ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПРЯМОДЕЙСТВУЮЩЕЙ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ДЛЯ ПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
USE OF DIRECT-ACTING EMERGENCY PROTECTION TO IMPROVE THE SAFETY OF NUCLEAR REACTORS
Классификация
Отличие прямодействующей аварийной защиты (A3) от традиционной автоматической заключается в том, что в ней не используется внешняя цепь контроля и управления, а управляющее устройство срабатывания расположено внутри исполнительного механизма. Тем самым исключается возможность ошибочного или специального вывода A3 из строя [1].
Аварии в реакторе приводят к таким нарушениям режимных параметров, как уменьшение расхода и повышение температуры теплоносителя, изменение давления, увеличение нейтронного потока.
В зависимости от типа регулирующего органа (поглощающие стержни, шарики, диски, сборки пэлов, жидкий или газовый поглотитель) в прямодействующей A3 известны следующие устройства удержания поглотителя вне активной зоны: обратные клапаны, электромагниты, разрывные диафрагмы, упругие мембраны, плавкие элементы, механические элементы (захваты, распорки, упоры, штифты, шариковые стопоры, пробки), а также возможно использование перепада давления [1].
В аварийных ситуациях в устройствах удержания происходят изменения, которые условно можно разделить на первичные (реагирующие на нарушения в реакторе) и вторичные (реагирующие на первичные изменения). К первичным относятся плавление плавкого элемента, искривление биметаллического элемента, тепловое расширение специального элемента, расширение (сжатие) сильфона, разрыв диафрагмы, прогиб мембраны, нагрев терморезистора, нагрев магнитного элемента с заданной температурой точки Кюри, нагрев и увеличение давления газового поглотителя. Ко вторичным изменениям относятся открытие запорной пробки, сдвиг или ломка удерживающего стопора, уменьшение магнитной силы, размыкание электроконтакта, испарение жидкого поглотителя и др.[1]. Плавкие элементы используют в качестве запорных пробок, контейнеров для поглотителя, звеньев соединения стержня с держателем, фиксаторов захватов, элементов, поддерживающих давление. Эти элементы нагреваются при увеличении нейтронного потока (для чего их делают в контакте или в сплаве с нейтронно-поглощающим и тепловыделяющим веществом), или при повышении температуры обтекающего теплоносителя.
На основе анализа предлагаемых патентных решений прямодействующей аварийной защиты, авторы работы [1] приходят к выводу, что эти системы, по-видимому, целесообразно применять лишь в дополнение к аварийной защите, срабатывающей автоматически по сигналу из внешней логической системы и проектное быстродействие которой обеспечивает надежную остановку реактора во всех возможных аварийных ситуациях. Прямодействующая A3 может быть более грубой и срабатывать в случае аварийного отказа или случайного, безответственного или преднамеренного отключения основной A3 [1].
Известные в настоящее время преобразователи аварийного сигнала, основанные на нагреве специальных элементов, имеют задержку по времени до срабатывания, поэтому их, прежде всего, рекомендуют для реакторов с газовым или жидкометаллическим теплоносителем, где в аварийных ситуациях имеет место большой градиент температуры теплоносителя до подъема мощности реактора. Использование же «температурных» чувствительных элементов, реагирующих на рост нейтронного потока, ограничено. При экспоненциальном разгоне реактора в начальные моменты времени имеет место медленный подъем мощности, чувствительные элементы слабо нагреваются и их срабатывание запаздывает [1]. Это усугубляется тем, что в наиболее распространенных водо-водяных реакторах разогрев самих твэлов во многих аварийных ситуациях (увеличение нейтронного потока, падение давления в контуре, снижение расхода и увеличение температуры теплоносителя) может носить скачкообразный характер из-за возникновения кризиса теплоотдачи. Учитывая это, прямодействующую аварийную защиту для водо-водяных реакторов предлагается строить на принципе схожести механизмов разрушения как самих твэлов, так и специальных элементов, удерживающих поглотитель. Это позволяет сделать сопоставимыми скорости тепловых процессов в твэлах и управляющем устройстве аварийной защиты и начать ввод отрицательной реактивности до опасного повышения температур твэлов.
