2015-01-21
1869
Активная зона реактора является самым важным элементом ядерного реактора. Именно здесь выделяется энергия за счет деления ядер топлива, которая затем трансформируется в электрическую энергию. Совокупность нейтронно-физических теплогидравлических параметров активной зоны определяет безопасность ядерного реактора.
Согласно [Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97).М.Госатомнадзор России, 1998., Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯ РХ АС-89. М.: Госатомнадзор России, 1990.] к активной зоне предъявляются следующие требования:
1. Активная зона должна быть спроектирована таким образом, чтобы при нормальной эксплуатации и проектных авариях обеспечивались ее механическая устойчивость и отсутствие деформаций, нарушающих нормальное функционирование средств воздействия на реактивность и аварийный останов реактора или препятствующих охлаждению твэлов. Следует стремиться к тому, чтобы оцененное на основе вероятностного анализа безопасности значение суммарной активности тяжелых запроектных аварий не превышало 10-5 на реактор в год.
2. Активная зона со всеми ее элементами, влияющими на реактивность, должна быть спроектирована так, чтобы любые изменения реактивности с помощью органов регулирования и эффектов реактивности в эксплуатационных состояниях при проектных авариях не вызывали неуправляемого роста энерговыделения в активной зоне, приводящего к повреждению твэлов сверх установленных проектных пределов.
3. Характеристики ядерного топлива, конструкция реактора и другого оборудования первого контура с учетом работы других систем не должны допускать при тяжелых запроектных авариях, в том числе с расплавлением топлива, образования вторичных критических масс.
В случае существования такой возможности техническими мерами должно быть обеспечено непревышение предельного аварийного выброса.
Таким образом, 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 критических масс».
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 предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэлов составляет 1% с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива, для реакторов АСТ доля твэлов, которые потеряли герметичность, составляет 0,1%, а доля твэлов, имеющих контакт с теплоносителем, - 0,01% общего количества твэлов в активной зоне;
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.
Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению следующих предельных параметров:
· температура оболочек твэлов - не более 1200оС;
· локальная глубина окисления оболочек твэлов – не более 18% первоначальной толщины стенки;
· доля прореагировавшего циркония – не более 1% его массы в оболочках твэлов.
