Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

Обеспечение надежного отвода тепла, генерируемого в активной зоне реактора, во всех эксплуатационных режимах — необходимое условие нормальной эксплуатации АЭС. Надежный теплоотвод непосредственно связан с безопасностью эксплуатации реакторной установки (см. гл. 10). Отвод тепла из реактора осуществляется теплоносителем (водой), прокачиваемым через активную зону, который по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенераторы (ПГ), где отдает тепло воде 2-го контура и направляется обратно в реактор. Циркуляция воды в системе обеспечивается ГЦН. Конструкции корпуса реактора, внутрикорпусных устройств парогенераторов, ГЦН и другого основного оборудования 1-го контура для отечественных ВВЭР приведены, например, в [5] (рис. 5.10, 5.11).       
Пар, генерируемый в парогенераторах, по главным паропроводам поступает на турбины, где, пройдя цилиндры высокого (ЦВД) и низкого (ЦНД) давлений с промежуточной сепарацией и перегревом, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура, обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему регенеративных теплообменников (подогревателей), подается на подпитку парогенераторов (рис. 5.12).
Особенность отвода тепла из реактора заключается в необходимости поддержания соответствия между генерируемой в ядерном топливе и отводимой тепловой энергией как в нормальном режиме, так и в аварийных ситуациях, связанных со снижением расхода теплоносителя. Особое место занимает проблема отвода тепла из реактора при авариях оборудования 1-го контура с большой утечкой охлаждающего теплоносителя (см. § 10.1). В аварийных ситуациях, связанных с уменьшением расхода теплоносителя, необходимо быстрое изменение мощности реактора, которое должно осуществляться автоматически.
В системах регулирования реактора широкое применение находят логические устройства, ограничивающие мощность реактора, период разгона и т. п. Аналоговый регулятор мощности (АРМ) (рис. 5.13) позволяет поддерживать давление во 2-м контуре с погрешностью 0,1 —0,2 кгс/см2 за счет изменения мощности реактора. АРМ, автоматически ограничивая допустимую мощность реактора в зависимости от числа работающих турбин и ГЦН, является одним из элементов защиты реактора от нежелательных режимов.

В случае недопустимых отклонений теплофизических параметров от нормальных, а также при нарушениях в системах контроля и регулирования мощности реактора срабатывает аварийная защита (см. § 6.1).
Задача защиты реактора от недопустимых тепловых режимов не ограничивается обеспечением необходимого расхода охлаждающего теплоносителя через активную зону реактора. Не менее важно обеспечить надежный отвод тепла от парогенераторов, при нарушении которого возможен рост давления и температуры в 1-м контуре. Для защиты 1-го контура от недопустимого роста давления и для обеспечения аварийного отвода тепла служит система предохранительных клапанов 1-го контура, обеспечивающая сброс пара из компенсатора объема в барботажный бак. При росте давления в 1-м контуре ВВЭР-440 до 147 кгс/см2 происходит открытие первого, а при 151 кгс/см2 — второго и третьего предохранительных клапанов компенсатора объема. При снижении давления в 1-м контуре до 138 кгс/см2 клапаны закрываются.
Снижение давления пара во 2-м контуре в случае закрытия стопорных клапанов турбин осуществляется системой байпасирования пара в конденсаторы, системой предохранительных клапанов парогенераторов. При повышении давления в паровом коллекторе до 49 кгс/см открываются клапаны быстродействующей редукционной установки (БРУ) сброса пара в конденсаторы турбин с суммарной пропускной способностью 60% номинальной паропроизводительности. При повышении давления в паровом коллекторе до 51 кгс/см2 открываются клапаны БРУ сброса пара в атмосферу. Сброс пара в атмосферу из парового коллектора прекращается при снижении давления пара до 45 кгс/см2. Парогенераторы имеют предохранительные клапаны, открывающиеся при росте давления примерно до 55 кгс/см2 и закрывающиеся при снижении давления до 50 кгс/см2. При несрабатывании клапанов сброса пара в конденсаторы турбин и из парового коллектора в атмосферу срабатывают предохранительные клапаны парогенераторов и компенсатора объема.
Одним из вариантов переходного режима со сбросом пара в конденсаторы турбин через БРУ является режим со сбросом нагрузки двух турбогенераторов (ТГ) до уровня собственных нужд (около 8% номинальной мощности) (рис. 5.14). Для ВВЭР-440 в расчетах предполагалось, что сброс электрической нагрузки происходит мгновенно. Снижение мощности реактора выполняется с помощью регулятора (АРМ) опусканием рабочей группы стержней СУЗ со скоростью 2 см/с. Уменьшение нейтронной мощности до 25%-ного уровня происходит за 100 с, тепловой — за 110 с. На рис. 5.14 представлены режимы как без срабатывания сбросных и предохранительных клапанов, так и со срабатыванием устройств по сбросу пара в конденсаторы турбин.
Приведенные данные показывают, что сброс нагрузки до собственных нужд при действии системы перепуска пара в конденсаторы турбин не представляет опасности для 1-го контура (предохранительные клапаны компенсатора объема и парогенераторов не срабатывают). Имеется более чем двукратный запас до кризиса теплообмена в самый неблагоприятный момент — момент сброса нагрузки.

