Статья: Особенности массопереноса и формирования отложений в активной зоне АЭС с ВВЭР без высокотемпературных фильтров

Таблица 1 - Радионуклидный состав "песка" из барабан-сепараторов и раздаточно-групповых коллекторов РБМК (ЛАЭС) после химической дезактивации (%) [32]

Рисунок 8 - Фотография частицы "песка" из барабан-сепаратора (размер 1,1х0,55 мм)

Мощность дозы от коллекторов парогенераторов приведена на рис. 9. Среднегеометрическая мощность дозы на 3-4 блоках НВАЭС 22 и 19 мЗв/ч, на 3 и 4 блоках Кольской АЭС - 3 и 7 мЗв/ч.

Приведенные данные показывают, что в условиях повышенного отложения продуктов коррозии в активной зоне и роста ПДР мощность дозы от коллекторов парогенератора увеличивается в 3-7 раз.

По данным Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (например, см. [33]) по величине индивидуальной дозы НВАЭС (см. рис. 9) сравнима с РБМК (2011 год, КурАЭС - 2,25 мЗв; СмАЭС - 1,54 мЗв; ЛАЭС - 1,51 мЗв [33]), т.е. с кипящими реакторами!

Очевидно, что в случае проявления эффекта АОА на ВВЭР-1200 можно ожидать повышения мощности дозы от оборудования примерно на порядок. Возможно, это не скажется на дозах персонала на начальном этапе эксплуатации (вследствие малого объема ремонтных и инспекционных работ на Ровенской АЭС за 8 лет эксплуатации изменялась в пределах 0,08-0,25 мЗв/год), но в дальнейшем можно ожидать серьезного ухудшения дозовой обстановки.

Рисунок 9 - Мощность дозы от коллекторов парогенераторов 3 и 4 блоков Нововоронежской АЭС (а,б) и 3 и 4 блоков Кольской АЭС (в,г): а,в - горячий коллектор; б,г - холодный коллектор

Рисунок 10 - Средняя годовая индивидуальная доза на АЭС с ВВЭР

Опасность возникновения эффекта АОА на ВВЭР-1200

Режим эксплуатации ВВЭР-1200 предусматривает увеличением температуры теплоносителя и поверхности твэлов по сравнению с ВВЭР-1000 примерно на 10 ^оС. При этом в диапазоне рН₃₀₀ 6,9-7,3 растворимость магнетита будет ниже на поверхности ТВС, т.е. термодинамически будут преобладать процессы роста отложений в верхней части ТВС. Что касается растворимости феррита никеля, то его растворимость также ниже у стенки ТВС, только в меньшей степени зависит от рН. Таким образом, температурные градиенты растворимости феррита никеля и магнетита в области выходных температур указывают на возможность повышенного (по сравнению с ВВЭР-1000) отложения ПК в верхней части ТВС.

По величине максимального паросодержания теплоносителя 1-го контура ВВЭР-1200 (11 [30] - 13 % [31]) приближается к РБМК (15 %). Это увеличивает вероятность подкипания теплоносителя в верхней части ТВС и росту скорости коррозии циркония. Поэтому проявление АОА эффекта и разгерметизация твэлов будут наблюдаться уже в первые годы эксплуатации новых АЭС со всеми вытекающими негативными последствиями.

Разгерметизация ТВС

Рост перепада давления в реакторе сопровождается развитием дефектов ТВС из-за их перегрева и ускорения коррозия (возможна и нодулярная коррозия). На рис. 11 представлено количество негерметичных ТВС (НГ ТВС) по данным КГО 3 и 4 энергоблоков.

Рисунок 11 - Негерметичные ТВС на 3 и 4 блоках НВАЭС

Период начала увеличения роста ПДР (2002-2003 г.г.) совпадает с ростом числа НГ ТВС.

Поскольку при снижении мощности реактора снижаются темпы роста ПДР и энергонапряженность ТВС, то при определении зависимости числа негерметичных ТВС от ПДР следует учитывать мощность реактора. За кампанию таким показателем является эффективное время работы реактора, т.е. условное время работы реактора на полной мощности. При работе на пониженной мощности отношение Т_эфф/Т_календ может снижаться до 0,75 (блок 3 в 33 кампании). Из простых соотношений наилучшая аппроксимация числа негерметичных ТВС описывается произведение ?P²Т_эфф. (рис. 11, а).

