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

Заключение - 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

За 20 с лишним лет своего становления атомная энергетика, в частности на базе реакторов типа ВВЭР, прошла значительный путь. Сегодня мы уже вступили в полосу развития «большой атомной энергетики» с ВВЭР, движущейся по трем направлениям: 1) сооружение конденсационных АЭС; 2) возведение АТЭЦ; 3) строительство ACT. Воплощение проектов продолжается с использованием: унифицированной реакторной установки ВВЭР-440 (в основном для зарубежных АЭС); серийной моноблочной установки ВВЭР-1000 (главным образом для советских АЭС и частично для зарубежных); ядерной теплоэнергетической установки в интегральном исполнении на базе корпуса реактора ВВЭР-1000 для атомных станций теплоснабжения.
Обобщая 20-летний опыт сооружения и эксплуатации действующих энергоблоков ВВЭР, можно отметить следующее [11].

  1. Значительные затруднения возникали в процессе эксплуатации корпусов реакторов и внутрикорпусных устройств (ВКУ). Серьезной оказалась проблема виброустойчивости ВКУ при высоких скоростях теплоносителя. Смещение теплового экрана в первом реакторе ВВЭР-210 НВАЭС в 1969 г. заставило перейти от приварки экрана в верхней части выемной шахты (на ВВЭР-365 и первых ВВЭР-440) к его исключению за счет утолщения стенок других ВКУ на последующих реакторах ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Вибрации стержней СУЗ приводили к повреждениям циркониевых чехлов в местах соприкосновения со стальными дистанционирующими решетками у тепловыделяющих надставок ОР СУЗ. Это заставило в 1974 —1975 гг. увеличить толщину циркониевого чехла у ТВС ОР СУЗ с 1,5 до 2,1 мм и снизить расход теплоносителя через ОР СУЗ. С 1976 г. под активной зоной серийных реакторов ВВЭР-440 стали устанавливать перфорированное днище для выравнивания скоростей в потоке теплоносителя на входе в активную зону. Был налажен регулярный контроль вибраций и напряжений на ВКУ.
Имел место временный отказ от нержавеющей наплавки на внутренней поверхности корпусов (у 10 корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-365). Это усложнило организацию специального водно-химического режима в 1-м контуре с целью уменьшения коррозии оборудования. Накопленный опыт эксплуатации и тенденции в мировой практике заставили вернуться к плакировке корпусов в 1976 г., что упростило водно-химический режим 1-го контура.
Первые проекты ВВЭР-440 предусматривали наличие холодного борного раствора в гидроемкостях (ГЕ) САОЗ. Дополнительный анализ показал, что для САОЗ с повышенной производительностью в случае срабатывания ГЕ САОЗ и последующего попадания холодного раствора в реактор возникает опасность снижения прочности корпуса. Для предотвращения случаев попадания холодной воды в реактор был введен подогрев раствора в ГЕ САОЗ.
На ряде корпусов сварные швы между обечайками в районе активной зоны были выполнены сварочными электродами, содержавшими примеси меди и фосфора. Исследования показали, что такие швы могут сильно сократить ресурс корпуса из-за быстрого достижения предельно допустимого значения флюенса нейтронов. В таких реакторах была осуществлена установка 36 железоводных экранов- имитаторов вместо 36 ТВС на периферии активной зоны. Это обеспечивает ресурсный срок эксплуатации корпусов, однако требует корректировки топливного цикла для реакторов с уменьшенной активной зоной.

  1. Стало более совершенным оборудование 1-го контура. Так, на 17 первых энергоблоках ВВЭР были установлены малоинерционные герметичные ГЦН («=1500 об/мин), выбег которых до 100 с в переходных процессах со сбросом мощности реактора при прекращении электропитания ГЦН обеспечивался с помощью генераторов собственного расхода (ГСР) или при выбеге основных турбогенераторов. На новых ВВЭР-440 и на ВВЭР-1000 установлены ГЦН с вынесенным электродвигателем и маховой массой на валу ротора ( 1000 об/мин у ВВЭР-1000), что делает более надежным охлаждение активной зоны при обесточивании ГЦН.

