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

Обеспечение отвода тепла после останова реактора - 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

При останове реактора происходят следующие переходные процессы: 1) прекращение цепной ядерной реакции деления и уменьшение плотности нейтронного потока; 2) спад тепловыделения в активной зоне и постепенное охлаждение реактора; 3) остаточное энерговыделение в топливе за счет радиоактивного распада продуктов деления урана и плутония; 4) нестационарное изменение коэффициента размножения за счет динамики отравления 135Хе и 149Sm и температурных эффектов (см. § 4.2).
При рассмотрении аварийных ситуаций необходимо учитывать также возможность снижения расхода воды через активную зону.
Постоянная времени для нейтронных процессов очень мала, поэтому уменьшение плотности нейтронного потока происходит быстро и определяется практически необходимой скоростью снижения тепловой мощности. В случае аварийного останова снижение плотности нейтронного потока определяется временем срабатывания системы аварийной защиты, при этом заметную роль играют запаздывающие нейтроны.
Если при положительных скачках реактивности (р > 0) учет влияния запаздывающих нейтронов допустимо было проводить с использованием одной эффективной группы (см. гл. 3), то при отрицательном введении реактивности (р< 0) необходимо учитывать все шесть групп запаздывающих нейтронов. Решение системы уравнений кинетики (3.3) — (3.4) в этом случае имеет общий вид:
(6.1)

где Aj — коэффициенты, определяемые из начальных условий при t=0; а — корни уравнения «обратных часов»:
(6.2)
(обозначения соответствуют принятым в § 3.1).
Это уравнение имеет семь корней: корень а0=1/Т0, определяющий установившийся период реактора T0, и шесть корней, учитывающих влияние шести групп запаздывающих нейтронов (иногда пользуются определением «переходные периоды» Т = 1 /а). Корень а0 положительный (и наибольший из всех по значению) для положительного скачка реактивности (р>0), а остальные шесть корней при этом отрицательные. Для отрицательного скачка реактивности (р<0) все семь корней отрицательные, из них |а0| — наименьший по абсолютному значению. Именно поэтому корень а0 является определяющим во всех случаях после того, как влияние остальных шести корней с течением времени быстро падает.
Анализ формулы (6.1) показывает, что скорость спада нейтронного потока определяется периодом полураспада самого долгоживущего ядра — источника запаздывающих нейтронов (87Вг), а именно Т6= 60 с.
При останове реактора спад плотности нейтронного потока можно приближенно оценить по формуле (6.1). На рис. 6.2 приведена кривая спада плотности нейтронного потока в ВВЭР, где φ0 — начальная плотность нейтронного потока, при срабатывании системы управления и защиты реактора, причем скорость ввода отрицательной реактивности принята равной 2% реактивности в секунду. Влияние мгновенных нейтронов на спад плотности нейтронного потока практически прекращается примерно через 0,3 — 0,5 с от начала ввода отрицательной реактивности, т. е. уменьшение плотности нейтронного потока при заглушении реактора обусловлено в основном запаздывающими нейтронами.
Постоянная времени для процессов теплопередачи в активной зоне много больше постоянной времени нейтронных процессов. Поэтому изменение тепловой мощности реактора отстает от изменения плотности нейтронного потока, т. е. имеет место тепловая инерция активной зоны.