Для получения более точного расчета следует воспользоваться эмпирической формулой:

N_ТВС/N₀=a₀+a₁DDP+a₂DDPT_эфф+a₃DDP²/(1- T_эфф/T)+a₄(DDP/T)²(T_эфф/T) (9)

где N_ТВС - число негерметичных ТВС; N₀ - общее число ТВС; DDP - изменение перепада давления в течение кампании; T_эфф - эффективное время работы реактора, сут.; T - календарное время работы реактора, сут.; a₀a₄ - коэффициенты уравнения регрессии.

Фактические значения N_ТВС/N₀ и значения N_ТВС/N₀, рассчитанные по уравнению (9), представлены на рис. 12, б.

Рисунок 12 - Зависимость числа негерметичных ТВС от изменения перепада давления за кампанию и эффективного времени работы реактора (а) и корреляция рассчитанных по уравнению (3) и фактических значений числа негерметичных ТВС (б)

Коэффициент корреляции между этими величинами составляет 0,9, что позволяет использовать это уравнение для прогноза числа негерметичных ТВС перед остановом энергоблока.

Признаки появления эффекта АОА

Авторы [34] пришли к выводу, что одним из признаков появления этого эффекта является рост активности ⁵⁸Co в теплоносителе (рис. 12). Явного влияния рН на эффект АОА исследователями не обнаружено. При добавлении Li в теплоноситель усиливается осаждение бората лития, что и приводит к эффекту АОА, в то же время с ростом рН уменьшается вероятность осаждения оксидов продуктов коррозии, поэтому влияние рН на проявление эффекта АОА в условиях PWR неоднозначно.

Таким образом, для определения начала проявления эффекта АОА следует контролировать активность ⁵⁸Co в теплоносителе. На рис. 13 представлена корреляция между скоростью изменения ПДР и активностью ⁵⁸Co в теплоносителе АЭС с ВВЭР-440. Штатная технология контроля активности ПК в теплоносителе предусматривает измерение 1 раз в 2 месяца. Нами была оценена корреляция между активностью ⁵⁸Co в теплоносителе и средней скоростью роста ПДР за этот период. Так как на процессы массопереноса интенсивно влияет величина рН, были отобраны данные в интервале рН 7,1-7,3 (не вошли пусковой и конечный периоды эксплуатации). Анализ среднегодовых данных подтвердил наличие корреляции. Таким образом, как и на PWR, ⁵⁸Co может выступать не только как индикатор развития эффекта АОА, но и количественно соотноситься с величиной отложений на твэлах и перепадом давления в реакторе.

Рисунок 13 - Изменение активности ⁵⁸Co на фильтрах СВО при появлении эффекта АОА [34]

а) б)

Рисунок 13 - Корреляция между активностью теплоносителя на АЭС с ВВЭР-440 и скоростью изменения перепада давления: а) данные измерения активности раз в 2 месяца при рН300 7,1-7,3; б) среднегодовые значения скорости роста ПДР и активности ⁵⁸Со в теплоносителе 1-го контура [13]

Соответственно и среднегодовая активность ⁵⁸Co в теплоносителе будет значительно выше на блоках с высокой скорость роста ПДР и, вероятно, с наличием эффекта АОА (см. рис. 14).

Существенный рост ПДР во время кампании наблюдался на 3 и 4 блоках НВАЭС и в 2002 г. на 3 блоке Пакш, что и нашло свое отражение в высокой удельной активности теплоносителя на этих блоках.

Рисунок 14 - Среднегодовая активность ⁵⁸Co на Нововоронежской АЭС (быстрый рост ПДР во время кампании); Кольской АЭС (ПДР стабильный) и АЭС Пакш (на 3 блоке рост ПДР во время кампании в 2002 г.) [13]

Заключение

Избыточная начальная мощность ТВС является неизбежным фактором, сопровождающим увеличение длительности цикла и повышение выгорания топлива на ВВЭР-1200. Это потребует увеличения концентрации поглотителя нейтронов для обеспечения отрицательного коэффициента реактивности, а также контроля температуры в активной зоне. Однако данные говорят о том, что стандартный поглотитель нейтронов - борная кислота - является одной из основных причин возникновения АОА. Более высокое начальное содержание борной кислоты, чем при стандартной длине топливного цикла, требует более высокого содержания калия для нейтрализации борной кислоты с целью поддержания величины pH₃₀₀ на оптимальном уровне. Кроме того, будет возрастать содержание лития за счет реакции B¹⁰ (n,?) ?Li⁶. Увеличение содержания лития приведет к изменению химических условий в первом контуре и, как следствие, к повышению коррозионной активности теплоносителя как в активной зоне, так и вне ее, что увеличит скорость роста отложений на оболочках твэлов.

