности (до 40—50 %) и последующем (через 8—10 ч) восстановлением ее номинального значения.
В стремлении обойти проблему медленного изменения реактивности при борном регулировании и обеспечить требуемые скорости изменения мощности реактора французские специалисты разработали вариант регулирования, использующий «черные» и «серые» стержни СУЗ. Первоначально во французских реакторах мощностью 900 МВт (эл.) использовалась система из 48 кластеров, содержащих по 24 Ag—In—Cd поглощающих элемента (ПЭЛ). Это так называемые «черные» стержни. При переходе к новой схеме в зоне на резервных местах было размещено еще пять ОР СУЗ, а в 12 кластерах 16 ПЭЛ из Ag—In—Cd были заменены на стальные стержни, обладающие заметно меньшей эффективностью. Стержни, выполняющие функцию аварийной защиты (17 кластеров), не принимают участия в регулировании; при работе реактора они постоянно находятся в верхнем положении. А «серые» стержни (12 кластеров) могут перемещаться на всю глубину зоны, не искажая сильно форму нейтронного поля. Именно на них возлагается функция регулирования мощности. В помощь им выделено три группы «черных» ОР (24 кластера). Схема регулирования с «серыми» стержнями была применена и в последующих проектах.
Температурное регулирование
Некоторый оперативный запас положительной реактивности может быть получен за счет снижения средней температуры воды в первом контуре. Техническая возможность этого подтверждена работой блоков в режиме продления кампании с использованием мощностного и температурного эффектов реактивности. Для серийных реакторов ВВЭР-440, например, прирост реактивности за счет отрицательного температурного эффекта в конце кампании составляет 0,05-0,07 %/град.
Снижение средней температуры воды достигается за счет понижения давления в парогенераторах [13, 15]. Этот способ становится более эффективным по мере выгорания топлива и увеличения температурного коэффициента реактивности, в то время как возможности борного регулирования по длине кампании уменьшаются. Температурное регулирование обладает достаточным быстродействием и легко поддается автоматизации. Кроме того, при таком способе регулирования не деформируются нейтронные поля. Однако возможная величина изменения ограничена допустимым изменением давления во втором контуре. Естественно, температурное регулирование может использоваться в комбинациях с другими способами.
Помимо регулирования частоты в энергосистемах и продления кампании температурный эффект можно использовать для минимизации борного водообмена. Фирмой «Вестингауз» [13] предложена и реализована усовершенствованная стратегия следования за нагрузкой, которая заключается в автоматизации совместного воздействия на реактивность механических органов регулирования и изменения температуры теплоносителя. Она позволяет поднимать нагрузку со скоростью до 5 % в минуту даже в конце топливного цикла.
При обычной системе регулирования энергораспределение по высоте корректируется изменением положения ОР СУЗ, а поддержание неизменной мощности обеспечивается изменением концентрации борной кислоты (перекомпенсацией). В усовершенствованной системе, кроме борного регулирования, для этих целей используют также изменение в определенном диапазоне средней температуры теплоносителя в первом контуре. В качестве примера сравним три варианта комбинированного регулирования (борное + температурное):
1) температурное регулирование не допускается;
2) разрешается снижение средней температуры ниже заданной максимально на 9 °С при нагрузках ниже 90 % и на 3 °С при полной мощности;
3) в дополнение ко второму условию при пониженных нагрузках (от 100 до 50 %) допускается повышение средней температуры (максимально на 3 °С при 50 %-ной нагрузке).
Если рассмотреть типовой маневр мощностью - быстрое ее снижение со 100 до 50 %, затем работу в течение 3 ч на уровне 50 % и быстрый подъем со скоростью 5 % в минуту, - то при первом варианте регулирования (пример дается для реактора PWR) можно выйти на требуемую мощность только в течение 67% времени кампании, а из первого контура нужно вывести 59,2 м3 борированной воды; при втором варианте - 91 % и 33,6 м3, при третьем варианте 92% и 23,6 м3.
Как видно из результатов оценок, значительный выигрыш в маневренности достигается понижением температуры теплоносителя и небольшим повышением ее при снижении нагрузки. В последнем случае повышение температуры позволяет завершить процесс снижения мощности при меньшем содержании бора, что несколько облегчает последующее повышение мощности.
Другой эффект заключается в заметном снижении объема продувки первого контура. При снижении мощности повышается концентрация 135Хе (период полураспада 135Хе составляет 9,2 ч, а его предшественника 135I - 6,7 ч). Чтобы вернуться на исходный уровень мощности, нужно ввести дополнительную реактивность. В первом варианте приходится снижать концентрацию бора ниже обычного для данного момента топливного цикла, соответствующего полной мощности. Позже, при снижении отравления, когда 135Хе выгорает до равновесного значения при полной мощности, необходимо проводить борирование.
Во втором варианте снижение средней температуры позволяет обойтись без «перебора» в продувке, что снижает требуемый расход водообменных установок.
