Секция 1: Технологические и экономические аспекты обращения с ОЯТ, проблемы замкнутого ядерного топливного цикла
Крицкий В.Г., Березина И.Г., Родионов Ю.А. ГИ ВНИИПИЭТ
В стационарных условиях работы ВВЭР поток теплоносителя практически всегда однофазный.
Появление в теплоносителе паровой фазы возможно только в случаях аварийного уменьшения
расхода. Одной из причин такого уменьшения является формирование отложений в активной
части контура, которые в зависимости от содержания ПК в контуре и химии теплоносителя
осаждаются:
• на поверхности нижней части твэлов за счет градиента между растворимостью ПК на
поверхности и концентрацией их в теплоносителе [1];
• на поверхности в верхней части твэлов (8-я дистанционирующая решетка) за счет эффекта
аномального распределения тепловыделения вдоль оси твэла (Axial Offset Anomaly – AOA) [2] ;
• на дистанционирующих решетках за счет осаждения круда (2 дистанционирующая решетка) [3];
• на поверхности чехловых труб.
Формирование отложений на поверхности активной зоны приводит к росту перепада давления
на реакторе (ПДР). Величина ПДР, помимо гидравлической характеристики участка, зависит от
многих параметров – мощности конкретных ТВС, характера отложений на поверхности. Величина
отложений определяется балансом поступления и удаления продуктов коррозии и примесей в
контуре, “возрастом” энергоблока, проведением деактиваций, гидродинамическими параметрами
теплоносителя и водно-химическим режимом. Опыт эксплуатации показал наличие ряда проблем,
связанных с миграцией продуктов коррозии в контуре. Возникающие проблемы решаются
эмпирическим путем и не всегда успешно. Это связано с многопараметрической зависимостью
ПДР от режимов эксплуатации блока. Негативным последствием роста ПДР является снижение
расхода через реактор, перегрев твэлов с последующей разгерметизацией, вынужденное снижение
мощности реактора вплоть до полного останова. В настоящее время инциденты, связанные с
ростом ПДР, отмечались практически на всех АЭС с ВВЭР-440 (одним или нескольких блоках).
Зависимость скорости роста ПДР от рН300 при различных условиях формирования
отложений (при отсутствии дезактивации контура и эффекта АОА и при наличии эффекта АОА
после проведения дезактивации контура) приведена на рис. 1.
74 V МЕЖДУНАРОДНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ФОРУМ 27 сентября –1 октября 2010
СЕКЦИЯ I
Особенности химии воды первого контура реакторов ВВЭР определяются в первую очередь
присутствием бора и щелочных металлов в теплоносителе. Согласно ядерно-физическим
требованиям бор вводится в теплоноситель (в виде борной кислоты), и его концентрация меняется
в широких пределах при регулировании мощности реактора и по мере выгорания топлива.
Присутствие щелочных металлов определяется введением КОН для компенсации кислотных
свойств Н3ВО3, образованием Li при взаимодействии бора с нейтронами, а также наличием
примесей Na в воде.
Рис. 1 – Характер влияния рН на скорость роста ПДР а) при классическом термодинамическом
осаждении и б) аномальном осаждении в условиях, предположительно, АОА
Водно-химический режим первого контура реакторов ВВЭР характеризуется также
поддержанием избыточной концентрации водорода, необходимого для подавления радиолиза
воды и образования кислорода. Водород образуется за счет радиолиза раствора аммиака и/
или гидразина. Стандарты для первого контуров реакторов ВВЭР предусматривают водно-
химический режим, регулируемый добавками Н3ВО3, КOH, Н2 и, по мере необходимости, N2H4
и Н2О2 [4]. Стандарты постоянно совершенствуются, исходя из мощности установок, применяемых
материалов и накопления знаний о механизмах протекающих процессов. Последние 2
рекомендации
предусматривают поддержание “координированного” водно-химического режима
с эволюцией
значения рНТ в зависимости от стадии топливного цикла.
До настоящего времени нет единого мнения по поводу процессов и механизмов массопереноса
ПК в тракте первого контура. Отсутствует универсальный метод, способный объяснить
экспериментально установленные зависимости поведения ПК.
