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

Требования к системе управления и защиты ВВЭР - 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

Система управления и защиты реактора—основная система обеспечения ядерной безопасности реактора ВВЭР. Она имеет две независимые системы, основанные на разных принципах, а именно: систему механических органов СУЗ (ОР или стержней СУЗ) и систему борного регулирования.
Система СУЗ выполняет следующие функции: 1) регулирование мощности реактора; 2) компенсацию медленных изменений реактивности; 3) обеспечение аварийных и плановых остановов реактора.
Выполнение этих функций обеспечивается при удовлетворении следующих требований к системе СУЗ: 1) надежной и достаточно быстрой компенсации изменений реактивности, связанных с регулированием мощности; 2) обеспечении компенсации запаса реактивности на выгорание топлива в течение работы загрузки реактора, а также компенсации эффектов отравления реактора самарием и ксеноном; одновременно с этим должны компенсироваться температурный и мощностной эффекты реактивности при изменении мощности реактора от нуля до номинального значения; 3) в холодном неотравленном состоянии активной зоны при перегрузках ядерного топлива эффективность СУЗ должна быть достаточна для надежного заглушения реактора с безопасной глубиной подкритичности; 4) эффективность органов регулирования СУЗ (ОР СУЗ) и скорость высвобождения реактивности должны исключать возможность возникновения неконтролируемого разгона реактора; 5) при сбросе мощности реактора до нуля система СУЗ должна обеспечить необходимую подкритичность в горячем остановленном реакторе. При этом необходимо учитывать возможный выход из строя одного или нескольких приводов СУЗ с застреванием поглотителей в верхнем положении и возможность самопроизвольного извлечения поглотителей СУЗ из активной зоны; 6) скорость ввода отрицательной реактивности в аварийных режимах должна обеспечивать заглушение реактора в минимально возможное время, определяемое спадом мощности реактора и обеспечивающее сохранность оболочек тепловыделяющих элементов активной зоны.
Ниже приведены основные причины изменения реактивности реакторов ВВЭР и их вклад в изменение запаса реактивности в процентах [43]:

Доплер-эффект . . . ................................................................................... 1,4—1,6
Изменение средней температуры воды............................................. 0—1,0
Изменение средней плотности воды.................................................. 0 — 0,1
Область регулирования......................................................................... 0,5
Оперативный запас................................................................................. 0,1
Общая эффективность, необходимая для регулирования мощности реактора           2,0 —3,3
Выгорание топлива................................................................................. 8,0—10,0
Отравление ксеноном и самарием...................................................... 3,0
Расхолаживание...................................................................................... 4,0 — 5,0
Подкритичность при перегрузке......................................................... 2,0 —10,0
Общая эффективность, необходимая для компенсации медленных изменений реактивности                              17,0 — 28,0
Изменение мощности при останове реактора................................. 1,4 — 2,7
Подкритичность горячего реактора................................................... 1,0
Эффективность одного поглотителя, застрявшего в верхнем положении 1,0 Общая эффективность, необходимая для останова реактора .... 3,4 — 4,7

В ВВЭР система борного регулирования обеспечивает компенсацию медленных изменений реактивности в течение кампании, а система механических органов управления — регулирование мощности реактора в нестационарных режимах и компенсацию реактивности при плановых и аварийных остановах. Поэтому стержни СУЗ называют еще стержнями АРК.
Система механических органов СУЗ обеспечивает ввод отрицательной реактивности в реактор при аварийных режимах со скоростью около 2% реактивности в секунду и высвобождение реактивности при регулировании со скоростью не более 0,22% реактивности в секунду.
Исходный полный запас реактивности изменяется под влиянием различных эксплуатационных факторов (табл. 3.3).
Стержни СУЗ реакторов типа ВВЭР-440 состоят из двух частей: верхней — поглотителя, нижней — ядерного топлива. При взведении стержня СУЗ поглотитель извлекается из активной зоны и его место занимает топливная часть.
Таблица 3.3. Запасы и эффекты изменения реактивности активной зоны ВВЭР-440 IV блока НВАЭС (первая загрузка, ршл=0, Св = 0)


Параметр

Мощность, %

р, %

Δρ, %

Запас реактивности при:

 

 

 

20 °С

17,77

100 °С

16,95

150 °С

16,53

200 °С

16,07

285 °С

14,10

Температурный эффект при 20 — 285 °С

3,67

Мощностной эффект

0—100

1,60

Стационарное отравление:

100

 

2,53

149Sm

100

0,65

Запас реактивности на выгорание

100

9,32

Эффективность ОР СУЗ при:

 

 

20 °С

14,66

285 С

20,82

Таким образом, подъем стержня СУЗ высвобождает реактивность реактора как за счет уменьшения поглощения нейтронов, так и за счет увеличения массы топлива в активной зоне. Поглотители СУЗ имеют шестигранный чехол с «черными» для тепловых нейтронов стенками. Внутри чехла размещены вкладыши из борированной стали, которые поглощают тепловые и частично эпитепловые нейтроны. Наличие воды внутри поглотителя обеспечивает непрозрачность для быстрых нейтронов. Поглотитель СУЗ служит как бы ловушкой нейтронов: быстрые нейтроны замедляются в воде и поглощаются бором, не выходя за пределы поглотителя; тепловые нейтроны при прохождении через стенки поглотителя поглощаются в борированных вкладышах. Если извлечь поглотитель из активной зоны, оставив шестигранную водяную полость, то последняя также будет выполнять роль ловушки нейтронов. При этом эффективность водяной полости составляет около 70% эффективности поглотителя СУЗ [44]. Этот эффект используется при перегрузке топлива: перед извлечением поглотителя СУЗ вокруг него выгружают две-три рабочие ТВС с целью создания водяных полостей, которые в какой-то степени компенсируют выгрузку поглотителя из активной зоны и действуют как поглотитель при извлечении топливной части органа СУЗ из реактора.
Картограмма размещения групп стержней СУЗ в ВВЭР-440
Рис. 3.8. Картограмма размещения групп стержней СУЗ в ВВЭР-440 III блока НВАЭС
                           

