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

Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности - 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

АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ И ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯППУ

  1. АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ, ОБУСЛОВЛЕННЫЕ ВЫСВОБОЖДЕНИЕМ РЕАКТИВНОСТИ

Самозапуск реактора. Самозапуском реактора называется процесс его самопроизвольного выхода на мощность из подкритического состояния, когда положительная реактивность, высвобожденная за счет температурного эффекта и разотравления, превысит по абсолютному значению отрицательную реактивность,  введенную поглотителями СУЗ при остановке реактора.
Подобный режим весьма маловероятен, так как для его реализации требуется, чтобы компенсирующая решетка «зависла» после срабатывания АЗ, а физический вес всех введенных поглотителей был меньше температурного эффекта и отравления реак-ора.

*В качестве критерия оптимальности должно быть выбрано минимальное отклонение значений W$b вычисленных по модифицированному первому методу (с использованием поправочной функции)и по методу последовательного перебора режимов.

Тем не менее он может иметь место, вследствие чего представляет интерес вопрос о влиянии эксплуатационных и конструкционных факторов на динамику переходного процесса при самозапуске реактора. Знание всех особенностей подобного режима позволит повысить безопасность ЯЭУ как за счет оптимизации проектных решений, так и на стадии* эксплуатации установок.

* Применительно к этому же классу ППУ выполнены и другие динамические исследования, рассмотренные в данной главе.

Перечень конструкционных и эксплуатационных факторов, влияющих на динамику самозапуска, весьма велик и в общем случае индивидуален для различных типов ядерных энергоустановок. В то же время можно выделить некоторые факторы, имеющие наибольшее значение и обладающие достаточной общностью.
Из числа конструкционных такими наиболее значимыми факторами являются: тепловая инерционность реактора и ПГ, значение ТКР при рабочей среднеэффективной температуре теплоносителя, характер кривой температурного эффекта, транспортное запаздывание в первом контуре, функциональная зависимость среднеэффективной температуры теплоносителя от локальных значений температуры в характерных точках.
Из числа эксплуатационных факторов, оказывающих наибольшее влияние на динамику самозапуска реактора, следует выделить начальное значение и скорость уменьшения расхода питательной воды после срабатывания АЗ и характер изменения давления пара в процессе самозапуска.
Влияние всех перечисленных конструкционных и эксплуатационных факторов на качество переходного процесса при самозапуск исследовано на математической модели ЯППУ [13]. При этом, конструкционные параметры реактора и ПГ варьировались в диапазонах, свойственных водо-водяным реакторам мощностью до 400 МВт и соответствующим прямоточным ПГ со змеевиковой системой из углеродистой стали *.

* В данном случае сделано предположение о незначительном влиянии ядерного температурного эффекта. Такая посылка справедлива при использовании топливных композиций с высокой теплопроводностью.

 

Для характеристики качества переходных процессов использованы относительное значение перерегулирования мощности реактора и время стабилизации процесса,
Наиболее опасным в отношении предельно достигаемых значений мощности является режим самозапуска при сохранении неизменного расхода по второму контуру. Поэтому влияние различного рода факторов на динамику процесса самозапуска реактора исследовалось вначале при наложении названного обстоятельства.
Проанализировать характер переходного процесса при самозапуске можно с использованием рис. 9.1, на котором изображены временные зависимости относительной мощности реактора
иотносительных температур теплоносителя
после внесения отрицательной реактивности при сохранении постоянных расходов по первому и второму контурам.

