Маневренные возможности энергоблоков - активная зона реактора - АЭС с ВВЭР

Оглавление
АЭС с ВВЭР
Режимы электропотребления
Маневренные возможности энергоблоков - активная зона реактора
Механическая система регулирования реактора
Температурное регулирование  энергоблоков
Конструкционные элементы энергоблоков
Регулировочные возможности турбины
Сравнительная эффективность АЭС в режимах регулирования нагрузки
Развитие и модернизация ВВЭР
Конструкция активной зоны и топливоиспользование ВВЭР
Открытый и замкнутый топливные циклы ВВЭР
Повышение коэффициента воспроизводства
Спектральное регулирование
Тесные топливные решетки
Дожигание топлива
Пути повышения безопасности
Концепции топливной составляющей затрат в ВВЭР
Учет наработки вторичного топлива
Методы поиска наивыгоднейших решений
Аккумулирование тепла на АЭС
Использование слабоперегретого пара
Выбор параметров пикового контура
Регулирование нагрузки снижением мощности
Деформация полей энерговыделения при изменении  мощности
Использование мощностного и температурного эффектов реактивности
Регулировочные возможности турбин
Турбины слабоперегретого пара - регулировочные возможности
Другие пути адаптации АЭС к переменным графикам нагрузок
Оптимизация параметров газовой турбины
Наивыгоднейшие параметры газоводяного подогревателя
Потребители-регуляторы
Внепиковое электротеплоснабжение
Список литературы

МАНЕВРЕННЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ ЭНЕРГОБЛОКОВ
Активная зона реактора. К числу основных и наиболее важных показателей маневренности можно отнести следующие: регулировочный диапазон, т. е. допустимое изменение нагрузки энергоблока с возможностью последующего ее восстановления
на прежнем уровне; допустимую скорость изменения нагрузки; скорость разогрева основного оборудования ЯППУ; продолжительность пуска; количество допускаемых изменений режимов за весь период эксплуатации.
Маневренные качества активной зоны ВВЭР определяются в значительной мере динамикой ксенонового отравления в переходных процессах.
В одной из наиболее ранних работ [26], рассматривающих возможности привлечения АЭС с ВВЭР к суточному регулированию мощности энергосистем, подробно рассмотрена проблема преодоления эффекта нестационарного отравления активной зоны реактора изотопом 135Хе, которое наиболее сильно сказывается в конце топливных циклов с частичной перегрузкой топлива при исчерпании запаса реактивности на его выгорание. Здесь же называются пути поддержания реактора в критическом состоянии при быстрых сбросах нагрузки и связанных с этим процессах отравления.
Один из них — вывод из контура охлаждения реактора раствора борной кислоты для опережения процесса отравления обратным процессом высвобождения реактивности. При этом возможность длительной работы на пониженном уровне мощности после ее резкого сброса без попадания в «йодную яму» и возможность перехода в любой момент к прежнему или другому, более высокому, чем до сброса, уровню мощности определяется достижимой скоростью выведения борной кислоты из контура реактора и моментом топливного цикла, а значит, исходным на данный момент содержанием борной кислоты в контуре.
Второй путь поддержания критичности — извлечение или введение в активную зону управляющей группы органов регулирования, обычно частично погруженных в активную зону. Запас реактивности на этой группе может быть реализован в любое время достаточно быстро. Комбинированное использование обоих способов дает наилучшие характеристики маневренности реактора.
Третий способ — снижение средней температуры теплоносителя первого контура и высвобождение запаса реактивности при его охлаждении, особенно во второй половине топливного цикла. Этот способ может быть оперативно использован персоналом без существенного снижения экономичности.
Для предотвращения остановки реактора из-за отравления иногда возможен сброс пара из ПГ (например, через БРУ-А, БРУ-К), что позволяет поддержать на допустимом уровне мощность реактора.
Однако при частой повторяемости режимов сброса будут наблюдаться большие потери энергии, что явно неэкономично в сравнении с использованием маневренных свойств реактора, например, в сравнении с реализацией температурного эффекта. Следует учитывать, что коэффициент реактивности по температуре воды в начальный период цикла может быть близок к нулю, а затем в ходе выгорания топлива увеличится в отрицательной области по абсолютному значению.
Близкий к нулю коэффициент реактивности по температуре теплоносителя в начале выгорания топливной загрузки обусловливается достаточно высокой концентрацией борной кислоты в теплоносителе. Изменение температуры, а следовательно, и плотности приводит к изменению объемной концентрации одновременно и замедлителя и поглотителя в активной зоне. Причем уменьшение плотности замедлителя вызывает снижение размножающих характеристик топливной решетки и, напротив, увеличивает размножающие характеристики из-за уменьшения содержания поглотителя.
При некоторых исходных концентрациях поглотителя (в начальный период работы) эти эффекты могут взаимно компенсироваться. Снижение концентрации борной кислоты в течение топливного цикла приводит к росту (по абсолютному значению) отрицательного температурного коэффициента реактивности, так как влияние от снижения объемной концентрации поглотителя при этом уменьшается.
Повысить маневренность можно, предусмотрев специальный запас реактивности, но это привело бы к ухудшению экономичности топливного цикла. По этой же причине вряд ли приемлем и такой простой способ введения располагаемого запаса, как сокращение достижимой глубины выгорания за счет досрочного проведения частичных перегрузок топлива. Таким образом, улучшение маневренных возможностей активной зоны следует обеспечивать прежде всего совершенствованием борной и механической систем регулирования, а также использованием температурного регулирования.