Изменен с нижнего на верхний доступ в коллекторы парогенераторов по 1-му контуру, что более удобно. Это позволило ликвидировать специальное подвальное помещение. При этом, однако, потребовалось усилить контроль за состоянием фланцев коллекторов по 1-му контуру, так как они оказались в среде 2-го контура. В компенсаторе давления применяется паровая подушка (на ВВЭР-210 была азотная), что позволяет гораздо удобнее и надежнее вести режимы работы КД.
Изменения коснулись и трубопроводов ГЦК. Их диаметр увеличен с Ду 500 (ВВЭР-440) до Ду 850 (ВВЭР-1000); вместо однослойных из углеродистой стали (ВВЭР-440) применяются двухслойные: внутренний слой — из нержавеющей стали, наружный — из углеродистой (ВВЭР-1000). Быстродействующие задвижки (ВВЭР-210) заменены на задвижки с электроприводом; в дальнейших проектах предусмотрен отказ от ГЗЗ.
Модернизированный энергоблок ВВЭР-1000 имеет объем ГЦК и герметичной оболочки на 20% меньше, чем в первых проектах; упрощена компоновка ГЦК и АЭС в целом, рассчитанных на сейсмичность до 9 баллов.

  1. Изменения в активной зоне и системе управления и защиты (СУЗ) выполнялись в направлении улучшения характеристик различных органов, деталей, материалов и повышения безопасности и надежности реакторов. Активные зоны ВВЭР-440 комплектуются ТВС, имеющими циркониевые (легированные 2,5% Nb) чехлы, обеспечивающие относительно небольшое поглощение нейтронов по сравнению с другими материалами. С целью дальнейшего улучшения нейтронно-физических характеристик реакторы ВВЭР-1000 оснащаются бесчехловыми ТВС, что снижает потери нейтронов в активной зоне и позволяет в том же объеме разместить на 12 ТВС больше. Те же цели преследовались заменой стальных дистанционирующих решеток в ТВС (12 —16 шт.), которые применялись до 1982 г., на циркониевые.

 Повышение мощности реакторов без ухудшения работоспособности твэлов было обеспечено, в частности, уменьшением диаметра твэлов с 10,2 мм (ВВЭР-210) до 9,1 мм (все последующие реакторы) при увеличении числа твэлов с 90 (ВВЭР- 210) до 126 (ВВЭР-365, ВВЭР-440) и до 317 (ВВЭР-1000). Водноурановое отношение (1,67) обеспечивает отрицательный температурный коэффициент реактивности реактора в рабочем состоянии практически в течение всей длительности кампании, что сохраняет саморегулируемость реакторов ВВЭР. Внедрение борного регулирования позволило упростить механическую систему ОР СУЗ, в частности отказаться от стержней АЗ (6 шт. в ВВЭР-210), снизить число стержней СУЗ типа «ловушка» с 73 (III и IV блоки ВВЭР-400 НВАЭС) до 37 (во всех последующих реакторах этого поколения) и внедрить один тип ОР-АРК, а при переходе на кластерную систему ОР СУЗ в реакторах ВВЭР-1000 снизить число кластеров со 109 (на V блоке НВАЭС при числе ТВС в активной зоне 151) до 61 (в серийных ВВЭР-1000 при числе ТВС 163) при одновременном увеличении числа ПЭЛ в кластере с 12 до 18. Благодаря «одноэтажной» кластерной системе регулирования в ВВЭР-1000 удалось при увеличении высоты активной зоны на 110 см даже снизить высоту корпуса реактора почти на 100 см по сравнению с ВВЭР-440 при небольшом увеличении диаметра. Совершенствовались и проходят сравнительную проверку различные типы приводов ОР СУЗ — винтовые, реечные, шаговые электромагнитные.

  1. Реакторы ВВЭР-1000 оснащены более совершенной системой внутриреакторного контроля за распределением энерговыделения в активной зоне, в составе которой имеются 64 канала (31 на V блоке НВАЭС) нейтронных измерений (против 12 или 36 в ВВЭР-440), автономная система «Гиндукуш». Температурным контролем охвачена вся активная зона (на ВВЭР-440 только 2/3). Имеется управляющая вычислительная система на базе двух ЭВМ для обработки результатов измерений и выполнения управляющих функций. Усовершенствованы и другие системы и подсистемы контроля реактора, что обеспечивает надежный контроль и эксплуатацию реактора при минимально допустимом запасе до кризиса теплообмена на поверхности твэлов.

В новых проектах ВВЭР заложены хорошие основы для развития автоматизированной системы управления технологическими процессами АЭС (АСУ ТП АЭС).

  1. Постоянно совершенствовались системы обеспечения безопасности, повышалась надежность аварийной защиты, САОЗ, улучшался отвод тепла от парогенераторов, выполнено резервирование систем. Старые проекты реакторных установок ВВЭР были рассчитаны на максимальную проектную аварию с разрывом трубопровода Ду 100 с односторонним истечением теплоносителя. В проектах последних лет МПА — это разрыв трубопровода ГЦК Ду 500 или Ду 850, совпавший по времени с полным обесточиванием АЭС.