Рис. 9.2. Влияние начальной подкритичности на характер процесса самозапуска

Рис. 9.1. Характер переходного процесса при самозапуске реактора
Сброс поглотителей нейтронов сопровождается резким спадом мощности и соответственно интенсивным расхолаживанием реактора. При этом температура теплоносителя на выходе из реактора начинает снижаться сразу же после выключения реактора, а температура на входе некоторое время остается постоянной вследствие транспортного запаздывания.
По мере снижения средней температуры теплоносителя внесенная отрицательная реактивность постепенно компенсируется, а затем достигается и надкритическое состояние. Вследствие инерционности тепловых процессов на стадии начального возрастания мощности расхолаживание реактора продолжается. Это обусловливает высвобождение еще большей реактивности и перерегулирование мощности реактора по сравнению с исходным уровнем. На рис.9.1 показано максимальное перерегулирование мощности гг
В результате выбега мощности средняя температура теплоносителя в активной зоне возрастает и реактор снова переходит в подкритическое состояние. Показанный на рисунке колебательный процесс заканчивается стабилизацией мощности практически на исходном уровне. Некоторое снижение установившейся мощности по сравнению с исходной объясняется тем, что уменьшение Тср, необходимое для компенсации возмущения ро, обусловливает снижение Твых и соответственно уменьшение температуры генерируемого пара, а это влечет за собой уменьшение отводимой в парогенераторе мощности.
Значение перерегулирования мощности при самозапуске реактора и время стабилизации процесса существенно зависят от начальной подкритичности и исходного перед выключением реактора уровня мощности.
Чем больше по абсолютному значению введенная отрицательная реактивность, тем дольше реактор остается в подкритическом

Рис. 9.3. Зависимость максимального перерегулирования при самозапуске от уровня мощности в момент остановки реактора

Рис. 9.4. Влияние ТКР на характер процесса самозапуска
состоянии и соответственно тем меньше уровень мощности, с которого начинается разгон после компенсации возмущения (рис. 9.2). Названные обстоятельства приводят к тому, что при прочих равных условиях выбег мощности из глубоко подкритического состояния получается большим и возрастает время стабилизации процесса.
Влияние исходного уровня мощности на характер переходного процесса при самозапуске объясняется, главным образом, различием скоростей расхолаживания реактора, пропорциональных расходу рабочего тела, который по условию после выключения реактора остается неизменным. Чем больше исходная мощность, а значит, и скорость расхолаживания, тем больше при прочих равных условиях значение ДТ^р и время стабилизации процесса. На рис. 9.3 показана иллюстрирующая это положение зависимость
Наряду с факторами, определяющими исходное перед самозапуском состояние ЯППУ, существенное влияние на качество переходных процессов оказывают также конструкционные и физические характеристики реактора.
Среди таких характеристик важнейшей является ТКР ат при рабочей среднеэффективной температуре теплоносителя. Чем больше по абсолютному значению ат, тем быстрее компенсируется начальное возмущение по реактивности и быстрее достигается стабилизация процесса. Выбег относительной мощности Д1ГР при этом также уменьшается, как показано на рис. 9.4. В свою очередь значение ат определяется параметрами уран-водной решетки и нейтронно-физическими характеристиками ядерного топлива.
Существенна также зависимость ДТРр и времени стабилизации процесса после самозапуска от тепловой инерционности элементов ЯППУ и транспортного запаздывания в первом контуре. Увеличение каждого из названных параметров влечет за собой возрастание перерегулирования мощности и времени стабилизации, так как воздействие стабилизирующей обратной связи в обоих случаях ослабляется.
Характер переходного процесса при самозапуске в значительной степени зависит также от коэффициента усреднения у, устанавливающего соотношение между среднеэффективной температурой теплоносителя и значениями температуры на входе в реактор и выходе из него:
Чем больше значение у, тем эффективнее обратная связь и тем выше качество переходного процесса (меньше выбег мощности и время стабилизации), так как при этом большее влияние на Гср оказывает ТВых> изменяющаяся после возмущения с меньшим, чем Твх, запаздыванием.
Из числа эксплуатационных факторов наибольшее влияние на характер переходного процесса при самозапуске оказывает изменение расхода рабочего тела и давления пара после выключения реактора. Если вслед за срабатыванием АЗ реактора теплосъем в ПГ уменьшить до уровня, исключающего расхолаживание, то самозапуск не произойдет до тех Пор, пока мощность остаточного тепловыделения будет достаточной для поддержания реактора в разогретом состоянии. Когда же в результате расхолаживания высвободится реактивность, Превышающая по абсолютному значению начальную подкритичность, реактор снова выйдет на мощность, соответствующую имеемому теплосъему. В динамическом отношении этот самозапуск интереса не представляет, так как реактивность высвобождается очень медленно и процесс выхода на мощность носит апериодический характер.
Если же после выключения реактора теплосъем в ПГ уменьшается, но остается больше уровня остаточного тепловыделения, то характер процесса самозапуска сохраняется практически тем же, что и при сохранении исходного расхода рабочего тела, а максимальная мощность при самозапуске и установившийся уровень мощности будут пропорциональны новому теплосъему.
Снижение давления пара в процессе самозапуска влечет за собой вскипание рабочего тела в экономайзерной зоне ПГ и, следовательно, интенсификацию теплоотвода. В результате при прочих равных условиях быстрее достигается критичность и процесс самозапуска идет с большим перерегулированием.
Из сказанного следует, что самозапуска реактора непосредственно после его выключения можно избежать, исключив расхолаживание. Если самозапуск все же происходит (непосредственно после выключения реактора или после снижения мощности остаточного тепловыделения), то выбег мощности и ее установившийся уровень будут пропорциональны теплосъему, начальной подкритичности, тепловой инерционности реактора и ПГ, транспортному запаздыванию в первом контуре и значению ТКР при рабочей среднеэффективной температуре.