Борное регулирование.

Определяющей величиной при проектировании водообменных систем ВВЭР является относительная скорость снижения концентрации борной кислоты, определяемая соотношением [26]:

где С0 — начальная концентрация борной кислоты в контуре перед сбросом нагрузки; Gn, GK — расход чистого конденсата на подпитку и объем контура теплоносителя соответственно; т — время от начала процесса вывода борной кислоты.
Скорость выведения бора из воды первого, контура определяется прежде всего отношением объема этого контура к расходу подпиточных насосов, с помощью которых вводится в контур чистая вода, в результате чего снижается концентрация борной кислоты.

Допустимые пределы разового снижения мощности ВВЭР
Рис. 1.5. Допустимые пределы разового снижения мощности реакторов ВВЭР со
100% до N при борном регулировании с различной эффективностью водообмена в первом контуре в течение кампании топливной загрузки (подъем мощности
ΝΗ0Μ возможен в любой момент):1 — β = 0,05 ч-1   (ВВЭР-440);  2 — β=0,2 ч-1
(ВВЭР-440); 5 — β-0,2 ч1 (ВВЭР-1000)
Рис. 1.6. Допустимые пределы разового снижения мощности ВВЭР-1000 при разной длительности снижения мощности (условия те же, что и для рис. 1.5)