По приведенной в [1] классификации предлагаемый принцип защиты следует отнести к аварийной защите с плавкими вставками.
Принцип работы устройств прямодействующей аварийной защиты с упреждающим развитием кризиса теплоотдачи
Одним из определяющих факторов разрушения твэлов в водо-водяных реакторах является кризис теплоотдачи при кипении, приводящий к резкому повышению температуры оболочки твэла, её плавлению и выходу топливной композиции в теплоноситель [2].
Современные исследования однозначно указывают на локальный характер кризиса в пучке твэлов, то есть кризис возникает на поверхности, около которой паросодержание оказывается наивысшим в пучке [3].
Исходя из этих данных, принцип работы предлагаемой аварийной защиты прямого действия основывается на упреждающем развитии кризиса в локальной области (ЛО) защитного устройства, прилегающей к разрушаемому, например легкоплавкому элементу, что приводит к нарушению целостности перегородки, удерживающей поглотитель нейтронов и вводу его (а следовательно, отрицательной реактивности) в активную зону с последующим снижением мощности энерговыделения. Это позволяет предотвратить или смягчить последствия возникновения кризиса теплоотдачи на твэлах и не допустить выхода топливной композиции в теплоноситель.
Для организации упреждающего развития кризиса в ЛО защитного устройства необходимо наличие следующих факторов:
- достаточная величина плотности теплового потока в ЛО, определяемая энерговыделением в топливе, находящемся в защитном устройстве;
- соответствующие необходимому запасу до кризиса условия теплосъема с поверхности.
Необходимую (с точки зрения запаса до кризиса) величину теплового потока в ЛО можно обеспечить увеличением отношения мощности энерговыделения в устройстве к эффективной площади в ЛО (под эффективной площадью теплосъема подразумевается площадь, через которую отводится основная доля выделяемого в устройстве тепла, рис.1).
Еще один путь достижения необходимого запаса до кризиса теплоотдачи заключается в искусственном ухудшении условий теплоотдачи с поверхности теплосъема в ЛО (рис. 2.). Это достигается, например, в создании кольцевого канала вокруг поверхности теплосъема, массовая скорость теплоносителя через который уменьшена по сравнению с номинальной массовой скоростью в активной зоне.
Рис. 1 Схема теплоотвода в управляющем устройстве (а — с конической пробкой: б — с цилиндрической пробкой): 1 — пробка с топливом; 2 — разрушаемый элемент (припой), которым крепится и герметизируется пробка; 3 — кольцевая полость с топливом; 4 — поверхность теплосъема; Q1, Q2 – теплота, выделяемая, соответственно, в топливе кольцевой полости и пробки; F – эффективная площадь теплосъема
Описанный принцип может быть реализован в компактных автономных устройствах прямодействующей защиты, с возможностью установки их непосредственно в тепловыделяющую сборку на место одного из твэлов и позволяющих вводить отрицательную реактивность в различных аварийных ситуациях.
Примеры возможной конструкции устройств
На рис.2 изображен продольный разрез двух типов устройства для аварийного снижения реактивности, построенных на упреждающем развитии кризиса теплоотдачи, различающихся условиями теплоотвода от локальной области (ЛО).
Первый тип конструкции (рис.2, а,б) основан на снижении запаса до кризиса в ЛО до требуемого значения путем создания кольцевого канала, размеры и конструкция которого обеспечивают необходимое уменьшение массовой скорости около поверхности теплосъема с учетом имеющейся мощности энерговыделения. Преимуществом данного типа является возможность расположения разрушаемой перегородки, удерживающей поглотитель, в любом удобном месте активной зоны, в том числе и на периферии (вверху или внизу), что позволяет снизить мощность энерговыделения в устройстве и, соответственно, количество находящегося там топлива. Недостатком является сложность расчета параметров конструкции и обоснования работоспособности устройства в широком диапазоне аварийных ситуаций (изменение расхода и температуры теплоносителя, снижения давления в реакторе, рост мощности).