Быстрые аварии.

Быстрыми будем называть аварии, обусловленные исключительно высокими всплесками мощности вследствие резких высвобождений реактивности, существенно превышающих эффективную долю рЭф запаздывающих нейтронов. Несмотря на чрезвычайно малую вероятность подобных аварий с возможностью их возникновения необходимо считаться. Именно поэтому при анализе ядерной безопасности АЭС в настоящее время исследуются тепловые режимы  активной зоны при гипотетической аварии, обусловленной выбросом регулирующих стержней [38].
Как известно из теории реакторов, при создании надкритичности, превышающей рЭф, происходит по существу неконтролируемый разгон реактора на мгновенных нейтронах. Хотя наличие отрицательной обратной связи по температуре и конструкционные f особенности реактора исключают ядерный взрыв в подобных аварийных режимах, энерговыделение при этом может быть столь существенно, что реактор выйдет из строя. Поэтому представляет интерес проанализировать факторы, определяющие максимальное значение мощности при возникновении быстрой аварии, время достижения максимальной мощности и полное энерговыделение в аварийном режиме.             .
Наиболее значимым фактором, влияющим на характер протекания быстрой аварии, является эффективность температурной обратной связи, характеризуемая применительно к водо-водяному реактору значениями мощностного коэффициента реактивности, ТКР по теплоносителю и замедлителю, а также значением парового коэффициента реактивности в случае закипания воды в реакторе. Кроме того, эффективность температурной обратной связи определяется тепловой инерционностью активной зоны.
Влияние перечисленных параметров на характер протекания быстрой аварии исследовано на математической модели, в основу которой положено описание процессов нестационарного теплообмена в активной зоне реактора. При этом для обеспечения необходимой корректности операций усреднения в математической модели учтены осевая и радиальная неравномерности энерговыделения в активной зоне.
С использованием модели были воспроизведены переходные процессы, сопровождающие быстрые аварии. Типичный характер подобных процессов иллюстрируется рис. 9.5.
На рисунке представлены временные зависимости относительной мощности реактораотносительной средней температуры теплоносителя в наиболее теплонапряженных /-х участках технологических каналов Т2. и межканального пространства относительной средней температуры ядерного топлива в области максимального энерговыделения и относительной энергиигенерируемой в активной зоне.


Рис. 9.6. Характер переходных процессов при быстрой аварии
Рис. 9.6. Иллюстрация влияния ТКР на выбег мощности:
1  — базовый режим;

