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

Регулирование и маневренность 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

Регулирование мощности в ВВЭР облегчается отрицательным температурным эффектом реактивности. Температурный эффект реактивности в ряде практически важных случаев способен компенсировать возмущения мощности при развитии аварийных ситуаций без вмешательства органов регулирования.
Рассмотрим сначала протекание процессов в реакторе после возмущения по нагрузке без учета влияния мощностного эффекта реактивности. С увеличением нагрузки турбогенераторов при неизменной мощности реактора расход пара на турбину увеличивается, а давление пара в парогенераторах уменьшается. Снижение давления, пара и, следовательно, температуры насыщения увеличивает температурный напор парогенератора и отвод тепла от 1-го контура, что в свою очередь снижает среднюю температуру теплоносителя в активной зоне. Высвобождаемая при снижении температуры теплоносителя реактивность тратится на увеличение мощности реактора. После окончания переходного процесса средняя температура теплоносителя в активной зоне становится равной первоначальному значению, а мощность реактора приводится в соответствие с повышенным отбором тепла из парогенератора. Процесс саморегулирования носит характер затухающих колебаний, амплитуда и период которых зависят от масштаба изменения нагрузки и величины отрицательного температурного эффекта.
Отрицательный мощностной эффект реактивности, проявляющийся при повышении мощности, до некоторой степени компенсирует влияние температурного эффекта, поэтому фактически стабилизация параметров реакторной установки происходит при средней температуре теплоносителя меньшей, чем до переходного процесса, и мощности, соответствующей количеству тепла, отбираемого из парогенераторов.


Рис. 4.11. Изменение параметров ВВЭР-365 при резком снижении нагрузки (отключении одной турбины): а—положение управляющей группы СУЗ при отработке возмущения по нагрузке регулятором АРМ; б — электрическая мощность блока; в — давление пара в парогенераторах; г — средняя температура теплоносителя в реакторе;    в процессе саморегулирования.
Изменение средней температуры воды в 1-м контурования (1 — СНзВО3 = 2,3 г/кг Н2О; dp/dt =1,7-104 1/° С; 2-Со =0 г/кг Н2О; dp/dt -4.3-104 1/° С);    при регулировании регулятором АРМ.
Программы регулирования мощности ВВЭР

Рис. 4.12. Программы регулирования мощности ВВЭР: а — с постоянной средней температурой воды в реакторе; б — с постоянным давлением пара во 2-м контуре; в — ступенчатое регулирование по средней температуре воды в реакторе; г — компромиссная программа регулирования с поддержанием постоянного давления пара во 2-м контуре при малых нагрузках и постоянной средней температуре в 1-м контуре при больших нагрузках;     средняя температура воды в реакторе;------------------------------ температура насыщения воды 2-го контура в парогенераторе

Изменение средней температуры воды в 1-м контуре определяется соотношением температурного и мощностного коэффициентов реактивности.
При саморегулировании ВВЭР (рис. 4.11) мощность реактора в конечном счете приходит в соответствие с нагрузкой турбогенераторов. Однако процесс установления стационарного состояния, продолжающийся сравнительно длительное время, является апериодическим с большими первоначальными отклонениями параметров. Поэтому на ВВЭР устанавливают достаточно простые и надежные принудительные системы регулирования.
Регулирование мощности ВВЭР осуществляется по программам, схематически изображенным на рис. 4.12.