Рис. 6.2 Спад нейтронной мощности ВВЭР-440 при срабатывании аварийной защиты

Физически это объясняется следующими причинами: малой теплопроводностью окисного топлива, работающего при высокой температуре; большой теплоемкостью активной зоны из-за значительного количества двуокиси урана и большой массы металла внутрикорпусных устройств и ТВС в реакторе. В результате любого останова реактора тепловая мощность спадает существенно медленнее плотности нейтронного потока за счет значительных количеств аккумулированного в активной зоне тепла. К этому добавляется также остаточное тепловыделение от радиоактивного распада продуктов деления.
Следует отметить, что скорость снижения тепловой мощности в значительной степени зависит от условий охлаждения реактора при останове. Если произошел останов реактора без расхолаживания, то температура воды 1-го контура поддерживается близкой к исходной работой нескольких ГЦН. Если реактор выключен с расхолаживанием, то температура воды 1-го контура понижается со скоростью примерно 30 град/ч организацией постепенного перехода от полного расхода воды через реактор к режиму естественной циркуляции. При аварийном снижении расхода воды через реактор перед остановом и в процессе его условия теплопередачи в активной зоне могут существенно усложниться.
После останова в активной зоне реактора остается источник тепловыделения, связанный с β- и у-радиоактивным распадом продуктов деления урана и плутония. В первые секунды после останова мощность радиоактивного распада продуктов деления составляет 6 — 7% мощности, на которой работал реактор. Остаточное энерговыделение уменьшается по мере распада осколков деления, периоды полураспада которых лежат в пределах от долей секунды до миллионов лет.
Установлено [74], что мощность радиоактивного распада спустя 70 дней после облучения выражается приблизительно следующими соотношениями: 1) доля образования β-частиц на одно деление: ηβ = 3,8 х 10 6 Т2с; 2) доля образования у-квантов на одно деление: пу=1,9х10~6Т1,2с~1. Здесь Т—время после облучения, с.
Энергия, приходящаяся на одно деление в секунду (для периодов полураспада от 10 до 107 с), равна Е =1,40 Г-1,2, МэВ (энергия, освобождаемая излучением): Еу = 1,26 Г1·2, МэВ (энергия, освобождаемая у-излучением). При этом предполагается, что все деления происходят в момент времени Г=0 в течение бесконечно малого промежутка времени. Реактор же работает обычно длительное время до останова. Возникающие осколки деления по цепочкам β- и у-превращений постепенно снижают свою активность во время работы реактора. К моменту останова реактора активность продуктов деления уже ослабляется.
Пусть F— скорость делений при работе реактора, дел/с; Т0 -время работы реактора, с; Т—момент времени после останова, на который определяется остаточное тепловыделение, с; Ντ — тепловая мощность реактора, Вт; Ρβ — мощность, высвобождаемая излучением, МэВ/с; Ру — мощность, высвобождаемая у-излучением, МэВ/с.

Р — суммарная мощность, высвобождаемая за счет β- и у-излучений, Вт. Тогда
(6.3)

Из приведенных формул легко оценить, что даже через пять часов после останова реактора остаточное тепловыделение составляет примерно 1 % рабочей мощности реактора (рис. 6.3, а). При сравнении рис. 6,3, а и б становится ясной необходимость постоянного охлаждения остановленного реактора, а также топлива в бассейне выдержки (хранилище отработанного топлива).
Технология расхолаживания устанавливает следующую последовательность операций при нормальном останове ВВЭР-440.

Рис. 6.3. Спад остаточного энерговыделения в реакторе в течение одних (а) и 60 суток (б) после останова