Пропорционально этому расходу снижается относительная концентрация борной кислоты (от текущего своего значения в данный момент в контуре). Поскольку, по мере выгорания топлива, абсолютная концентрация борной кислоты в контуре снижается, а расход подпиточных насосов остается постоянным, скорость изменения абсолютной концентрации борной кислоты уменьшается, а следовательно, ухудшается маневренность реакторной установки (рис. 1.5).
В случае если для реакторов ВВ ЭР-440 и ВВЭР-1000 будет обеспечена скорость изменения относительной концентрации борной кислоты, равная 0,2, то в диапазоне изменения мощности 100—10% не будет ограничений в изменении мощности в течение примерно 150 сут. Такая относительная скорость может быть достигнута не только увеличением расхода подпиточных насосов или установкой новых насосов, но и путем модернизации всей борной системы с соблюдением правил ядерной безопасности: узла приготовления борного раствора, баков чистого конденсата и баков для слива продувочной воды, фильтров, деаэратора.
Для повышения экономичности процессов изменения концентрации бора в теплоносителе первого контура в настоящее время разработаны системы вывода — возврата бора в контур с помощью ионообменных фильтров с регулируемой сорбционной способностью (например, изменением температуры ионитов).
Частое снижение концентрации борного раствора, проводимое с повышенными скоростями, заставляет обратить пристальное внимание на процессы перемешивания потоков воды в первом контуре, так как от этого зависит безопасность переходных режимов. Исследования в указанной области, проведенные при пусконаладочных работах на блоках с ВВЭР, указывают на то, что при имеющихся петлевой конструкции первого контура и конфигурации установленных внутрикорпусных устройств сохраняется определенная обособленность потоков воды на входе в активную зону. Наибольшее значение это имеет для процессов с разбавлением раствора в первом контуре чистой водой; для большей гарантии безопасности всех переходных процессов должны быть дополнительно исследованы некоторые их особенности [26, 37, 50].
Отметим, что представленные на рис. 1.5 данные были получены в ИАЭ расчетным путем при следующих условиях: снижение (сброс) нагрузки происходило с мощности 100% до заданного уровня мгновенно; рассматривались только разовые (единичные) снижения нагрузки, т. е. предполагалась достаточно длительная перед этим работа на мощность 100% (не менее 2—3 сут) и стационарный уровень отравления; предполагалось, что возврат на прежний уровень мощности может потребоваться в самый неблагоприятный момент (через 8— 10 ч), когда глубина отравления обычно достигает максимального значения.
В иных случаях, например, когда диспетчерские требования допускают возврат на мощность существенно раньше или позже момента максимального отравления, маневренные возможности реактора существенно расширяются.
В ИАЭ проведены комплексные расчеты маневренных характеристик активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000 в условиях водообменной производительности борной системы регулирования, обеспечивающей скорость вывода борного поглотителя 0,2 ч-1 для различных темпов снижения мощности (рис. 1.6). Подробно эти и другие результаты анализируются в § 7.2. Здесь отметим только, что более плавное во времени снижение мощности расширяет период кампании, когда снимаются всякие ограничения на полную разгрузку по условиям ксенонового отравления. Кривые построены для тех же условий, что и кривые на рис. 1.5.
Указанные условия обеспечивают применимость результатов к анализу циклических изменений нагрузки недельной повторяемости. Поэтому представляет интерес их математическая формализация (табл. 1.2).
Таблица 1.2. Результаты аппроксимации маневренных характеристик реактора
ВВЭР-1000

В большинстве случаев реальные значения требуемых скоростей изменения нагрузок таковы, что время сброса (даже до Ν=0) составляет не более 4—5 ч. В этих условиях постоянные коэффициенты в формулах табл. 1.2 выражаются линейными функциями времени сброса At. На основе этих зависимостей получена общая расчетная формула допустимого
регулировочного диапазонакак для отдельного энергоблока, так и для группы к однотипных энергоблоков атомной станции с ВВЭР-1000, различающихся моментами топливного цикла и, следовательно, маневренной возможностью:
(1.1)

где а = 3,06; 6 = 0,132; с =1,15; d=0,075. Очевидно, что наиболее стабильный в течение года и высокий диапазон возможной разгрузки АЭС достигается при выполнении двух условий: перегрузки топлива на реакторах осуществляются неодновременно с примерно равными по продолжительности интервалами; разгрузка любого энергоблока происходит с наименьшей возможной по диспетчерским, требованиям скоростью.
Для иллюстрации сказанного приведем (рис. 1.7) результаты оценочных расчетов для следующих двух случаев:
перегрузка топлива на блоках проводится поочередно с небольшим интервалом (до половины месяца) в период максимального притока воды (для большинства ГЭС европейской части страны — весенний период);
перегрузки топлива в реакторах разных блоков проводятся в течение года «вразбежку» с примерно равными относительными временными интервалами 1 /к.
Как видно из рис. 1.7, в первом случае (часто встречающемся на практике) при достаточно большом числе энергоблоков на АЭС в весенний период может возникнуть дефицит суммарной маневренности блоков

Рис. 1.7. Общий регулировочный диапазон параллельно работающих реакторов ВВЭР-1000 при различной последовательности перегрузок топлива:
- —--------- перегрузка «вразбежку» с примерно равными интервалами;------------------------------------------
перегрузка «скученная» в весенне-летний период (цифры на кривых — номера реакторов)

Второй вариант предпочтительнее также по условиям равномерной загрузки ремонтного персонала и использования ремонтной базы.



 
« Атомные электрические станции и их оборудование   Бетон в защите ядерных установок »
электрические сети