Второй тип конструкции (рис.3, в) основан на использовании идентичности условий теплосъема в ЛО устройства и на соседних твэлах. Требуемое снижение запаса до кризиса обеспечивается только лишь за счет увеличенной (по сравнению с соседними твэлами) плотности теплового потока в ЛО устройства, тогда как остальные параметры (массовая скорость, гидравлический диаметр, энтальпия и давление теплоносителя и т.д.) остаются такими же, как и на твэлах.
Преимуществом данного типа является простота конструкции, простота расчета, а так же высокая надежность. К недостаткам можно отнести трудности с теплоотводом от топлива (пробки), возникающие после срабатывания устройства.
Устройство работает следующим образом. При нормальной работе тепловыделяющей сборки с установленным в ней устройством, когда температура оболочки и топлива не превышает допустимых пределов, припой удерживает пробку, не допуская попадания поглотителя в активную зону. В аварийной ситуации в локальной области кризис теплоотдачи начинается раньше, чем на твэлах, в соответствии с заданным в ЛО уменьшением запаса до кризиса. Это приводит к скачкообразному повышению температуры на участке разрушаемого элемента, плавлению припоя и отрыву пробки под действием приложенных к ней сил (давления газа в хранилище поглотителя нейтронов, пружины и т. д.). Поглотитель устремляется в область активной зоны, что ведет к быстрому вводу отрицательной реактивности, а следовательно, к снижению мощности и предотвращению (или остановке) кризиса на твэлах.
Для дальнейшей эксплуатации ТВС необходимо заменить отработанное устройство.
Рис.2. Примеры возможной конструкции устройств прямодействующей аварийной защиты: а, б – с ухудшенными условиями теплосъема в ЛО, в,г – с условиями теплосъема в ЛО, аналогичными условиям на твэлах:
1 — хранилище поглотителя нейтронов; 2 — поглотитель нейтронов; 3 — пробка с топливом; 4 — кольцевая полость, заполненная топливом; 5 — кольцевой канал, определяющий режим, охлаждения; 6 — канал, располагаемый в активной зоне; 7 — вытеснитель.
Оценка работоспособности устройства для параметров реактора ВВЭР-1000
Работоспособность устройства, построенного на описываемом принципе защиты прямого действия, оценена на примере применимости к реакторной установке ВВЭР-1000. Необходимые для расчета параметры приведены в таблице 1 [6].
Таблица 1. Некоторые характеристики реакторных установок типа ВВЭР — 1000
| ПАРАМЕТР | ЗНАЧЕНИЕ |
|---|---|
| Удельная энергонапряженность топлива (средняя), кВт/кг | 25 |
| Удельная энергонапряженность топлива (макс.), кВт/кг | 95.55 |
| Объемная энергонапряженность топлива (макс.), Вт/м^2 | 9,94 х 10^8 |
| Плотность теплового потока (средняя), МВт/м^2 | 0,55 |
| Плотность теплового потока (максимальная), МВт/м^2 | 1,14 |
| Скорость теплоносителя в активной зоне, м/с | 5,3 |
| Температура на входе в реактор, С | 290 |
| Средняя температура на выходе из реактора, С | 322 |
| Коэффициент запаса до кризиса | 2,6 |
| Диаметр твэла наружный, мм | 9,1 |
| Толщина оболочки твэла, мм | 0,65 |
Для расчета выберем наиболее простую конструкцию устройства (рис.1,б и рис.2,в). Устройство установлено в тепловыделяющую сборку реактора на место одного из твэлов или кластера. Условия теплодачи от локальной области устройства аналогичны условиям теплоотдачи от окружающих твэлов, так как геометрические размеры и форма аналогичны.