Следует учесть еще, что реакторные установки оснащены антисейсмической защитой. Согласно «Общим положениям безопасности (ОПБ-82)» проектами предусматривается комплекс из четырех систем обеспечения безопасности ВВЭР: управляющей, защитной, локализующей, обеспечивающей. Аварийное охлаждение активной зоны организовано с помощью ГЕ САОЗ (пассивная часть) и насосов высокого и низкого давления (активная часть). Проектами исключается рост температуры циркониевой оболочки твэлов выше 1200 °С, что могло бы привести к началу сильной экзоэнергетической реакции (Zr+Н2О). В старых проектах ВВЭР-440 локализация и герметизация помещений осуществлена путем применения боксовой системы размещения оборудования с доступом персонала в реакторный зал при работе блока на мощности. Проектами в настоящее время предусмотрена герметичная оболочка для реакторного отделения с запретом доступа персонала под оболочку при работе реактора на мощности. В случае необходимости реакторное отделение целиком герметизируется от внешнего мира по всем выходящим из-под оболочки трубопроводам с помощью пневматических быстродействующих запорных отсечных клапанов (БЗОК), расположенных по 3 шт. последовательно и подключенных индивидуально к трем независимым системам подачи воздуха высокого давления. Новые проекты реакторных установок ВВЭР учитывают международные требования по безопасности АЭС, предусматривают 3 независимых комплекса систем обеспечения безопасности, продублированных и размещенных в отдельных помещениях, имеющих раздельное электроснабжение.
В качестве возможностей дальнейшего совершенствования реакторных установок ВВЭР можно назвать следующие:

  1. создание более мощного, совершенного и экономичного оборудования, в частности освоение новых ГЦН с лучшими массовыми характеристиками; разработку новых, более компактных и удобных в обслуживании схем размещения оборудования на АЭС;
  2. снижение количества стали в реакторе; поиск новых перспективных конструкционных материалов;
  3. оптимизация теплотехнических схем, в первую очередь повышение параметров пара, разработку вариантов вертикального парогенератора с естественной циркуляцией и прямоточных;
  4. сооружение маневренных АЭС с ВВЭР, обеспечивающих увеличенную скорость изменения нагрузки 1—4% ΝΗ0Μ в минуту, участие в регулировании переменного графика нагрузки энергосистемы (отключение на 5 — 8 ч ежедневно и на 24 — 48 ч в конце недели), сохранение работоспособности энергоблока при кратковременных снижениях частоты тока в сети до 46 Гц; разработку для маневренных ВВЭР специальных твэлов, выдерживающих длительные циклические нагрузки; проектирование реакторной установки для маневренных АЭС с меньшими удельными тепловыми нагрузками, но с более высокими параметрами пара;
  5. разработку АЭС для влажного тропического климата; рассмотрение возможностей использования морской воды для охлаждения вспомогательного оборудования;
  6. оптимизацию топливного цикла, в частности освоение глубины выгорания топлива до 40 — 50 МВтсут/кг U, выбор рациональной схемы перестановок TBС и перегрузки топлива, удлинение срока эксплуатации ТВС в реакторе до 5 лет, разработку твэлов с более плотным или металлическим топливом; поисковые работы по использованию тория в ВВЭР;
  7. дальнейшее развитие СВРК; внедрение оперативных систем контроля за состоянием оборудования и металла ГЦН; отработку методов «шумовой» диагностики для обнаружения нарушений в режимах работы реактора, в частности кипения теплоносителя в активной зоне; разработку научных основ и аппаратурных средств для обнаружения дефектов в материалах и оборудовании ГЦК методом «акустической эмиссии»;
  8. повышение надежности и отказоустойчивости систем обеспечения безопасности;
  9. перевод энергоблока в режим полной автоматизации на основе прогрессивных АСУ ТП АЭС;
  10. расширение сферы применения ВВЭР в энергетике.

На 01.01.86 суммарная длительность эксплуатации АЭС с ВВЭР составила около 250 реакторо-лет. Весь опыт эксплуатации за этот достаточно большой период показал надежность и высокие технико-экономические показатели работы АЭС с такими реакторами. Атомные электростанции выиграли соревнование с тепловыми электростанциями, расположенными в тех же регионах, по экологической чистоте и производству более дешевой электроэнергии: на АЭС себестоимость вырабатываемой электроэнергии заметно ниже, чем на ТЭС.



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