Стартовая >> Архив >> Генерация >> Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ - Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Оглавление
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок
Классификация и основы устройства ЯППУ
Системы ЯППУ с водо-водяными реакторами
Механизмы и устройства, обеспечивающие работу ЯППУ
Устройство водо-водяных реакторов
Корпус и крышка водо-водяного реактора
Технологические каналы водо-водяного реактора
Органы управления и защиты водо-водяного реактора
Принципиальные схемы парогенераторов
Конструкционные схемы парогенераторов
Нейтронное поле в реакторе
Кинетика «холодного» реактора без учета запаздывающих нейтронов
Виды коррозии конструкционных материалов ЯППУ
Факторы, влияющие на скорость коррозии
Требования к воде контуров ЯППУ
Контроль за качеством воды
Технические средства обеспечения водного режима ЯЭУ
Физический пуск реактора
Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске
Теплотехнические проверки реактора
Эксплуатационные режимы ЯППУ
Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ
Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации
Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ
Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности
Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела
Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ
Реактор ИР-100
Уран-водные экспериментальные сборки
Аппаратура для исследований
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора


Рис. 8.14. Характер изменения плотности потока нейтронов при срабатывании системы АЗ I рода
Аварийная остановка реактора. Под аварийной остановкой реактора понимается его выключение при срабатывании системы автоматической АЗ, а также при ручном сбросе стержней АЗ в аварийных ситуациях. Процесс изменения плотности потока нейтронов после появления аварийного сигнала определяется временем запаздывания системы АЗ, физическим весом и скоростью введения поглотителей, а также видом используемого ядерного топлива, т е. параметрами ядер-предшественников запаздывающих нейтронов. Если для простоты рассмотреть только сброс стержней АЗ, то процесс снижения мощности (рис 8.14) при аварийном выключении реактора можно охарактеризовать следующим образом:

  1. запаздывание на несколько десятых долей секунды с момента появления аварийного сигнала до начала введения стержней АЗ в активную зону [например, в водо-водяном реакторе «Шиппинг-порт» (США) это запаздывание составляет 0,3 с];
  2. мгновенное уменьшение относительной плотности потока нейтронов от исходного уровня (Ф/Фо)=1 до

(8.18)
Этот процесс обусловлен уменьшением плотности потока мгновенных нейтронов, поэтому практически безынерционен. Как видно из (8.18), при физическом весе стержней рАЗ =(2-4-3) fW исходная плотность потока нейтронов скачком уменьшается в 3— 4 раза;

  1. быстрое снижение плотности потока нейтронов со скоростью, определяемой, интенсивностью распада короткоживущих ядер-предшественников запаздывающих нейтронов:

(8.19>
где t — текущее время; Л о, Aj — коэффициенты, зависящие от реактивности и свойств размножающей среды;- корни
уравнения обратных часов;

  1. медленное уменьшение плотности потока нейтронов с периодом Т —80,6 с, определяемым средним временем жизни наиболее долгоживущих ядер-предшественников 87Вг запаздывающих нейтронов:

(8.20)
Уменьшение плотности потока нейтронов по этому закону происходит до тех пор, пока скорость генерации запаздывающих нейтронов не станет равна мощности фотонейтронного источника;

  1. еще более медленное уменьшение плотности потока нейтронов, происходящее одновременно со снижением мощности фотонейтронного источника вследствие уменьшения потока   у-квантов от накопившихся радиоактивных продуктов деления.