На рис.3 приведена расчетная осесимметричная схема устройства, используемая в программе расчета температурных полей «ТЕМП» [4], а на рис.4 показана соответствующая зависимость плотности теплового потока в локальной области от объемной энергонапряженности топливной композиции в пробке устройства и от отношения длины поверхности локальной области (ширины кольца припоя) Lлок к длине топливного сердечника в пробке Lтопл.
Рис. 3 Схема для расчета температурных полей: 1 — припой; 2 — топливная композиция; 3 — корпус устройства; 4 — корпус пробки
Рис.4. Зависимость плотности теплового потока (Qs) в локальной области устройства от объемной энергонапряженности топлива (Qv) и от отношения длины поверхности локальной области (ширины кольца припоя) к длине топливного сердечника в пробке (Lлок/Lтопл)
Для параметров реактора ВВЭР-1000 критическая плотность теплового потока в тепловыделяющих сборках определяется по формуле [4]:
, где х – относительная энтальпия; rw -массовая скорость (кг/(м2 с)); р – давление (МПа).
Расчетные значения критической плотности теплового потока составляют ~3 МВт/м3, а максимальная плотность теплового потока в наиболее напряженных твэлах – 1,14 МВт/м3 (запас до кризиса ~ 2,6). Для реализации упреждающего развития кризиса теплоотдачи в локальной области устройства защиты, были подобраны такие параметры объемной энергонапряженности топливной композиции и ширины кольца припоя, что запас до кризиса снизился до 1,3 (таблица 2).
Таблица 2 Параметры устройства защиты
| ПАРАМЕТР | ЗНАЧЕНИЕ |
|---|---|
| Теплопроводность топлива в пробке, Вт/м К | 208 |
| Теплоемкость топлива в пробке, Дж/кг К404 | 404 |
| Плотность топлива, кг/м^3 | 9240 |
| Температура плавления топлива, С | 964 |
| Температура плавления припоя, С | 600 |
| Объемная энергонапряженность топлива , Вт/м^3 | 7,8 х 10^8 |
| Плотность теплового потока, МВт/м^2 | 2.26 |
| Наружный диаметр пробки. мм | 7,2 |
| Высота топливного сердечника в пробке, мм | 25 |
| Диаметр топливного сердечника в пробке, мм | 6,6 |
| Наружный диаметр канала , мм | 9,1 |
| Внутренний диаметр канала, мм | 7,72 |
| Коэффициент запаса до кризиса | 1,32 |
В качестве топливной композиции в устройстве защиты наиболее приемлимым представляется использование порошка двуокиси урана в медной матрице, позволяющей резко увеличить теплопроводность, а следовательно, снизить температуру в центре пробки.
Для примера аварийной ситуации выбрана реактивностная авария с мгновенным введением положительной реактивности r=0,004 (среднее значение постоянной распада l = 0,077 с-1, время жизни мгновенных нейтронов l = 2×10-4с [2], доля запаздывающих нейтронов b = 0,0064 [5]). В одногрупповом приближении решение уравнения кинетики дает динамику изменения относительной плотности потока нейтронов, приведенную на рис.5 [5].
Рис.5. Изменение относительной плотности потока нейтронов при скачкообразном введении положительной реактивности (r=0,004; l =2×10-4с)
Резкое увеличение мощности приводит кризису теплоотдачи в локальной области устройства, и через ~0,2 с температура припоя (рис.6, момент времени А) возрастает примерно на 100 °С, что, при условии соответствующего подбора припоя, вполне достаточно для потери им прочностных свойств и отрыва пробки под действием избыточного давления в напорной емкости с поглотителем. При этом, под действием перепада давления, поглотитель впрыскивается в активную зону в течении 0,2¸0,5 с.
После отрыва пробки теплоотдача от нее происходит, в основном, за счет излучения от боковой поверхности и от присоединенного к пробке стержня.
