Требования к конструкции активной зоны и ее характеристики

 

Активная зона должна быть спроектирована так, чтобы исключать возможность непредусмотренного перемещения ее составляющих, приводящего к увеличению реактивности. Основной конструктивной деталью гетерогенной активной зоны является твэл, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость.

В современных энергетических реакторах, как правило, используются стерженьковые твэлы с топливом, заключенным в оболочку из стали или циркониевого сплава.

Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне реактора. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении ядер, выделяется внутри твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем.

Твэлы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность теплового потока от твэла к теплоносителю достигает (1-2)×10⁶ Вт/м², в то время как в современных паровых котлах – (2-3)×10⁵ Вт/м².

Кроме того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива выделяется большое количество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного топлива высока. Удельное тепловыделение в активной зоне достигает 10⁸ – 10⁹ Вт/м³, в современных паровых котлах -около 10⁷ Вт/м³.

Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэла, и значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой стойкости и надежности твэлов.

Помимо этого условия работы твэлов осложняется высокой рабочей температурой, достигающей 300-600⁰С на поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибраций, наличием потока нейтронов.

К твэлам предъявляются высокие технические требования:

- простота конструкции;

- механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности;

- малое поглощение нейтронов конструкционным материалом твэла и минимум конструкционного материала в активной зоне

- отсутствие взаимодействия ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой твэла, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах.

Геометрическая форма твэла должна обеспечивать требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. Твэлы должны обладать радиационной стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек твэлов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3-5 лет) и последующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку (1-3 года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения твэлов (количество и степень поверждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего ее расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения твэлов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителя, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных твэлов. Различают два вида такого нарушения: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из твэла в теплоноситель (дефект типа газовой неплотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем. Для АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК число твэлов с дефектами типа газовой неплотности не должно превышать 1%, а количество твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем – 0,1% общего количества твэлов в активной зоне; для реакторов АСТ доля твэлов, которые потеряли герметичность, составляет 0,1%, а доля твэлов, имеющих контакт с теплоносителем, - 0,01%.

Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией активной зоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения твэлов и необходимое с точки зрения температурных условий распределение теплоносителя. Через активную зону при работе реактора на мощности должен поддерживаться стабильный расход теплоносителя, гарантирующего надежный теплоотвод. Активная зона должна быть оснащена датчиками внутриреакторного контроля, которые дают информацию о распределении мощности, нейтронного потока, температурных условиях твэлов и расходе теплоносителя.

Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (g- и b-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.

От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Для реактора, в котором теплоноситель не кипит, количество отводимой теплоты

,

где - массовый расход теплоносителя, кг/с; - удельная теплоемкость теплоносителя, Дж/(кг×К); , - температура теплоносителя на входе в реактор и выходе из него, К.

Количество теплоты, передаваемой теплоносителю тепловыделяющими элементами, может быть выражено уравнением теплоотдачи

,

где - средний по активной зоне коэффициент теплоотдачи, Вт/(м²×К); - средний температурный напор между поверхностью тепловыделяющего элемента и теплоносителя, К; - площадь поверхности тепловыделяющих элементов, м².

При каждом делении в реакторе выделяется энергия . Тепловая мощность реактора выражается формулой

,

где - среднее макроскопическое сечение деления ядер топлива, м^-1; - средняя плотность потока нейтронов в реакторе, с^-1×м^-2; - объем ядерного топлива, м³. При стационарном режиме работы реактора с некипящим теплоносителем тепловыделение в нем должно равняться теплосъему:

.

Это уравнение связывает нейтронно-физические характеристики реактора, расход и температуру теплоносителя, а также характеристики теплообмена в реакторе. Например, повышение плотности потока нейтронов в реакторе без увеличения расхода теплоносителя приводит к повышению температуры теплоносителя на выходе из реактора. Это вызывает увеличение температурного напора и температуры поверхности тепловыделяющих элементов. С уменьшением расхода теплоносителя при постоянной мощности реактора также повышается температура тепловыделяющих элементов.

Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Для оценки мощности остаточного тепловыделения (спустя 10 с после прекращения цепной реакции) можно использовать следующую эмпирическую зависимость, учитывающую тепловыделение за счет b- и g-излучения продуктов деления:

,

где - средняя мощность реактора в период работы, Вт; - время, прошедшее с момента остановки реактора, с; - время работы реактора с мощностью , с.

Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать невозможно.

Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так, чтобы внутренний механизм взаимодействия нейтронно-физических и теплофизических процессов при любых возмущениях коэффициента размножения устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность ядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны, устойчивостью реактора (уменьшением коэффициента размножения с ростом температуры и мощности активной зоны), а с другой – надежностью системы автоматического регулирования и защиты.

С целью обеспечения безопасности «в глубину» конструкция активной зоны и характеристики ядерного топлива должны исключать возможность образования критических масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и расплавлении ядерного топлива. При конструировании активной зоны должна быть предусмотрена возможность введения поглотителя нейтронов для прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением охлаждения активной зоны.

Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для компенсации выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы несколько критических масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен быть обеспечен средствами компенсации реактивности. Они должны размещаться в активной зоне таким образом, чтобы исключить возможность возникновения «локальных критмасс».