В рассмотренном   примере надкритичность ро=10~2 создавалась в течение 0.1с пои исходной относительной мощности реактора
Значения ТКР задавались в соответствии с работой [1].
Как видно из рисунка, при названных условиях мощность реактора резко возрастает, увеличиваясь за 0,2 с до 140. Такое возрастание мощности влечет за собой быстрое увеличение температуры ядерного топлива. Разогрев теплоносителя в каналах (Г2) и особенно в межканальном пространстве (Гз) происходит существенно медленнее.
Совместное воздействие температурных эффектов топлива, теплоносителя и воды межканального пространства приводит к постепенной компенсации реактивности. В момент, когда мгновенная надкритичность рмгн=р—рэф станет близка к нулю, резкое увеличение мощности прекратится, а вслед за этим начнется и ее снижение.
Воздействие парового эффекта реактивности на стадии увеличения мощности не сказывается вследствие отсутствия парообразования в каналах в этот период времени. Паровой эффект реактивности, и в частности паровой коэффициент, влияет существенным образом лишь на скорость снижения мощности после ее всплеска. В соответствии с этим, при уменьшении по абсолютному значению парового коэффициента реактивности энергия £, генерируемая в активной зоне за время аварийного процесса, увеличивается.
В зависимости от темпа и величины изменения температуры ядерного топлива, теплоносителя и воды межканального пространства на максимальном уровне мощности сказывается влияние соответствующих ТКР. На рис. 9.6 в сравнении с представленным на рис. 9.5 базовым режимом показаны кривые изменения относительной мощности реактора при том же возмущающем воздействии, но при уменьшенных поочередно в 2 раза значениях «и, eta и аз. Как видно из сопоставления кривых, наибольшее влияние на выбег мощности реактора оказывает температурный эффект топлива, т. е. чем ниже теплопроводность топлива и больше мощностной эффект, тем меньше №рмакс.
В соответствии с выбегом мощности изменяется и энерговыделение в активной зоне за время быстрой аварии. Поэтому зависимость Е от перечисленных ТКР аналогична рассмотренной зависимости WpKaKC=f (аи; аг; а3).
Наряду со значениями ТКР из числа параметров, характеризующих реактор как объект регулирования, существенное влияние на выбег мощности и энерговыделение за время этого выбега оказывает тепловая инерционность активной зоны. Чем выше эта инерционность, тем больше при прочих равных условиях выбег мощности и энерговыделение в активной зоне.
Характер быстрой аварии зависит также и от условий, при которых достигается мгновенная надкритичность. Важнейшими из них являются исходный уровень мощности, начальная мгновенная надкритичность и скорость высвобождения реактивноси.
Исходный уровень мощности при прочих равных условиях сказывается существенным образом лишь на времени достижения максимальных мощности и энерговыделеиия. Что же касается самих значений  и £макс, то они практически не зависят от начальной мощности. С точки зрения физики указанная закономерность вполне понятна. Для компенсации за счет температурного эффекта одной и той же исходной надкритичности необходим одинаковый разогрев активной зоны, а для этого требуется одно и то же количество энергии. Запаздывание с достижением требуемого энерговыделения при малых исходных уровнях мощности определяется временем, необходимым для разгона реактора в доэнергетическом режиме.
В отличие от исходного уровня мощности начальное значение мгновенной надкритичности определяющим образом влияет на выбег мощности и на энерговыделение, незначительно сказываясь на времени достижения И?рмакс. Это видно из рис. 9.7, на. котором представлены кривые, характеризующие базовый аварийный режим (рис. 9.5) и аналогичный по всем параметрам режим, отличающийся лишь создаваемой надкритичностью. Сопоставление результатов расчета свидетельствует о том, что уменьшение ро-с 10-2 до 8*10“3 ведет к снижению \Fp“aKC почти на порядок, а Е — в 3 раза.
Большое влияние на характер протекания аварии оказывает также скорость высвобождения реактивности. Для иллюстрации этого влияния на рис. 9.8 представлены кривые Wv(t)JWPB0K, соответствующие высвобождению одной и той же реактивности с разными скоростями. Как видно из рисунка, увеличение времени действия возмущения при постоянстве самого возмущения приводит к снижению ТС?рмакс и £, а также к возрастанию времени достижения максимального уровня мощности.


Рис. 9.7. Изменение относительных мощности реактора и энерговыделения в базовом режиме (штриховая линия) и при рв=8*10“3 (сплошная линия)

Рис, 9.8, Влияние времени высвобождения реактивности (ро=10-а) на характер протекания быстрой аварии
Приведенные данные свидетельствуют о том, что даже наличие высокоэффективной отрицательной обратной связи по температуре не предотвращает больших выбросов мощности реактора и значительных знерговыделений в активной зоне при создании мгновенной надкритичности. Поэтому необходимо конструкционное обеспечение условий, исключающих возможность возникновения подобных аварийных ситуаций.