Если консервативно принять, что кризис теплоотдачи на максимально напряженных твэлах начнется одновременно с кризисом теплоотдачи в локальной области устройства (реально кризис на твэлах должен начаться позже из-за большего запаса до кризиса), то сравнивая динамику изменения температур в области разрушаемого элемента защитного устройства и в максимально напряженном твэле (рис.6) видно, что ввод поглотителя при рассматриваемой аварийной ситуации начнется раньше, чем температура в топливном сердечнике достигнет температуры плавления топлива UO2 (2880°C), а температура оболочки достигнет температуры пароциркониевой реакции (начало реакции при 950°C, а самоподдерживающейся реакция становится при температуре, выше 1200°C [3]).
Рис.6. Изменение температуры в максимально напряженном твэле и устройстве защиты при скачкообразном введении положительной реактивности (А – момент повышения температуры припоя на 100°С; В – момент начала пароциркониевой реакции (950°С); С — момент начала самоподдерживающей циркониевой реакции (1200°С))
В случае аварии с уменьшением расхода теплоносителя, роста энерговыделения в активной зоне не происходит, а кризис наступает за счет уменьшения критических тепловых потоков при уменьшении скорости теплоносителя. При этом, темп разогрева как в устройстве, так и в твэлах примерно в 2,5 раза ниже, чем приведенный на рис.6, и соответственно увеличивается промежуток времени между срабатыванием устройства и расчетным временем пароциркониевой реакции (А-В и А-С, рис.6). Этот промежуток времени следует увеличить еще и на разницу времени наступления кризиса в устройстве и на наиболее напряженном твэле, которая напрямую зависит от динамики снижения расхода. Это позволяет сделать вывод о хорошем быстродействии рассматриваемого принципа защиты и о его эффективности.
На конструкцию защитного устройства, разработанную на основе описанного выше принципа действия, получено положительное решение о выдаче патента.
Заключение
Предложен новый принцип работы прямодействующей аварийной защиты, основывающийся на упреждающем развитии кризиса теплоотдачи в локальной области (ЛО) защитного устройства, прилегающей к удерживающему поглотитель нейтронов разрушаемому (например легкоплавкому) элементу, что позволяет обеспечить необходимое быстродействие и защиту в широком диапазоне аварийных ситуаций (снижение расхода и повышение температуры теплоносителя, изменение давления в первом контуре, повышение мощности реактора).
Простота и компактность предлагаемых устройств позволяет размещать их в местах расположения твэлов, что дает возможность обеспечивать защиту крупных энергетических реакторов от локального разгона.
Приведены варианты конструктивного исполнения устройств защиты прямого действия, основанные на описанном выше принципе.
Проведена оценка работоспособности одного из вариантов устройства защиты применительно к реактору ВВЭР-1000, для чего оценено время срабатывания устройства при аварийной ситуации и показано, что это время достаточно для предотвращения опасного повышения температуры в наиболее энергонапряженном твэле.
Список источников
- Ионайтис Р.Р., Шведов Н.Л. Прямодействующая аварийная защита. – атомная техника за рубежом, 1988, №1 с. 10-16.
- Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев А.М., Безопасность ядерных энергетических установок, М., Анергоатомиздат, 1989 г.
- Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам, М., Энергоатомиздат, 1990 г.
- Программа для ПВМ «Расчет температурных полей в узлах энергетического оборудования «ТЕМП»», Описание применения, 00292-013102-ЛУ, МАЭП ОКБ «Гидропресс»,1990 г
- Деменьтьев Б.А., Кинетика и регулирование ядерных реакторов, М., Энергоатомиздат, 1986 г.
- Тепловые и атомные электрические станции, справочник, под общ. ред. В.А.Григорьева и В.М. Зорина, М., Энергоатомиздат, 1982 г.
uzikof@gmail.com
uzikov62@mail.ru
Address
Bratskaya st., 27 apt. 61 Dimitrovgrad, Ulyanovsk region, Russia, 433515
Call Us
+7 917 622 40 47