Особенности массопереноса и формирования отложений в активной зоне АЭС с ВВЭР без высокотемпературных фильтров
В.Г. Крицкий, Ю.А. Родионов, И.Г. Березина, А.В.Гаврилов
ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ", Санкт-Петербург, Россия
Введение
В стационарных условиях работы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 поток теплоносителя практически всегда однофазный. Появление в теплоносителе паровой фазы более 3-5 % возможно только в случае аварийного снижения его расхода в активной зоне из-за формирования отложений на некоторых ТВС. В зависимости от содержания продуктов коррозии (ПК) в контуре, их фазового состояния и химии теплоносителя отложения образуются:
§ на поверхности оболочек в нижней части твэлов вследствие градиента растворимости ПК на поверхности твэлов и в объеме теплоносителя [1];
§ на поверхности оболочек в верхней части твэлов (8-я дистанционирующая решетка ВВЭР-440) из-за увеличения длительности топливного цикла, что приводит к эффекту аномального распределения тепловыделения вдоль оси твэла (Axial Offset Anomaly - AOA) Некоторые зарубежные авторы используют термин CIPS - Crud Induced Power Shift (сдвиг мощности вследствие отложений круда), отмеченного для многих PWR-1300 [2]
§ на дистанционирующих решетках вследствие застревания и кристаллизации круда (Ловииса-2) [3];
Феномен АОА и роста перепада давления на реакторе (ПДР) из-за отложений наблюдался в последние десятилетия на многих АЭС с PWR-1300 [4-9]. Полагают, что основными причинами, вызывающими рост ПДР на PWR, являются увеличение, по сравнению с предыдущими проектами, тепловой нагрузки на твэлах, провоцирующей режим подкипания, и длительности цикла, приводящей к накоплению отложений в верхней части твэлов.
Инциденты, связанные с ростом ПДР, отмечались на многих АЭС с ВВЭР-440: Пакш [10]; Ловииса [3]; НВАЭС [11-12] и др. На Кольской АЭС в 1990-1992 также отмечался рост ПДР, который был связан с локальным ростом отложений на нижних дистанционирующих решетках. При обследовании ТВС в отложениях были выявлены слои графита. Источником являлись остатки оксалата железа после дезактиваций парогенераторов. Кроме того, в бак чистого конденсата был произведен слив ЭДТА Этилендиаминтетраацетат натрия или трилон Б., который использовался при отмывке парогенераторов в 1989 г.
Отметим, что все эти АЭС не имели высокотемпературных механических фильтров (ВТФ) в I контуре.
В 1983 г. был отмечен рост перепада давления на 1 блоке Южно-Украинской АЭС, которое было вызвано попаданием в контур элементов поврежденного ГЦН, включая углефторопластовые уплотнения. В 1991 г. отмечался рост перепада давления на 4 блоке Запорожской АЭС вследствие попадания в 1 контур более 80 кг металлической стружки. В этом году также отмечался рост ПДР на 1 блоке Калининской АЭС, причиной которого было попадание оксида бора, нерастворимого в кислой среде, из парогенераторов в контур с последующим осаждением его в активной зоне. Оксид бора образовался в процессе упаривания остатков раствора борной кислоты в недренируемых участках трубной системы в процессе отжига коллекторов парогенератора. Рост ПДР в 1993 г. на 3 блоке Балаковской АЭС был обусловлен недостатком щелочных добавок в теплоносителе. После введения новых норм водно-химического режима в 1993 г. и повышения содержания щелочных добавок в контуре в следующей кампании была достигнута стабилизация ПДР. [13].
Проектом АЭС с реакторами ВВЭР-1200, где по условиям эксплуатации часть ТВС (подобно ТВС PWR-1300) будет работать в режиме подкипания, ВТФ не предусмотрены. Решением 8-й Международной научно-технической конференции «Водно-химический режим АЭС» г. Москва, ОАО «Концерн Росэнергоатом», ОАО «ВНИИАЭС», 23-25 октября 2012 г. предложено считать целесообразным проведение работы для действующих и вновь вводимых в эксплуатацию блоков по оптимизации технологии высокотемпературной очистки (СВО-1) в том числе:
§ доработка технологической схемы и конструкции оборудования;
§ внедрение высокотемпературного сорбента с улучшенными гидродинамическими характеристиками;
§ разработка нормативно-технической документации по обращению высокотемпературных сорбентов.
Эффект АОА на АЭС с PWR
В 2000 г. [8] были подведены итоги эксплуатации ТВС с повышенным содержанием 235U и высоким выгоранием на реакторах PWR за 10 лет. За время эксплуатации было отмечено следующее:
§ отмечен более высокий уровень коррозии циркония, чем ожидалось;
§ количество дефектных ТВС превысило расчетное;
§ выявлен эффект Axial Offset Anomalies (AOA), заключающийся в аномально высоком распределении теплового потока по оси некоторых ТВС.