Медленные аварии.

Медленными будем называть аварии, обусловленные увеличением мощности в результате высвобождения значительных реактивностей с малыми скоростями. Причиной подобного рода аварий может быть самопроизвольный подъем органов компенсации реактивности, органов регулирования мощности или других поглотителей нейтронов.
Поскольку единственным фактором, препятствующим развитию аварии, в данном случае является отрицательный температурный эффект реактивности, характер переходного процесса и его предельные показатели целиком определяются эффективностью температурной обратной связи. В свою очередь эффективность обратной связи зависит от нескольких конструкционных и эксплуатационных показателей, среди которых важнейшими являются: ТКР в рассматриваемом диапазоне температур, тепловая инерционность активной зоны и масса теплоносителя в первом контуре, исходный уровень мощности реактора, состояние ППУ в начале аварийного режима (наличие или отсутствие принудительной циркуляции теплоносителя, степень заполнения ПГ рабочим телом и т. д.).
Очевидно, что наибольшие выбросы мощности будут в тех случаях, когда в момент возникновения аварийной ситуации мощность реактора мала, так как при этом разогрев активной зоны начинается после достижения высокой степени надкритичности. Поскольку названный режим представляет наибольшую потенциальную опасность, рассмотрение особенностей медленных аварий начнем именно с него. При этом будем считать, что исходное состояние ППУ соответствует режиму хранения, т. е. установка расхоложена и циркуляция теплоносителя отсутствует. В этих условиях для проведения динамических расчетов математические модели кинетики размножения нейтронов, нестационарного теплообмена в реакторе и ПГ, а также модель изменения давления в первом контуре должны быть дополнены уравнением сохранения количества движения теплоносителя, характеризующим динамику движения теплоносителя при его естественной циркуляции.
При составлении общей математической модели [13] наряду с типовыми в этом случае были сделаны некоторые специальные допущения, отвечающие особенностям рассматриваемого аварийного режима. Так, динамика теплообмена в активной зоне описана уравнениями одного эквивалентного технологического канала, разбитого по высоте на 10 участков равной длины. Поскольку за исходное принято состояние ППУ после ее полного расхолаживания,. ПГ описан как заполненный рабочим телом, теплообменник. Для увеличения точности определения движущего напора естественной циркуляции теплообменная часть ПГ разбита на пять последовательно расположенных участков равной длины, в пределах каждого  из которых произведено сосредоточение параметров в точке.          
Вначале медленная авария была смоделирована применительно к реактору с низкотемпературным ядерным топливом, т. е. для случая, когда мощностной эффект реактивности несуществен. Скорость высвобождения реактивности была задана равной 10~4 с-1.
Принудительная циркуляция теплоносителя в первом контуре отсутствовала (g^O), Условия развития естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре обеспечивались разнесением реактора и ПГ по высоте так, что геометрический центр активной зоны был на 2,5 м ниже геометрического центра змеевиковой системы ПГ.
Результаты расчета аварийного режима, соответствующего названным условиям для разных исходных уровней мощности, представлены на рис. 9.9. Как видно из рисунка, повышение начальной мощности от UVV1*ном=10_8 до 10-4 на порядок снижает максимальный выброс мощности, что объясняется более ранним воздействием отрицательной температурной обратной связи во втором случае.
Увеличение мощности реактора вызывает разогрев теплоносителя в активной зоне и соответствующее развитие естественной циркуляции. Вслед за ростом температуры теплоносителя на выходе из реактора ТВых с определенным запаздыванием начинает увеличиваться температура теплоносителя на выходе из парогенератора    Величина запаздывания, как видно из рисунка, обратно пропорциональна скорости естественной циркуляции.
После первоначального всплеска мощности и температуры теплоносителя на выходе из реактора дальнейшее высвобождение реактивности сопровождается плавным разогревом ППУ и увеличением скорости естественной циркуляции. При этом средняя температура теплоносителя увеличивается таким образом, что вводимая реактивность компенсируется за счет температурного эффекта.