Описанный характер изменения плотности потока нейтронов, в частности начальное мгновенное уменьшение мощности реактора до уровня (Oj/Фо) W предопределяет практически безынерционное снижение температуры теплоносителя на выходе из технологических каналов после сброса АЗ. Темп этого снижения будет тем больше, чем меньше аккумулировано тепла в металле конструкций и чем хуже условия теплоотвода. Поэтому, если срабатывание АЗ произошло по сигналу о превышении заданного уровня мощности, по максимальной температуре теплоносителя или по другим сигналам, не связанным с увеличением давления в первом контуре, необходимо сразу же принять меры к уменьшению скорости расхолаживания реактора в целях снижения амплитуды температурных напряжений в элементах конструкций. Достигается это прикрытием питательного клапана до уровня 3—5% номинального и изменением режима работы ЦНПК в целях уменьшения скорости циркуляции теплоносителя. Если же причиной аварийной остановки было превышение допустимого давления в первом контуре, то ввиду инерционности этого параметра необходимо вначале несколько расхолодить реактор, чтобы снизить давление до нормального уровня, и только после этого прикрыть питательный клапан и уменьшить обороты ЦНПК-
После срабатывания АЗ отключается система автоматического управления, вводится в действие пусковая аппаратура контроля плотности потока нейтронов и анализируются причины аварийного выключения реактора. Если причина не устранима в кратчайшее время, то КР опускается до крайнего нижнего положения и принимается решение о расхолаживании реактора или поддержании его в разогретом состоянии. Если же сигнал АЗ оказался: ложным или причина срабатывания АЗ самоустранилась, можно сразу же приступить к повторному пуску реактора. Для этого необходимо остановить опускающуюся КР, взвести стержни АЗ, затем АР и поднять КР в критическое положение. При этом следует иметь в виду, что остановка (подхват) КР разрешается не-. раньше, чем будет введена отрицательная реактивность, превышающая по абсолютному значению суммарную реактивность, внесенную стержнями АЗ и АР, а также высвобожденную при расхолаживании (с учетом того, что расхолаживание продолжится и; во время пуска реактора).

Плановая остановка реактора и расхолаживание ЯППУ.

Под  плановой остановкой понимается выключение реактора, предусмотренное графиком его работы. В данном случае мы не будем касаться вопросов оптимизации режима выключения, а рассмотрим только последовательность плановой остановки и расхолаживания реактора.
Непосредственно перед началом снижения мощности для остановки реактора записывают значения всех параметров, требующихся для расчета пускового положения КР при очередном пуске, после чего мощность уменьшается до уровня, обеспечивающего работу вспомогательных механизмов. Если конструкция ЯППУ допускает работу на этом уровне мощности при естественной циркуляции теплоносителя, останавливаются насосы первого контура. В противном случае они переводятся на режим малой циркуляции. Далее осуществляются переключение всех электропотребителей энергетической установки на посторонний источник энергоснабжения и вывод из действия паротурбинной установки. Пар в этом случае сбрасывается на специальный конденсатор расхолаживания. В процессе вывода из действия паротурбинной установки снижают мощность реактора до 3—5% Т^рном. Одновременно с этим уменьшают расход по второму контуру, исходя из уело-
вия поддержания такого соотношения его с мощностью реактора, при котором обеспечивается заданная постоянная скорость расхолаживания. Обычно скорость расхолаживания равна скорости разогрева.
После снижения температуры теплоносителя до уровня, при котором на выходе из ПГ получается влажный пар, расхолаживание прекращается и начинается отмывка ПГ влажным паром. По окончании отмывки нажатием на кнопку АЗ сбрасывают стержни АЗ и прикрытием питательного клапана обеспечивают поддержание заданной скорости расхолаживания реактора. При этом необходимо убедиться по сигнализации, что все поглотители системы управления и защиты реактора достигли крайних нижних положений и что уровень теплоносителя в КО достаточно высок, чтобы препятствовать попаданию газа в первый контур.
Когда температура теплоносителя станет менее 100°С, прекратится процесс парообразования в ПГ, после чего выводится из работы конденсатор расхолаживания. После снижения температуры теплоносителя до 50—60 °С расхолаживание через ПГ прекращают и ставят его в режим мокрого хранения, т, е. до предела заполняют водой второго контура. Дальнейшее снятие остаточного тепловыделения осуществляется с использованием либо системы автономного расхолаживания, либо холодильника фильтра системы очистки теплоносителя. При этом следует внимательно контролировать режим расхолаживания, так как, несмотря на то что реактор остановлен, вследствие остаточного тепловыделения в активной зоне генерируется большое количество энергии. Так, в водо-водяном энергетическом реакторе «Янки» (США) в течение 1 сут стоянки после длительной эксплуатации выделяется энергия 3,2* 107 кДж (этой энергии достаточно для расплавления 38 т стали).
После заполнения ПГ и отключения второго контура несмотря на работу насосов первого,, третьего и четвертого контуров температура теплоносителя может медленно увеличиваться. Продолжительность этого процесса и максимально достижимая температура определяются возможностями системы расхолаживания й мощностью остаточного тепловыделения, которая в свою очередь зависит от продолжительности эксплуатации реактора, уровней мощности, на которых он работал, и времени, прошедшего после остановки реактора. После достижения максимума начинается медленное уменьшение температуры теплоносителя вплоть до 50— 60 °С, когда насосы первого, третьего и четвертого контуров можно остановить. С момента выключения реактора до остановки насосов может пройти несколько суток.
Прекращение расхолаживания через холодильник фильтра очистки влечет за собой разогрев теплоносителя в реакторе. Для различных реакторов допускается разогрев до разных уровней. Например, при расхолаживании реактора ВВЭР-440 температура теплоносителя на выходе из активной зоны не должна превышать 80°С. Если, для конкретности использовать эту температуру в качестве предельной, то схема расхолаживания будет выглядеть так как показано на рис. 8.15.