Как показали последующие экспериментальные исследования, выполненные ранее теоретические расчеты по оценке отложений на ТВС [2]:
занизили:
§ реальную скорость коррозии материалов ТВС;
§ реальную толщину отложений на ТВС.
не учли:
§ изменения распределения отложений по высоте ТВС;
§ возникновение эффекта подкипания теплоносителя в верхней части ТВС;
§ изменение тепловыделения по высоте ТВС при увеличении слоя отложений, содержащих бор.
Типичный состав круда: 30-42% Fe, 20-36% Ni и 3-6% Cr [9]. Отложения бора не определяются вследствие смыва боратов при останове реактора. Из-за влияния щелочных металлов отношение Ni/Fe составляет от 0,5 до 1,2 и выше. Следует отметить, в случае осаждения Ni в виде чистого феррита никеля NiFe2O4 отношение Ni/Fe было бы равно 0,5.
Распределение отложений по длине ТВС показано на рис. 1 [13,14]. Максимум отложений приходится на последнюю дистанционирующую решетку.
Все случаи АОА на PWR США отмечались для реакторов с температурой теплоносителя на выходе 325-327 оС, т.е. на высокотемпературных реакторах. Исследования, проведенные авторами [6], позволили выявить физическую картину АОА. По их мнению эффект АОА вызван концентрированием растворенного бора в порах круда в верхней части топливной сборки вследствие подкипания теплоносителя в порах отложений и создания соответствующих гидротермических условий.
По мнению авторов [15], недиссоциированная борная кислота может отлагаться на поверхности в результате концентрирования ее в порах.
Концентрирование примесей в порах вследствие кипения может составлять несколько порядков и приводит к осаждению LiBO2. Кроме того, следует отметить, что щелочные металлы также образуют малорастворимые ферриты, которые могут входить в состав отложений (LiFe2O4, NaFe2O4). Осаждение щелочных металлов в условиях кипения теплоносителя экспериментально доказано в [16,17]
Рисунок 1 - Распределение отложений а) на твэлах ВВЭР-440, промежутки между дистанционирующими решетками (ДР) с большей толщиной отложений в верхней части окрашены красным [13]; б) на твэлах реактора PWR-1300 в верхней части твэлов [14]
Опираясь на данные работы [4] (блок R4 шведской АЭС) опишем возможный сценарий осаждения и смыва отложений на топливных сборках.
§ Когда вводится в строй новый реактор и ПГ, то довольно сильная в первые несколько месяцев коррозия материалов труб ПГ и других соприкасающихся с водой поверхностей приводит к попаданию в воду большого количества богатых железом продуктов коррозии, которые, в свое время, осели на поверхности твэлов в виде железосодержащих отложений. Эти топливные отложения достаточно пористые и поэтому легко отделяются от поверхности топливных оболочек при останове реактора.
§ При большей (2 года) продолжительности цикла, коррозия в парогенераторах, постепенно замедляясь, становится постоянной. По мере роста отложений, в порах на поверхности наиболее теплонапряженных твэлов возникает подкипание.
§ Вследствие подкипания теплоносителя происходит концентрирование примесей в пристенном слое и последующее осаждение ферритов и боратов щелочных металлов. Это приводит к ускорению роста отложений.
§ При старении материалов реактора и ПГ твэлы на пределе выгорания начинают меньше нагреваться, и интенсивность пузырькового кипения снижается. Местное окислительно-восстановительное равновесие смещается в восстановительную сторону. Некоторые кристаллы NiO восстанавливаются до металлического Ni. Общее восстановление способствует формированию более пористой и неустойчивой микроструктуры круда. Отделение неустойчивой пленки круда в окружающую воду приводит к его повторному осаждению на более нагретых твэлах. Таким образом, количество отложений на твэле с высоким выгоранием становится весьма небольшим.
§ Отложения на некоторых твэлах (внутренний слой круда) приобретают большую стабильность и дольше держатся на поверхности. Соответственно, возрастает и удельная активность 58,60Co в отложениях с увеличением времени эксплуатации и выгорания.
Использование для парогенераторов материалов, содержащих меньше никеля, моделирование ВХР для предотвращения отложений никеля на твэлах и подавления коррозии реакторных материалов и материалов ПГ, являются основными мерами для снижения риска возникновения на твэлах эффекта АОА [4].