Рис. 9.9. Характер переходного процесса при высвобождении реактивности со скоростью 10-4 с-1 из исходного состояния

Рис. 9.10. Характер протекания медленной аварии при различных исходных режимах циркуляции теплоносителя:

      
Давление в первом контуре при заданном объеме газовой подушки в системе компенсации объема увеличивается соответственно с возрастанием средней температуры теплоносителя. Одновременно с этим за счет разогрева и частичного испарения рабочего тела возрастает давление в ПГ.
Таким образом, если при первоначальном всплеске мощности активная зона не вышла из строя, то потенциальная опасность подобного аварийного режима заключается в возможной переопрессовке первого или второго контура. При этом сохраняется также угроза расплавления оболочек твэлов в результате наступления кризиса теплоотдачи.
Существенно безопаснее при прочих равных условиях протекают медленные аварии в реакторах, где мощностной эффект реактивности значителен. Так, наличие температурного коэффициента реактивности по топливу, равного —0,2 • 10-4 °С-1 при Wp°(Wpn0K= 10-8, и скорости высвобождения реактивности р— =4*10-4 с-1 ограничивает выбег мощности реактора на уровне Wp= 1,22 ТГРН0М. Сопоставление результатов расчета этого режцма, представленных кривой UVWV*OM=f (0* с аналогичной зависимостью на рис. 9.9 свидетельствует о том, что даже при увеличении интенсивности возмущения в 4 раза наличие мощностного эффекта реактивности снижает выбег мощности реактора почти в 5 раз. Уменьшение же интенсивности возмущения ведет к дальнейшему ограничению выбега мощности.
Еще одна особенность медленной аварии при наличии мощностного эффекта реактивности заключается в том, что процесс стабилизации мощности после ее первоначального выбега в этом случае носит явно выраженный колебательный характер.
Наряду с исходным уровнем мощности и значениями составляющих ТКР характер рассматриваемого аварийного процесса во многом зависит также от тепловой инерционности реактора и теплоносителя, циркулирующего в первом контуре. Чем эта инерционность выше, тем менее эффективна температурная обратная связь и тем больше при прочих равных условиях начальный выбег мощности.
Из числа эксплуатационных факторов, характеризующих состояние ЯППУ в период внесения возмущения, весьма существенными являются режим циркуляции теплоносителя в первом контуре, условия теплоотвода в ПГ и степень заполнения ПГ рабочим телом.
Наиболее сильное влияние на качество переходных процессов в условиях медленной, аварии оказывает режим циркуляции теплоносителя в первом контуре в момент внесения возмущения по реактивности. Характер этого влияния иллюстрируется рис. 9.10, на котором представлены результаты расчета аварийных режимов, обусловленных высвобождением рективности с постоянной скоростью р=10—4 с-1 из исходного состояния установки, характеризуемого следующими показателями: Wp°iWv ном= 10"3; ПГ полностью заполнен рабочим телом; установка расхоложена. Температурный коэффициент реактивности по топливу пренебрежимо мал. Начальный относительный расход теплоносителя через активную зону (#i°) в одном из вариантов расчета равен 0,1, а во втором 0,4. Полное значение относительного расхода теплоносителя определяется суммированием gi=gi°+£ie'u» где #1е,ц находится в результате решения уравнения сохранения количества движения теплоносителя.
Как видно из рисунка, увеличение начальной скорости циркуляции теплоносителя в первом контуре приводит к возрастанию выбега мощности реактора. Это объясняется тем, что при прочих равных условиях большему расходу теплоносителя через реактор соответствует меньшая начальная скорость его разогрева в активной зоне, характеризуемая в начальной фазе процесса только динамикой нарастания температуры теплоносителя на выходе из активной зоны а затем и темпом увеличения температуры на входе в зону. Поскольку именно скорость разогрева теплоносителя в активной зоне определяет интенсивность воздействия отрицательной температурной обратной связи, выбег мощности с увеличением gi° возрастает.
В реакторах, где ТКР по топливу существен, указанная закономерность сохраняется. Отличие состоит лишь в том, что при прочих равных условиях значение выбега мощности в этом случае уменьшается.
Несмотря на отмеченное при возрастании gi° увеличение выбега мощности реактора, в рассмотренном аварийном режиме теплотехническая надежность активной зоны при больших скоростях циркуляции остается более высокой, так как запас до кризиса теплоотдачи при этом увеличивается. Поэтому при возникновении аварийных ситуаций, подобных рассмотренной, запуск ЦНПК целесообразен.
По-другому влияют на характер медленной аварии степень заполнения ПГ рабочим телом и условия теплоотвода в нем. Допустим, что в момент внесения возмущения по реактивности
(р=1,5*10~4 с-1) относительная мощность реактора составляет wyyuv°“=10-*, ЯППУ расхоложена и температура теплоносителя равна температуре рабочего тела. Принудительная циркуляция в первом контуре отсутствует. Температурный коэффициент реактивности по топливу аи=—0,2* 1(Н °С-1, а по теплоносителю ат=—2 * 10-4 °С-1. Различие начальных условий двух рассмотренных вариантов медленной аварии, результаты расчета которых представлены на рис. 9.11, состоит лишь в разной степени заполнения ПГ рабочим телом: Ап°г —номинальное заполнение и 0,5Апгм— половинное заполнение.
Как видно из рисунка, начальная фаза аварийного режима (приблизительно до 60 с) не зависит от степени заполнения ПГ. При незначительной скорости естественной циркуляции теплоносителя в этот период различие значений тепературы на входе в активную зону несущественно, вследствие чего изменений динамики процесса нет. Заметное различие появляется лишь через некоторое время, когда изменение степени заполнения ПГ рабочим телом повлияет на входную температуру теплоносителя, а через нее —на среднеэффективную температуру и соответственно на реактивность. Так, при снижении водосодержания ПГ уменьшается тепловая инерционность системы, повышается эффективность температурной обратной связи и уменьшается текущее значение мощности реактора в процессе внесения возмущения.
В реакторах, где ТКР по топливу мал, характер переходного процесса сохраняется, но величина перерегулирования возрастает. При этом также увеличивается рассогласование вариантов, соответствующих разной степени заполнения ПГ, поскольку по мере уменьшения абсолютной величины аи эффективность отрицательной температурной обратной связи все в большей мере зависит от динамики изменения среднеэффективной температуры теплоносителя.
В заключение рассмотрим особенности протекания медленных аварий в тех случаях, когда высвобождение реактивности происходит при работе реактора на энергетических уровнях мощности. Главная из этих особенностей заключается в том, что даже при отключенной системе автоматического регулирования указанные режимы имеют существенно меньшие выбеги мощности, чем рассмотренные выше аварии.