Другим вариантом переходного режима является полное обесточивание АЭС, при котором закрываются стопорные клапаны турбин и срабатывает аварийная защита реактора. Эта авария похожа на описанную выше, но более серьезна, так как при этом происходит снижение расхода теплоносителя через реактор.

Корпус унифицированного реактора ВВЭР-440
Рис. 5.10. Корпус унифицированного реактора ВВЭР-440 с вспомогательными узлами:
а: 1— крупногабаритные детали защиты; 2 — корпус сварной; 3— теплоизоляция цилиндрической части реактора; 4 — короба биологической защиты; 5 — ферма опорная; 6 — трубопроводы шахтного объема; 7—сильфон бетонной консоли; 8— теплоизоляция съемная верхней части реактора; 9 — короба аварийного сброса пара; 10 — электрооборудование и термоконтроль реактора; 11 — фланец подколпачный с узлом уплотнения; 12 — колпак защитный; 13 — верхний блок; 14 — площадка обслуживания верхнего блока; 15 — приспособление для центровки верхнего блока; 16 — трубопроводы главной циркуляционной петли; 17—главная запорная задвижка; 18 — теплоизоляция зоны патрубков реактора; 19 — кольцо опорное; 20 — металлоконструкция сухой защиты; 21 — каналы ионизационных камер; 22 — узлы крупногабаритных механизмов для диагностики реактора; б: 1 — днище шахты; 2 — стержень АРК (СУЗ); 3 — корзина активной зоны выемная; 4 — тепловыделяющая сборка; 5 — корпус сварной; б — штанга промежуточная; 7—шахта; 8 — блок защитных труб; 9—детали узла уплотнения реактора; 10 — привод АРК (СУЗ); 11 — верхний блок

Циркуляция теплоносителя 1-го контура ВВЭР-440 после закрытия стопорных клапанов турбин осуществляется за счет выбега четырех ГЦН совместно с ТГ и собственного выбега двух ГЦН. Выбег ГЦН продолжается около 100 с, после чего выполняется переход на естественную циркуляцию теплоносителя через реактор.

На рис. 5.15 приведены результаты расчетов по изменению характеристик ВВЭР-440 при полном обесточивании блока. В расчетах принято, что сброс нагрузки происходит мгновенно, а движение стержней СУЗ начинается через 1 с после появления аварийного сигнала. Переход на естественную циркуляцию теплоносителя в расчетах не прослеживается. Снижение нейтронной мощности происходит за 1,9 с до 50% номинальной и за 5 с до 10% с момента начала движения стержней СУЗ вниз. Тепловая мощность до этих же уровней понижается за 7,3 и 18 с соответственно.