Отложения круда пропорционально массе продуктов коррозии, циркулирующих по контуру,
поэтому все модели массопереноса включают концентрацию продуктов коррозии, скорость
коррозии контурных материалов, выведение продуктов коррозии на фильтрах и их осаждение.
При проведении дезактивации участков контура, замене оборудования на них возникает локальное
изменение скорости коррозии, что приводит к росту концентрации ПК в контуре и росту отложений
ПК на поверхностях. Если при неправильном ведении ВХР создаются условия для осаждения
ПК в активной зоне, то происходит 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.
Как следует из уравнения Фаннинга [10], коэффициент трения ξ может быть выражен
следующим образом:
V INTERNATIONAL NUCLEAR FORUM September 27 – October 1, 2010 75
СЕКЦИЯ I
Отложения по длине твэлов в условиях подкипания теплоносителя в результате ускорения
осаждения продуктов коррозии и боратов на поверхности твэлов повышает время активации
продуктов коррозии и величину их активности в теплоносителе (см. рис. 2).
Рис. 2 – Распределение отложений по дистанционирующим решеткам ТВС 4 года облучения
Описание механизма массопереноса коррозионных радионуклидов в первом контуре
представляет собой сложную задачу. Учесть влияние большого количества физико-химических
показателей и процессов на массоперенос ПК чрезвычайно трудно.
Активность, например, 58Co является индикатором кипения и ускорения роста отложений
(см. рис. 3).
Рис. 3 – Корреляция между активностью теплоносителя на АЭС с ВВЭР и скоростью изменения
перепада давления при рНТ 7,1-7,3
76 V МЕЖДУНАРОДНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ФОРУМ 27 сентября –1 октября 2010
СЕКЦИЯ I
В связи с этим авторами предложен ряд упрощенных физико-химических и математических
моделей, описывающих процесс формирования отложений в активной зоне. Такие модели
рассматривают наиболее значимые, по мнению авторов, факторы, влияющие на формирование и
миграцию продуктов коррозии.
Задачей настоящего прогноза являлось моделирование изменения перепада давления на
основе штатных данных с целью прогноза роста перепада давления и корректировки ВХР для
стабилизации ПДР с помощью регулирования концентраций КОН, Н2 и NH3.
В состав модели были включены.
1. Эксплуатационные параметры:
тепловая мощность реактора и концентрация борной кислоты. В течение кампании происходит
снижение концентрации борной кислоты и уменьшение мощности для снижения негативных
последствий роста перепада давления.
2. Нормативные параметры ВХР:
ΣК+ – суммарная концентрация щелочных металлов;
ΔΣК+ – отклонение суммы концентраций щелочных металлов в пересчете на калий от
верхней границы норматива предусмотренного СТО [4] Эта величина рассчитывается следующим
образом:
lg(B/К) – десятичный логарифм отношения концентраций борной кислоты и калия, взятых в моль.
3. Параметры, определяющие окислительно-восстановительный потенциал системы:
концентрации водорода и аммиака.
4. Параметры физико-химической модели массопереноса, характеризующие направление
массопереноса:
рН300 – высокотемпературный водородный показатель, рассчитанный для температуры 300 оС.
SFe – растворимость железа (м агнетита) при 300 оС;
SNi – раствоирмость никеля (феррит никеля) при 300 оС;
температурный градиент растворимости (ТГР) или логарифмический температурный
градиент растворимости (ЛТГР) магнетита и феррита никеля, представляющие собой разность
растворимостей при температуре 300 и 275 оС:
Аналогично рассчитывается и температурный градиент растворимости никеля (нг/град).
Параметры рассчитывались в соответствии с методикой термодинамических расчетов,
описанной в работах [6,7].
5. Параметры, характеризующие состав продуктов коррозии в теплоносителе:
– удельная активность 60Co, характеризующая накопление долгоживущих ПК в контуре и удельная
активность 58Co, характеризующая массоперенос никеля, а также их соотношение;
– концентрации железа и никеля в теплоносителе.
6. Параметры, учитывающие исходное состояние блока.