Картограмма размещения групп стержней СУЗ в ВВЭР-440 IV блока НВАЭС
Рис. 3.9. Картограмма размещения групп стержней СУЗ в ВВЭР-440 IV блока НВАЭС
Эффективность стержней СУЗ зависит в основном от их местоположения в активной зоне (рис. 3.8 — 3.10) и от температуры (табл. 3.4, 3.5). По мере выгорания топлива в активной зоне, а также при выгорании изотопа В в поглотителях стержней СУЗ их эффективность меняется. При проектировании реактора рассчитывают оптимальный порядок последовательного взвода групп СУЗ при определенном числе стержней в группе. Критерием для определения порядка взвода групп СУЗ является обеспечение минимальной неравномерности энерговыделения по радиусу и высоте активной зоны. При этом учитывается, что запас реактивности на выгорание компенсируется практически полностью борной кислотой, поэтому все группы СУЗ находятся в верхнем положении, за исключением последней, 12 рабочей группы. Активная зона ВВЭР в плане разделена на три расчетных сектора с углом при вершине 120°.

Картограмма размещения групп стержней СУЗ в ВВЭР-440 Кольской АЭС
Рис. 3.10. Картограмма размещения групп стержней СУЗ в ВВЭР-440 Кольской АЭС

Нейтронно-физические расчеты ВВЭР выполняют, как правило, для одного сектора в предположении, что в остальных секторах свойства повторяются с периодичностью 120°. В каждом расчетном секторе указаны расчетные номера ТВС. В активной зоне реакторов III и IV блоков НВАЭС размещено 73 стержня СУЗ, которые разбиты на 12 групп. В активной зоне реактора ВВЭР-440 III блока управляющей группой является группа 12, в состав которой входят шесть стержней с расчетными номерами 24 и 42. Так как в ВВЭР-440 IV блока используется ядерное топливо с большим по сравнению с III блоком обогащением, то для уменьшения неравномерности энерговыделения состав управляющей группы 12 был изменен. В нее ввели стержни СУЗ с расчетными номерами 1,7, 68 из группы 10, а стержни с расчетными номерами 24,42 перевели в группу 10.

Таблица 3.4. Эффективность групп СУЗ ВВЭР-440 III блока НВАЭС (первая загрузка, борная кислота в теплоносителе отсутствует)

Таблица 3.6. Эффективность групп СУЗ ВВЭР-440 IV блока НВАЭС при

В активной зоне ВВЭР-440 Кольской АЭС лишь 37 стержней СУЗ. В отличие от ВВЭР-210, где их также 37, стержни расположены с большим шагом и соответственно сильнее смещены к периферии активной зоны. Это обусловлено зонной загрузкой ВВЭР-440 и большим обогащением топлива.
Эффективность групп СУЗ неоднозначно зависит от концентрации борной кислоты в реакторе (табл. 3.6).
Механическая система управления и защиты ВВЭР-1000 V блока НВАЭС состоит из 109 приводов, каждый из которых способен перемещать внутри кассеты в пределах активной зоны пучок (кластер) из 12 стержней-поглотителей (материал сердечника — Еu2O3 в матрице из алюминиевого сплава). Приводы СУЗ, объединенные в группы (рис. 3.11), перемещают кластеры одновременно.
Полная эффективность механической системы СУЗ ВВЭР- 1000 должна быть не меньше суммы следующих эффектов:

Таблица 3.5. Эффективность групп СУЗ ВВЭР-440 IV блока НВАЭС (первая загрузка, борная кислота в теплоносителе отсутствует) различных концентрациях борной кислоты в теплоносителе (первая загрузка), %



Доплер-эффекта топлива при изменении мощности реактора от 0 до 100%— 0,013;
изменения средней температуры воды 1-го контура при изменении мощности от 0 до 100% —0,014;
изменения паросодержания в отдельных струях теплоносителя в активной зоне при изменении мощности от 0 до 100% — 0,002;
оперативного запаса на нестационарное отравление ксеноном и выравнивание энерговыделения — 0,015;
эффективности застрявшего пучка поглотителей — не более 0,010;
начальной подкритичности после сброса аварийной защиты — 0,010.   
Для учета погрешности нейтронно-физических расчетов необходимая эффективность СУЗ принимается на 20% больше полной суммы перечисленных эффектов реактивности и должна быть не меньше 0,077.                                        


Рис. 3.11. Картограмма размещения групп поглотителей СУЗ и нейтронных измерительных каналов в активной зоне и ионизационных камер СУЗ реактора ВВЭР-1000 V блока НВАЭС:
1 — кассеты с поглотителями СУЗ с половинной длиной наполнения поглощающих материалов; 2 — кассеты с нейтронными измерительными каналами; 3 — номер группы поглотителей СУЗ; 4 — ионизационные камеры энергетического диапазона; 5 — ионизационные камеры пускового диапазона; 6 — резервные ионизационные камеры пускового диапазона; 7—ионизационные камеры промежуточного диапазона

Механическая система СУЗ предназначена для компенсации быстрых изменений реактивности (эффекты: температурный, мощностной, отравления). Медленные изменения реактивности (выгорание топлива) компенсируются изменением концентрации раствора борной кислоты в теплоносителе. На случай аварийных ситуаций предусмотрена быстродействующая система аварийного впрыска бора.



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