Рис. 8.15. Характер изменения температуры теплоносителя на выходе из реактора в процессе расхолаживания

При достижении 80°С пускаются насосы четвертого, третьего и первого контуров, а при снижении: температуры теплоносителя до 60—50 °С насосы останавливаются. И так до тех пор, пока мощность остаточного тепловыделения станет недостаточной для разогрева теплоносителя до 80°С. На этом расхолаживание полностью заканчивается.
Анализируя характер изменения температуры теплоносителя при расхолаживании, показанный на рис. 8.15, можно обратить внимание на резкий спад температуры в момент пуска насосов и плавное ее снижение в последующий период. Отмеченная закономерность объясняется тем, что в течение первых секунд после пуска ЦНПК нагретый теплоноситель откачивается из реактора в. контур, а оттуда в реактор поступает относительно холодный теплоноситель. Затем происходит перемешивание масс и идет обычный процесс расхолаживания. Опыты, проведенные на энергетических установках, показали, что можно существенно   снизить энергозатраты на. расхолаживание, если пускать насосы не на время снижения температуры теплоносителя до 50—60 °С, а всего на 30—40 с. Пуски насосов при этом учащаются, но суммарное время работы, а следовательно, и энергозатраты существенно уменьшаются.
Вычисление времени расхолаживания ЯППУ. Весьма важными практическими задачами, возникающими в процессе расхолаживания, являются определение текущего значения мощности: остаточного тепловыделения и вычисление времени, необходимого для полного расхолаживания реактора. Когда имеется система автономного расхолаживания, прекратить работ> насосов первого,  третьего и четвертого контуров можно при мощности остаточного   тепловыделения в несколько сотен киловатт. Если же такой системы нет, с помощью названных насосов расхолаживание ведется до мощности, равной нескольким десяткам киловатт, которую можно отвести рассеиванием в окружающую среду.
Если обозначить конечную мощность остаточного тепловыделения, при которой не требуется работа насосов,        то указанные выше задачи можно сформулировать следующим образом:

Рис. 8.16. Номограмма для расчета мощности остаточного тепловыделения
по известным времени работы tp и мощности Wт,- реактора определить мощность остаточного тепловыделения tFp7(/CT) через tCT часов после остановки реактора; по известным времени работы р и мощности Wp реактора, а также заданной мощности естественного теплоотвода tPpy(fK) определить время /к после выключения реактора, через которое можно будет остановить насосы *.

* К этому же типу относится задача определения времени после выключения реактора, через которое можно включать систему автономного расхолаживания.

Задачи такого рода решаются с использованием номограмм, построенных либо в результате обобщения экспериментальных данных, либо на основании расчетных зависимостей, определяющих текущее значение мощности остаточного тепловыделения. Примером этого является изображенная на рис. 8Л6 номограмма, в основу построения которой положена известная расчетная зависимость Уэ^— Вигнера. На этом же рисунке штриховой линией показаны алгоритмы решения первой (/) и второй (//) задач.



 
« Федеральная программа США по ветроэнергетике   Экологические аспекты внедрения газотурбинных технологий в Башкирэнерго »
электрические сети