  1. Перед снижением мощности реактора фиксируются состояние систем и оборудования, параметры 1-го и 2-го контуров, заполняется картограмма температур теплоносителя на выходе из ТВС.
  2. Воздействием на синхронизаторы турбин производится разгрузка турбогенераторов со скоростью не более 5 МВт/мин на каждой турбине. Одновременно с разгрузкой турбогенераторов ведется прогрев схемы технологического конденсатора (ТК) и готовится схема для отвода пара ПГ на ТК.
  3. Мощность реактора при разгрузке ТГ снижается вручную оператором или автоматически регулятором мощности в соответствии со снижением нагрузки. Давление в главном паровом коллекторе поддерживается в пределах 40 — 47 кгс/см2. По мере снижения нагрузки поочередно отключаются рабочие питательные насосы, при этом не допускается переполнение ПГ и снижение уровня в них на 150 мм ниже нормального значения.
  4. После снижения нагрузки до уровня, обеспечивающего собственные нужды (около 15 МВт на каждом ТГ), генераторы отключаются от системы.
  5. Секции на собственные нужды напряжением 6 кВ поочередно переключаются с рабочего питания на резервное. ТГ переводятся на холостой ход. Одновременно снижается мощность реактора, параметры 1-го и 2-го контуров стабилизируются при работе ТГ на холостом ходу.
  6. Вводится в работу ТК. Расход пара на конденсатор устанавливается не более 50 т/ч. Отключается автоматический регулятор мощности реактора. Постепенным снижением мощности реактора понижается давление в главном паровом коллекторе до 40 кгс/см2. Подготавливаются к включению аварийные питательные насосы.
  7. Закрываются стопорные клапаны поочередно на каждой турбине. Мощность реактора снижается до минимально контролируемого уровня (МКУ). Отключаются рабочие питательные насосы, включаются аварийные питательные насосы, обеспечивающие подпитку ПГ. Параметры 1-го и 2-го контуров стабилизируются регулированием сброса пара на ТК.
  8. При разгрузке ТГ по мере снижения мощности реактора необходимо: а) переключать диапазоны контроля за нейтронным потоком, не допуская снижения показаний приборов контроля менее 5% шкалы; б) контролировать скорость снижения средней температуры 1-го контура, не допуская превышения скорости 30 град/ч; в) контролировать уровень в компенсаторе объема (КО) и давление 1-го контура, при необходимости производить подпитку 1-го контура из деаэратора подпитки и включение пусковых нагревателей КО.
  1. После стабилизации параметров 1-го и 2-го контуров в состоянии реактора на МКУ фиксируются основные параметры, соответствующие критическому состоянию реактора: положение органов регулирования, концентрация борной кислоты, средняя температура и давление 1-го контура, показания приборов контроля за нейтронным потоком. Включается звуковой индикатор системы контроля за нейтронным потоком. Реактор заглушается опусканием всех стержней СУЗ до срабатывания нижних конечных выключателей.  
  1. Расхолаживание 1-го контура до температуры 120—130 °С производится сбросом пара с парогенераторов на ТК. Скорость расхолаживания не должна превышать 30 град/ч. Компенсатор объема расхолаживают впрыском воды в паровое пространство. Нагреватели КО отключаются. Разность температуры в КО и средней температуры 1-го контура должна быть в пределах 30 — 70 °С. Для обеспечения плавного и стабильного расхолаживания с небольшим перепадом температур на ПГ необходимо оставить в работе два симметрично расположенных ГЦН. Остальные насосы отключают с интервалом 10 мин. Главные запорные задвижки (ГЗЗ) на горячих нитках гидравлических петель оставляют открытыми, на холодных — почти закрытыми, с небольшим обратным током теплоносителя в этих петлях. Подпитка ПГ производится аварийными питательными насосами из деаэраторов турбин.
  2. При температуре 1-го контура 200 — 240 °С и давлении около 50 кгс/см5 работающие ГЦН отключают и осуществляют переход на естественную циркуляцию воды через реактор не менее чем в двух петлях. Минимальное число петель определяется условием сохранения перепада температур на ПГ в пределах не более 31 °С. Необходимо при этом контролировать появление режима естественной циркуляции и убедиться в его стабилизации. Признаком установившейся естественной циркуляции воды в 1-м контуре является стабилизация средней температуры теплоносителя 1-го контура, перепада температуры воды на ПГ и температуры воды на выходе из ТВС. Необходимо следить за устойчивостью естественной циркуляции, не допуская ее нарушения. Признаком нарушения режима естественной циркуляции является совокупность следующих факторов: устойчивое повышение температуры воды на выходе из рабочих ТВС; снижение или резкое увеличение перепада температуры воды на входе и выходе ПГ; устойчивый рост давления в 1-м контуре при отключенных нагревателях компенсатора объема.

При нарушении естественной циркуляции принимаются меры для ее восстановления немедленным включением в работу поочередно двух ГЦН и закрытием главных запорных задвижек на холодных нитках петель с неработающими главными циркуляционными насосами.
Компенсатор объема расхолаживают впрыскиванием воды в паровое пространство от подпиточных насосов.

  1. При достижении температуры воды 1-го контура значений 120—130 °С и малой эффективности расхолаживания в паровом режиме работы ПГ дальнейшее расхолаживание ведут в водо-водяном режиме работы ПГ с помощью насосов расхолаживания. С этой целью паровую трассу от ПГ до технологического конденсатора заполняют водой из деаэраторов турбин. В работу включают один насос расхолаживания. Регулируя расход технической воды через конденсатор и его охладитель, расхолаживают 1-й контур до температуры 50 — 60 °С. При этом контролируют режим естественной циркуляции в 1-м контуре. Во время стоянки реактора не допускается увеличение температуры на выходе из активной зоны выше 80 °С.
  2. В процессе расхолаживания реактора производится периодическое газоудаление из 1-го контура. Осуществляется также обмен воды в 1-м контуре с целью доведения концентрации борной кислоты до значения, при котором с учетом возможных ошибок обеспечивается подкритичность для холодного разотравленного реактора не менее 0,02 [76]. На ВВЭР-440 при проведении перегрузки ядерного топлива поддерживается значение концентрации борной кислоты в воде реактора не менее 12 г/кг Н2О, что удовлетворяет поставленным требованиям.

Проводится корректировка и водно-химического режима. В случае необходимости дренирования 1-го контура при снятой крышке реактора уровень воды в корпусе реактора в любом случае нельзя снижать ниже зоны верхних патрубков, чтобы не вызвать нарушения естественной циркуляции воды в 1-м контуре.
В указанной последовательности выполняются все операции по обеспечению отвода остаточного тепловыделения в реакторе. В этом смысле аварийный останов по существу не отличается от нормального. Режим естественной циркуляции обеспечивает необходимое и достаточное охлаждение активной зоны остановленного реактора.



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