За рубежом имеется большой опыт эксплуатации реакторов типа PWR-1300 с высокотемпературными ТВС с повышенным выгоранием топлива. Экспериментальные исследования показали, что теоретические расчеты, проведенные ранее за рубежом, оказались малоэффективными и не предсказывали появление эффекта АОА. В результате этого эффекта многие АЭС вынуждены работать на пониженном уровне мощности.

В условиях подкипания теплоносителя в порах отложений в верхней части ТВС возможно не только проявление эффекта АОА, но и развитие нодулярной коррозии оболочек твэлов.

В условиях принятой стратегии сооружения головных энергоблоков АЭС с ВВЭР-1200 как серийных, когда отодвинута на будущее оптимизация некоторых проектных и конструкторских решений [35], создалась возможность для модернизаций и усовершенствований проекта, что будет означать доработку химических технологий при пуске и на начальной стадии эксплуатации ВВЭР-1200.

Для обеспечения безопасного функционирования топливных элементов на АЭС с ВВЭР-1200 необходимо проведение исследований по следующим направлениям:

§ разработка технологии пассивации I контура перед пуском реактора;

§ изменение способа поддержания оптимального ВХР:

t обоснование использования калий-водородного режима вместо калий-аммиачного для предотвращения образования азотной кислоты в порах отложений при концентрировании примесей;

t использование при пуске обогащенной по ¹⁰В борной кислоты или оксида гадолиния;

t использование способов «мягкой» дезактивации для выведения продуктов коррозии из I контура при останове и расхолаживании;

§ создание специальных имитационных стендов (что уже сделано в Испании [36], Франции [37], Южной Корее [38]) для изучения условий и последствий возникновения эффекта подкипания теплоносителя (АОА) в условиях ВВЭР-1200 и средств подавления роста отложений;

§ разработка расчетного кода для обоснования ВХР в условиях возникновения эффекта АОА.

Экономия нескольких десятков миллионов рублей сейчас обернется миллиардными потерями в будущем из-за вынужденного ограничения мощности реактора при возникновении АОА.

Литература

1. Зарембо В.И., Крицкий В.Г., Слободов А.А., Пучков Л.В. Растворимость магнетита в условиях восстановительной среды в воде АС при повышенной температуре // Атомная энергия, 1988, т. 64, вып. 3.

2. Frattini P., Blandford E., Hussey D., etc., "Modeling Axial Offset Anomaly". Proceedings of International Conference “Water Chemistry of Nuclear Reactor System”, San Francisco, California, 11-14 oct 2004. CD disk, p. 455-461.

3. Rosenberg, R.J., Terдsvirta, R., Halin, M., Suksi, S., "Investigation of iron deposits on fuel assemblies of the Loviisa 2 VVER-440 reactor". In proc. «Water chemistry of nuclear reactor systems 7» Proceeding of the conference organized by the British Nuclear Energy Society and held in Bournemouth on 13-17 October 1996 British Nuclear Energy Society, London. p.27-33.

4. PWR fuel CRUD characterization and CIPS risk assessment. A case study on an ageing Swedish PWR unit // Jiaxin Chen, Bernt Bengtsson / 2^nd Research Co-ordination Meeting (RCM) on "Optimisation of Water Chemistry Technologies and Management to ensure Reliable Fuel Performance at High Burnup and in Ageing Plants” (FUWAC) Convention Centre, Hotel GRT Grand, Chennai 600017, India.

5. Experimental verification of water chemistry influence on AOA / N. Doncel, G. Rubio, M. Novo et al. // Intern. Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Jeju, Korea, Oct. 23--26, 2006.

6. “Rootcause Investigation of Axial Offset Anomalies,” G, Sabol, J. Secker, J. Kormuth, H. Kunish, and D. Nuhfer, EPRI TR-108320, June 1997.

7. WWER-1000 Coolant Chemistry Improvement by Extended Fuel Cycles // Ivan Dobrevski / Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy, Bulgarian Academy of Sciences, Sofia, Bulgaria, November 2007 / In “Second Research Coordination Meeting of the International Atomic Energy Agency's (IAEA's) Coordinated Research Project (CRP) on “Optimization of Water Chemistry Technologies and Management to Ensure Reliable Fuel Performance at High Burnup and in Ageing Plants (FUWAC-2)”, Chennai, India, 11-14 December 2007.

8. Margaret S. Chatterton. "PAPER REGULATORY PERSPECTIVES ON HIGH BURNUP FUEL ISSUES AND BURNUP EXTENSION" Proceedings in International Topic Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, USA, Park City, Utah, April 10-13 2000. CD version, p. 439-442.