Три условия образования АОА:
§ подкипание теплоносителя на поверхности твэлов в верхней части;
§ осаждение боратов и ферритов щелочных металлов, главным образом, лития;
§ сорбция бора и его соединений на поверхности круда.
На АЭС Франции также отмечались проявления эффекта АОА. Сравнение удельной активности радионуклидов в теплоносителе в течение кампании с АОА и без АОА показало, что в условиях АОА отмечается рост удельной активности 58Co к концу кампании, активность других радионуклидов примерно одинакова. Отмечено, что модификация водно-химического режима не способна предотвратить эффект АОА, но без модификации условия эксплуатации блоков будут хуже [18].
Причины и механизм роста отложений и ПДР на АЭС с ВВЭР
Основные причины возникновения роста отложений на ТВС и перепада давления на реакторе следующие:
§ присутствие в теплоносителе большого количества продуктов коррозии, их последующая кристаллизация (концентрация ПК много выше их растворимости) и отложение в горячей части контура Наличие температурного градиента dC/dT обусловливает рост отложений dC/dx.;
§ "подкипание" теплоносителя, которое при стандартном ВХР приводит к ускорению отложения продуктов коррозии, увеличению времени активации осажденных нуклидов и росту радиоактивности теплоносителя.
Большое количество ПК в контуре, в свою очередь может быть обусловлена несколькими причинами:
§ проведением контурной дезактивации, как это имело место на Ловиисе-2 и 3 и 4 блокам НВАЭС;
§ массовой дезактивацией парогенераторов (на ВВЭР-440 до 6 за 1 останов);
§ увеличением скорости коррозии после дезактивации вследствие удаления защитных окисных пленок;
§ повышенной коррозией сталей, не имеющих защитных пленок, при первом пуске реактора;
§ повышенной коррозией новых материалов контурного оборудования, устанавливаемого при ремонте.
Если при несоответствующем возникшим условиям ведении ВХР происходит осаждение ПК в активной зоне, то наблюдается не только увеличение активности в теплоносителе, но и рост гидравлического сопротивления реактора, что приводит к увеличению перепада давления на реакторе. Максимальное отложение круда наблюдается в области подкипания теплоносителя в порах отложений, т.е при проявлении эффекта АОА.
Зависимость перепада давления на данном участке от расхода теплоносителя является его гидравлической характеристикой, которая связана с гидравлическим сопротивлением участка и режимом течения. Для однофазного потока теплоносителя она может быть представлена в виде [19]:
(1)
где DPi -- перепад давления на i-ом участке, кгс/м2;
i -- коэффициент гидравлического сопротивления (КГС) i-го участка, приведенный к расходу воды на этом участке;
Q -- объемный расход теплоносителя, м3/с;
g -- ускорение свободного падения, м/с2;
g -- плотность теплоносителя, кг/м3.
Величина зависит от степени шероховатости поверхности, т.е. толщины отложений b. Уравнение Фаннинга для расчета коэффициента гидравлического сопротивления имеет вид:
(2)
Рост градиента температуры между стенкой твэла и границей раздела поверхность окисла/теплоноситель пропорционален толщине слоя оксидов:
(3)
где ТТ - температура поверхности раздела металл/окисел; ТS - температура поверхности раздела окисел/теплоноситель; q - тепловой поток; хi - толщина слоя, - эффективная теплопроводность слоя металла, окисла или H2O, хН2О - толщина слоя воды, прилежащего к стенке (зависит от гидродинамических условий).
Предположим, что xi, Qconst, тогда из уравнений (2) и (3) следует:
(4)
где k - коэффициент, слабо зависящий от времени.
Величина T может достигать 10-50 oC на АЭС с реакторами ВВЭР [20].
В работе [21] при исследовании формирования отложений на твэлах в облучательной установке было показано, что для всех исследованных твэлов характерно одинаковое распределение отложений по длине твэла: нижняя часть на входе потока теплоносителя примерно на 1/4 высоты не имеет отложений, что может объясняться нестабильностью гидродинамики потока на входном участке сборки. Максимальное количество отложений находится в средней и верхней частях твэла, что соответствует распределению температуры теплоносителя и оболочки твэла вдоль оси твэла. По данным различных исследователей, толщина отложений находится либо в квадратичной, либо в линейной зависимости от удельного теплового потока с поверхности твэла [22,23]. Полученные в результате экспериментов данные согласуются с линейной зависимостью (рис. 2) [21].
Рисунок 2 - Зависимость перегрева центра твэла от величины поверхностного теплового потока [21]
1) рН = 7, [Fe] = 5 мг/дм3, DT = - 5 оС;
2) рН = 910, [Fe] = 0,10,2 мг/дм3, DT = - 5 оС;