Поддержание постоянной средней температуры теплоносителя в активной зоне при уменьшении нагрузки сопровождается ростом давления пара в парогенераторах. Положительной стороной программы поддержания постоянной средней температуры 1-го контура являются максимальное использование свойства саморегулируемости реактора, менее жесткие требования к системе компенсации объема 1-го контура и незначительное изменение количества аккумулированного в 1-м контуре тепла. Последнее очень ценно для надежной работы АЭС в режиме переменных нагрузок [47].
Отрицательной стороной программы поддержания постоянной средней температуры теплоносителя является необходимость изготовления утяжеленных парогенераторов, рассчитанных на давление насыщения при средней температуре 1-го контура, что на 15 — 20 кгс/см2 выше номинального.
Преимущество программы поддержания постоянного давления пара состоит в использовании корпусов парогенераторов минимальной стоимости, а также в облегчении температурных условий работы 1-го контура на пониженной мощности. Однако эта программа регулирования характеризуется наибольшим изменением теплового потенциала 1-го контура с изменением нагрузки парогенераторов: при изменении нагрузки от 0 до 100% средняя температура теплоносителя 1-го контура увеличивается на 20 — 30 °С.
Недостатки программ поддержания постоянной средней температуры теплоносителя 1-го контура и постоянного давления пара в парогенераторах частично устраняются в компромиссных программах регулирования.
Для регулирования ВВЭР, работающих в режиме базовой нагрузки, используют программу регулирования с поддержанием постоянного давления пара в парогенераторах. Например, в ВВЭР-365 и ВВЭР-440 использована двухимпульсная система регулирования мощности реактора с аналоговым регулятором мощности типа АРМ (ИРМ) [48]. На рис. 4.11 приведены кривые изменения параметров ВВЭР-365 при сбросе нагрузки со 120 до 60 МВт с отработкой возмущения регулятором АРМ. Как видно из графиков, регулятор АРМ устойчиво и быстро привел мощность реактора в соответствие с нагрузкой. При регулировании реактора допускается изменение нагрузки блока со скоростью около 3 — 5% в минуту. По своим регулировочным характеристикам АЭС близки к гидроэлектростанциям и в принципе могут работать в режиме переменных нагрузок. Однако при управлении реактором с помощью изменения концентрации борной кислоты скорость возможного изменения реактивности значительно меньше, чем при регулировании механическими органами СУЗ. Концентрацию борной кислоты изменяют разбавлением теплоносителя реактора чистой водой или, наоборот, подпиткой 1-го контура раствором борной кислоты высокой концентрации.

 Естественно, что время вывода борной кислоты из теплоносителя 1-го контура и, следовательно, высвобождения реактивности намного больше времени извлечения стержней СУЗ, что ограничивает возможность изменения мощности реактора в нестационарных ксеноновых переходных процессах.
Для оценки маневренности используют понятие относительной скорости снижения концентрации борной кислоты при разбавлении теплоносителя 1-го контура водой:
(4-22)
Маневренность ВВЭР изменяется в течение кампании в зависимости от концентрации борной кислоты в теплоносителе (рис. 4.13 и 4.14).
Рис. 4.13. Изменение концентрации борной кислоты в теплоносителе и высвобождение реактивности при подпитке 1-го контура чистой водой. Расход подпиточной воды 13 м3/ч, объем 1-го контура 200 м3


Рис. 4.15. Характеристики маневренности АЭС с ВВЭР-440 с учетом присутствия управляющей группы СУЗ в активной зоне:
--------------- обеспечивается удержание реактора на
номинальной мощности и выход на номинальную мощность в случае останова реактора не более чем на 1ч;           обеспечивается удержание реактора на пониженной мощности и выход на номинальную мощность возможен в любое время; 1 — 0=0,05 1/ч;
2—0=0,20 1/ч
Рис. 4.14. Относительное изменение концентрации борной кислоты в теплоносителе 1-го контура ВВЭР-440 при различном расходе чистой подпиточной воды:
--------------- горячее состояние (260 °С);            холодное состояние (100 °С)

Как следует из рис. 4.13 и 4.14, вывод борной кислоты из 1-го контура осуществляется медленно, что, однако, не создает каких-либо неудобств при эксплуатации реактора на стационарной мощности. С изменением мощности реактора возникают затруднения в подъеме мощности, связанные с быстрым уменьшением запаса реактивности реактора из-за отравления активной зоны 135Хе (йодная яма). В таких случаях можно предусмотреть включение резервного, очищенного от борной кислоты ионитного фильтра, намного ускоряющего скорость вывода борной кислоты [49]. Расчетами показано, что маневренность реактора к концу кампании ухудшается (рис. 4.15).

Маневренность реактора зависит от скорости его вывода на полную мощность после останова. Например, в случае быстрого вывода реактора на мощность накопившийся ксенон интенсивно выжигается нейтронным потоком, а дополнительное образование ксенона из иода еще существенно не влияет на реактивность. Это обстоятельство можно использовать для временного повышения мощности станции, например для покрытия пиковых нагрузок энергосистемы в конце кампании реактора, когда запас реактивности мал. Снижая мощность в часы малой потребности в энергии, можно накопить запас реактивности, необходимый для поддержания полной мощности реактора в часы пик. На НВАЭС такой режим работы в конце кампании неоднократно опробовался на II и III блоках. Проведенные расчеты показывают, что можно подобрать оптимальный режим колебаний мощности, обеспечивающий выполнение суточного графика нагрузки энергосистемы [50].
Вопросы оптимизации переходных процессов на ксеноне подробно освещены в [51,52]. Основным математическим методом оптимизации этих процессов является принцип максимума Понтрягина.



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