Рис. 9,12. Характер переходного процесса, обусловленного высвобождением реактивности при Иу=ц7ри°и и «т=—3* 10“4 “С-1

Рис. 9.11. Влияние степени заполнения ПГ рабочим телом на характер развития медленной аварии:
Так, при высвобождении реактивности со скоростью 10^4 с-1 в течение 50 с с исходного уровня WvHOM максимальный выбег мощности реактора с ТКР ат=—3*10-4ОС-1 составляет всего l,24WpHOM (рис. 9.12). Это обусловлено интенсивным разогревом теплоносителя в активной зоне вследствие большого по абсолютному значению разбаланса тепловыделения в реакторе и теплосъема в ПГ. В момент прекращения действия возмущения вклад температурного эффекта превышает высвобожденное значение реактивности, вследствие чего сразу же после прекращения подъема поглотителей начинается уменьшение мощности. Процесс стабилизируется после увеличения средней температуры теплоносителя до
Максимальные выбеги относительной мощности реактора и температуры теплоносителя прямо пропорциональны Скорости высвобождения реактивности и обратно пропорциональны абсолютному значению ТКР. Из этого следует, что одно из направлений обеспечения безопасности реактора заключается во взаимосвязанном решении вопроса о максимально возможной скорости высвобождения реактивности и оптимальном ТКР.



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