тепловая схема энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-440
Рис. 5.11. Принципиальная тепловая схема энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-440:
1 — конденсатный насос; 2 — техническая вода; 3 — генератор; 4 — паровая турбина; 5 — деаэратор; 6 — система аварийного охлаждения зоны; 7— герметическая оболочка; 8 — главный циркуляционный трубопровод; 9 — главная запорная задвижка; 10 — гидроемкости САОЗ; 11 — главный циркуляционный насос; 12 — парогенератор; 13 — система очистки теплоносителя; 14 — система компенсации объема теплоносителя; 15 — питательный насос; 16 — подогреватели высокого давления; 17—подогреватели низкого давления;     18 — сепаратор пароперегреватель; 19 — конденсатор; 20 — БРУ сброса пара в конденсатор.

тепловая схема энергоблока с ВВЭР-440
Рис. 5.12. Принципиальная тепловая схема энергоблока с ВВЭР-440 (2-й контур):
7  — реактор; 2  — главный циркуляционный насос (ГЦН); 2 —  парогенератор (ПГ); 4  —  цилиндр высокого давления турбины (ЦВД); 5 — сепаратор; 6  —  пароперегреватель (ПП); 7 —  цилиндр низкого давления турбины (ЦНД); 8 — электрогенератор; 9 —  градирня; 10  —  канал; 77  —  циркуляционный насос; 12  —  конденсатный насос; 13  —  конденсатор; 14  —  подогреватели низкого давления (ПНД); 15  —  питательный насос; 16 — деаэратор; 17 — подогреватели высокого давления (ПВД); 18  —  отбор воды 2-го контура на очистку; 19  —  возврат очищенной воды 7-го контура; 20 — отбор воды 7-го контура на очистку
схема двухимпульсной системы регулирования мощности типа АРМ
Рис. 5.13. Структурная схема двухимпульсной системы регулирования мощности типа АРМ (ИМ — исполнительный механизм, осуществляющий перемещение регулирующих стержней)

Для сравнения на том же рисунке приведены кривая изменения тепловой мощности при воздействии регулятора АРМ и кривая критической мощности. Уменьшение расхода теплоносителя через реактор в первые секунды происходит быстро (до 60% номинального значения за 8 с), а далее расход изменяется медленно примерно в течение 100 с вплоть до перехода на естественную циркуляцию. Расчеты выполнены как без учета срабатывания предохранительных и сбросных клапанов, так и с учетом срабатывания устройств по сбросу пара в конденсаторы турбин. Видно, что перепуск пара существенно облегчает протекание переходного процесса. Предохранительные клапаны парогенераторов не срабатывают.


Рис. 5.14. Изменение характеристик ВВЭР-440 при сбросе нагрузки с номинального уровня до уровня собственных нужд:
------------------------------------------------------------ без учета работы БРУ; с учетом работы БРУ; 1  —  тепловая мощность; 2              —  нейтронная мощность; 3 — давление в 1-м контуре; 4 — температура воды на входе в реактор; 5  —  температура насыщения воды в парогенераторе.
Рис. 5.15. Изменение характеристик ВВЭР-440 при полном обесточивании блока АЭС:
-------------- без учета работы БРУ;----------- с учетом работы БРУ; 1  —  критическая мощность;
2  —  тепловая мощность при воздействии АРМ; 3  —  расход воды через реактор; 4 — тепловая мощность при АЗ I рода; 5  —  нейтронная мощность при АЗ I рода; 6  — давление в 1-м контуре при АЗ I рода; 7 —температура насыщения воды в парогенераторе при АЗ I рода

Рис. 5.16. Изменение расхода воды через ВВЭР-440 в режимах отключения т ГЦН из шести при работе п ГЦН на выбеге с турбогенераторами.
Условия охлаждения реактора остаются достаточными. Имеется более чем двукратный запас до кризиса теплообмена в самый неблагоприятный момент процесса — через 2 с после появления сигнала АЗ.
При работе реактора на мощности могут иметь место случаи отключения нескольких или всех ГЦН из-за механических или электрических неисправностей.