V INTERNATIONAL NUCLEAR FORUM September 27 – October 1, 2010 77
СЕКЦИЯ I
Значения расчетных и фактических значений ПДР прниведено на рис. 4. Результаты
моделирования изменения перепада давления в 32 кампании 4 блока приведены на рисунке 5.
Максимальное отклонение расчетных значений от фактических составило 1,1 %, среднее 0,23 %.
После отключения ПГ и снижения мощности значения ПДР не рассчитывались, так как в
случае сброса мощности или останова, т.е. в переходные периоды ПДР зависит, главным образом,
от смыва отложений с поверхности и снижения расхода теплоносителя.
Полученная модель позволяет сделать прогноз изменения перепада давления в следующей
33 кампании 4 блока при различных сценариях ведения ВХР, что позволит замедлить скорость
роста перепада давления на реакторе, а в идеале и стабилизировать величину ПДР.
Рис. 4 – Корреляция экспериментальных и расчетных значений ПДР
на 4 блоке НВАЭС (32 кампания)
Рис.к 5 – Изменение фактического и расчетного ПДР
и мощности реактора во время 32 кампании 4 блока
78 V МЕЖДУНАРОДНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ФОРУМ 27 сентября –1 октября 2010
СЕКЦИЯ I
Как было показано выше, отложения в верхней части твэла обусловлены подкипанием
теплоносителя в порах отложений и обусловливают увеличение скорости коррозии поверхности
топливных оболочек. Механизм коррозии Zr-Nb сплавов имеет комплексный характер и зависит
от многих параметров, описанных подробно в [8].
Скорость окисления может быть представлена как
Рис. 6 – Влияние паросодержания на линейную коррозию
циркониевых сплавов для различных типов реакторов
В случае однофазного потока (PWR, ВВЭР) уравнение материального баланса имеет другое
решение. В первом приближении для PWR, если α=0, мы может считать, что kΦ PWR → 0 и в
уравнении (6) остается только kT.
Система уравнений, использующая рассмотренные факторы, которая может быть использована
для расчета коррозии Zr-Nb сплавов подробно описана в [9].
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., Teräsvirta, 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.
V INTERNATIONAL NUCLEAR FORUM September 27 – October 1, 2010 79
СЕКЦИЯ I
4. СТО (стандарт организации) 1.1.1.02.005.0621-2007 «ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ ПЕРВОГО
КОНТУРА ЭНЕРГОБЛОКОВ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ С РЕАКТОРАМИ ВВЭР-440 БЕЗ
КОРРОЗИОННО-СТОЙКОЙ НАПЛАВКИ КОРПУСА. Нормы качества теплоносителя и средства
их обеспечения».
5. Овчинников Ф.Я., Голубев Л.И., Добрынин В.Д., Клочков В.И., Семенов В.В., Цыбенко В.М. /
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов // М., Атомиздат,
1977. – 280 с.
6. Слободов А.А., Зарембо В.И., Крицкий В.Г., Пучков Л.В., Седов В.М. Термодинамический анализ
поведения теплоносителя кипящего реактора на основе растворимости системы Fe3O4 – H2O –
O2 // Ж. прикл. хим. – т. 59, № 5.-1986, с. 1030-1036.
7. Крицкий В.Г. Проблемы коррозии и водно-химических режимов АС. // С.-Пб., СИНТО, 1996. – 264
с 8. Kritskij, V.G., Berezina, I.G., Kritskij A.V., Stjagkin, P.S., “Modelling of zirconium alloys corrosion in
LWR’s”. IAEA TCM on Water Chemistry and Corrosion Control of Cladding and Primary Circuit Components,
28 September – 2 October 1998, Hluboka nad Vltavou, Chez Republic.
9. Kritskij, V.G., Berezina, I.G., Influence of water chemistry on corrosion behaviour of Zr+1%Nb alloy in
NPP”. 1998 JAIF International Conference on Water Chemistry in Nuclear Power Plants. WATER CHEMISTRY
‘98 October 13-16, 1998 Kashiwazaki, JAPAN.
10. Бенедек П., Ласло А. Научные основы химической технологии. М.: Химия. 1970.__