Уменьшение расхода теплоносителя приводит к росту температуры в активной зоне, притом он тем больше, чем больше ГЦН отключается. Если при этом сохранять номинальный уровень мощности и не применять необходимых мер, то может возникнуть кризис теплообмена на поверхности оболочек твэлов. Аварийные ситуации с большим сокращением расхода теплоносителя крайне опасны, особенно если они совпадают с другими авариями (рис. 5.16). Режим с отключением шести ГЦН наиболее тяжелый, поскольку сопровождается наиболее быстрым и значительным снижением расхода теплоносителя.                                         
Случаи работы реактора с неполным числом петель (менее шести) здесь не рассматриваются. Однако изменение характеристик реактора качественно аналогично данным, приведенным для шести петель. Следует отметить, что авария с отключением шести ГЦН при работе реактора на номинальной мощности была бы гибельной для реактора, так как уменьшение расхода происходит гораздо быстрее по сравнению с уменьшением тепловой мощности. Поэтому электропитание АЭС организовано таким образом (имеются три независимых источника электроснабжения ГЦН), что отключение шести ГЦН при номинальной схеме электропитания практически невозможно (см. § 5.7). В том же случае, когда возможны потери электропитания всех шести ГЦН, мощность реактора поддерживается существенно ниже номинальной (для ВВЭР-440 30 — 35% в зависимости от фактического значения расхода). На рис. 5.17 представлено изменение мощности реактора и допустимой мощности по отсутствию объемного кипения на выходе из ТВС для ВВЭР-440 IV блока НВАЭС в таком режиме. На том же рисунке показано изменение давления в 1-м контуре. Видно, что исходная мощность выбрана на пределе допустимой.
Расчет нестационарных (аварийных) теплогидравлических режимов реакторной установки ВВЭР выполняется с помощью программы МОСТ-7(10) [39], которая одновременно позволяет проводить трехмерный расчет пространственно-временной нейтронной кинетики с использованием модели активной зоны, принятой в программах серии БИПР (см. § 7.2). Разработанная на основе нескольких версий программы МОСТ методика [72, 73] дает возможность рассчитать с большой степенью детализации протекание процессов, связанных с отключением или заклиниванием ГЦН, перерывами в электропитании ГЦН, возникновением малых течей в 1-м контуре без разрыва трубопроводов ГЦК до полного опорожнения КО, разуплотнением


Рис. 5.17. Изменение характеристик ВВЭР-440 при отключении шести ГЦН в случае работы реактора на допустимом уровне мощности:
1  —  тепловая мощность реактора; 2 — тепловая мощность при условии недопущения кипения воды в активной зоне; 3 — давление в 1-м контуре

2-го контура, неуправляемым движением стержней СУЗ, изменением нагрузки на ТГ.
Выполняется теплогидравлический расчет основных элементов реакторной установки: каналов активной зоны, верхней и нижней камер смешения, гидравлических петель 1-го контура, ГЦН, ГЗЗ, КО, ПГ со стороны 1-го и 2-го контуров, ГПК, систем регулирования [АРМ, аварийной защиты СУЗ, автоматики КО с исполнительными механизмами — группами трубчатых электронагревателей (ТЭНов), клапанами впрыска теплоносителя из «холодной» нитки петли и клапанами сброса пара, автоматики ПГ с клапанами сброса пара, БРУ-А, БРУ-К] и т. д.
В программе МОСТ определяются следующие параметры: мощность реактора, трехмерное распределение энерговыделения по активной зоне, давление теплоносителя в 1-м контуре, давление пара в ПГ и ГПК, давление пара в КО, расход теплоносителя в петлях, расход теплоносителя через ТВС, теплосодержание теплоносителя по участкам 1-го контура, концентрация борной кислоты по участкам 1-го контура, температура двуокиси урана, оболочек твэлов, стенок трубопроводов и ПГ, трубок ПГ, число оборотов ГЦН, уровень теплоносителя в ПГ и КО.
Рассматриваемая методика является основной для обоснования теплотехнической безопасности реакторных установок ВВЭР.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети