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

Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела - 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

Теплотехническое состояние реактора при уменьшении циркуляции теплоносителя. Одним из возможных аварийных состояний установки является режим, обусловленный уменьшением циркуляции теплоносителя в первом контуре вследствие снижения оборотов, обесточивания привода ЦНПК или заклинивания ротора насоса. Потенциальная опасность этого режима заключается в том, что при резком уменьшении расхода теплоносителя через активную зону могут быть созданы условия для возникновения кризиса теплоотдачи с последующим пережогом оболочек твэлов. При этом может произойти также переопрессовка первого контура.
Средством конструкционной защиты от столь серьезных последствий аварии является параллельное включение нескольких циркуляционных насосов при однопетлевой схеме ЯППУ (как, например, в первой установке ледокола «Ленин») или применение многопетлевых ЯППУ (как, например, в унифицированной АЭС с реактором ВВЭР-440).
Большое значение для безаварийной эксплуатации ЯППУ имеют также безотказность работы ЦНПК и надежность схемы их электроснабжения. Иногда для уменьшения отрицательных последствий остановки насосов создаются условия для развития естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре или предусматриваются специальные схемы автономного расхолаживания реактора (см. п. 1.1.2).
Наряду с этим для минимизации последствий аварийных режимов, обусловленных уменьшением циркуляции теплоносителя, используются специальные алгоритмы экстренного снижения мощности и аварийного выключения реактора при уменьшении подачи ЦНПК. Совершенство этих алгоритмов, формируемых в соответствии с динамическими характеристиками комплекса активная зона — контур циркуляции — ЦНПК, в значительной степени определяет показатели надежности и безопасности ядерной энергетической установки.
Влияние конструкционных и эксплуатационных факторов на показатели надежности и безопасности энергоустановки при снижении расхода теплоносителя в первом контуре имеет смысл анализировать для наиболее общего случая, т. е. применительно к многопетлевой ЯППУ, рассматривая отдельно аварийные петли и петли, где режим работы насосов остается неизменным. Именно такой подход был использован при составлении расчетной блок-схемы и математической модели. При этом конструкционные данные реактора, ПГ и других элементов ППУ, а также нейтронно-физические характеристики активной зоны и параметры теплообменивающихся сред варьировались в тех же диапазонах, что и при анализе аварийных режимов, обусловленных высвобождением реактивности.
Для определенности принято, что в качестве ЦНПК использованы двухскоростные насосы, работающие либо на номинальном режиме, либо в режиме малой скорости, когда частота вращения ротора в 4 раза меньше номинальной. Возмущающим воздействием является обесточивание электродвигателей насосов или перевод их с большой частоты вращения на малую. В случае обесточивания двигателя ЦНПК не происходит опрокидывания циркуляции в соответствующей камере ПГ в результате закрытия обратного клапана на нагнетательном патрубке насоса. В алгоритме управления моделью предусмотрено, что через 5 с после отключения ЦНПК прекращается подача питательной воды в отключенную камеру, а расход питательной воды в неотключенных камерах ПГ увеличивается таким образом, чтобы суммарный расход рабочего тела остался неизменным. В дальнейшем в зависимости от исходного уровня мощности и числа отключенных ЦНПК расход питательной воды либо остается постоянным, либо уменьшается в режиме экстренного снижения мощности.

*Реальный закон изменения расхода рабочего тела имеет более сложный характер.

Использованные для расчетов математические модели реактора, камер ПГ в каждой из петель, трубопроводов и системы компенсации изменений объема теплоносителя не имеют принципиальных отличий от аналогичных моделей, применявшихся для анализа аварийных режимов, обусловленных высвобождением реактивности. Полная же модель дополнена несколькими специфичными блоками.
Одним из таких блоков является программа вычисления текущего значения относительного расхода теплоносителя g1=f(t) в аварийной ЯППУ. Математическая модель нестационарной циркуляции в первом контуре представляет собой систему дифференциальных уравнений, содержащую уравнения сохранения количества движения теплоносителя в отключаемых и неотключаемых петлях и уравнения сохранения моментов количества движения роторов циркуляционных насосов.
Аварийное снижение подачи ЦНПК может произойти в период, когда система регулирования автоматически поддерживает мощность реактора на заданном уровне и когда реактор работает в режиме саморегулирования. Для анализа особенностей аварийных процессов в первом и во втором случае математическая модель содержит в своем составе уравнения, описывающие систему АР. Кроме того, смоделировано автоматическое выключение реактора при срабатывании его аварийной защиты.
Для оценки теплотехнической надежности активной зоны в аварийных режимах в состав математической модели [13] включен блок вычисления запаса до кризиса теплоотдачи. При этом, исходя из глобальной концепции кризиса, значение Кз в тепловыделяющих сборках вычисляют как отношение критической мощности ТВС к ее фактической мощности:

Фактическая мощность каждой из эквивалентных ТВС вычисляется как функция мощности реактора с учетом заданных осевой неравномерности энерговыделения в активной зоне и доли энерговыделения в ТВС.
Для вычисления критической мощности ТВС использована формула JI. Н. Полянина [39], определяющая критическую мощность ТВС из стерженьковых твэлов с неравномерным энерговыделением по высоте ТВС и радиусу пакета твэлов.


Рис. 9.14. Характер переходных процессов при экстренном снижении мощности после остановки двух из шести ЦНПК: с использованием системы АР (сплошная линия); без использования системы АР (штриховая линия)

Рис. 9.13. Влияние суммарного момента инерции вращающихся масс ЦНПК на выбег насоса после обесточивания его электродвигателя
Перечисленные блоки математической модели были использованы для рассмотрения особенностей аварийных режимов, обусловленных уменьшением циркуляции теплоносителя, а также для анализа влияния различных эксплуатационных и конструкционных параметров на ход развития и конечный результат аварийного процесса.
Была рассмотрена шестипетлевая ЯППУ, конструкционные параметры которой выбирались таким образом, чтобы обеспечить реальный выбег циркуляции теплоносителя G/Gном —f{t) после остановки ЦНПК- Б процессе уточнения значений этих параметров было установлено, что выбег циркуляции существенно зависит от суммы моментов инерции вращающихся масс насоса и ротора электродвигателя (рис. 9.13). Вклад же от изменения инерции теплоносителя в реальном для данного типа установок диапазона незначителен.
Для дальнейших расчетов был выбран циркуляционный насос, сумма моментов инерции вращающихся масс у которого равна 1,5 кг-м2. Применительно к ЯППУ с подобными насосами был просчитан режим экстренного снижения мощности реактора до 50% Грн°« после остановки двух из шести ЦНПК. Указанный режим воспроизводился дважды. В первом случае использовалась система АР, а во втором реактор работал на саморегулировании. Сопоставление полученных при этом переходных процессов представлено на рис. 9.14
Расчеты свидетельствуют о том, что вызванное остановкой двух ЦНПК уменьшение циркуляции теплоносителя через реактор приводит к интенсивному увеличению температуры ядерного топлива и как следствие — к введению отрицательной реактивности за счет температурного эффекта. Это влечет за собой быстрое уменьшение мощности ядерного реактора. При заданных
значенияхскорость снижения фактической мощности превышает скорость уменьшения заданной мощности (рис. 9.14). В результате возникает отрицательный разбаланс между 1^рзд и Wp, вследствие чего автоматический регулятор перемещается вверх, препятствуя снижению мощности реактора, что усугубляет аварийную обстановку. В этих условиях наличие блока температурной коррекции мощности в течение первых 10 с оказывает позитивное влияние на качество переходного процесса, так как при повышении температуры теплоносителя из блока поступает сигнал на снижение мощности, частично компенсирующий указанный выше разбаланс. В дальнейшем блок температурной коррекции мощности увеличивает сигнал разбаланса, обусловливающий подъем стержней АР. Перемещение автоматического регулятора вверх, уменьшающей скорость снижения мощности, прекращается лишь после 30-й секунды, когда разбаланс фактической и заданной мощностей с учетом сигнала, поступающего от блока температурной коррекции, становится равным нулю.         .
Как видно из рисунка, в режиме саморегулирования качество переходного процесса в начальной фазе несколько улучшается, так как в этом случае исключается дополнительное возмущающее воздействие, вносимое автоматическим регулятором. Что же касается времени стабилизации мощности на новом уровне, то оно в режиме саморегулирования увеличивается почти в 2 раза.
Относительная температура теплоносителя на входе в реактор Твх=Твх/Тъх° в начале переходного процесса незначительно повышается за счет увеличения расхода теплоносителя через оставшиеся в работе камеры ПГ и возрастания температуры на входе в ПГ, а затем достаточно интенсивно снижается вследствие уменьшения температуры поступающего в ПГ теплоносителя и увеличения расхода питательной воды через эти камеры в соответствии с оговоренным выше алгоритмом отключения.
Наиболее интенсивно в начале переходного процесса изменяется относительнаятемпература теплоносителя на выходе из активной зоныМаксимальный выбег температуры  достигается на пятой секунде после остановки ЦНПК. Этот выбег пропорционален исходному уровню мощности и числу отключаемых насосов.
Соответственно изменению расхода и температуры теплоносителя, а также мощности реактора меняется в зависимости от времени и запас до кризиса теплоотдачи.  На рис. 9.15 представлены кривые, характеризующие начальную фазу динамики изменения относительного запаса до кризиса в наиболее теплонапряженной ТВС при аварийной остановке двух из шести ЦНПК в случае использования системы АР мощности. Рассмотрены варианты переходных процессов при различных запаздываниях в срабатывании системы экстренного снижения мощности, при разных значениях температурных коэффициентов реактивности и при различных интенсивностях защитного воздействия. Как видно из рисунка,

Рис, 9.15. Характер изменения запаса до кризиса теплоотдачи при запаздывании в срабатывании ЭСМ'1 и 2 с; скорости введения отрицательной реактивности

Рис, 9.16. Механические характеристики электродвигателя ЦНПК на большой (/) и малой (2) скоростях и механическая характеристика ЦНПК (3).

все эти параметры существенным образом влияют на величину KaJKJ, вследствие чего выбор их численных значений на стадии проектирования ЯППУ должен производиться на основании всесторонних динамических исследований потенциально опасных аварийных режимов, приводящих к снижению циркуляции теплоносителя.
. Следует также иметь в виду, что качество переходных процессов при обесточивании ЦНПК может быть существенно улучшено в случае использования насосов с увеличенной инерцией роторов, достигаемой либо увеличением маховых масс на оси электронасосного агрегата, либо увеличением быстроходности насоса.
Расчеты, результаты которых представлены на рис. 9.15, выполнены при допущении об отсутствии гидродинамической разверки в напорной камере реактора и о полном перемешивании теплоносителя в ней. Учет реально существующих неравномерностей в напорной камере еще больше ужесточает требования к обеспечению теплотехнической надежности активной зоны в режимах аварийного снижения циркуляций теплоносителя.
В случае механических повреждений ЦНПК (поломки рабочего колеса, попадания посторонних предметов в проточную часть и т. д.) возможно заклинивание ротора, приводящее к еще более резкому, чем при обесточивании электродвигателя, снижению расхода теплоносителя. Ввиду малой вероятности такой аварии обычно считается возможным заклинивание ротора только одного ЦНПК. Характер переходного процесса при этом подобен изображенному на рис. 9.14. Сопоставление режимов обесточивания одного ЦНПК и мгновенного заклинивания ротора этого насоса при тех же исходных условиях свидетельствует о том, что из-за более резкого уменьшения расхода через активную зону в начальной фазе аварийного режима во втором случае запас до кризиса теплоотдачи на момент включения системы экстренного снижения мощности на 5—7% меньше, чем при обесточивании.
До снх пор в качестве возмущающего воздействия рассматривалось полное отключение части ЦНПК. Значительный интерес представляет также вид переходных процессов, обусловленных уменьшением расхода теплоносителя вследствие переключения ЦНПК на малую скорость циркуляции.
Наряду с конструкционными особенностями насосов и контура циркуляции качество переходных процессов во многом определяется также совершенством алгоритма подключения обмоток малой скорости при обесточивании обмоток, работающих в номинальном режиме. Анализ механических характеристик гипотетического ЦНПК и его электродвигателя, представленных на рис. 9.16, свидетельствует о том, что оптимальным является включение обмоток малой скорости в момент, когда обороты двигателя уменьшатся до л=0,25/гном. Именно в это время достигается равенство момента сопротивления и крутящего момента ротора электродвигателя на, обмотках малой скорости, вследствие чего обеспечивается максимальная плавность изменения частоты вращения ротора, как показано на рис. 9.17,а. Более раннее включение обмоток малой скорости приводит к тому, что с момента включения и до момента достижения /1=0,25 яном электродвигатель ЦНПК будет работать в генераторном режиме. В этот период на ротор двигателя кроме сил гидравлического сопротивления, приложенных к рабочему колесу ЦНПК, действуют силы дополнительного динамического торможения. В результате частота вращения ротора электродвигателя, а значит, и расход теплоносителя в этот период будут снижаться не в соответствии с квадратично уменьшающимся моментом сопротивления, как это происходит при отсутствии динамического торможения, а почти по линейному закону (рис. 9.17,6). Нежелательно также и позднее включение обмоток малой скорости, так как при этом частота вращения ротора ЦНПК к моменту включения уменьшается ниже уровня малой скорости (рис. 9.17,в), что отрицательно сказывается на теплотехнической надежности активной зоны. Поэтому вопросам оптимизации алгоритма перехода на малую скорость циркуляции должно уделяться серьезное внимание.
Рассмотрим наиболее тяжелые режимы уменьшения циркуляции, обусловленные полным обесточиванием всех ЦНПК с переходом на естественную циркуляцию теплоносителя. Подобные режимы в известной степени являются гипотетическими, поскольку во всех ППУ предусмотрено электропитание насосов х>т двух и более источников, одновременный выход из строя которых маловероятен. Тем не менее полностью исключать вероятность такой аварийной ситуации нельзя.
Для ужесточения условий будем считать, что перед аварийной остановкой реактор длительное время работал на высоких уровнях мощности. Это делает существенным вклад остаточного тепловыделения в суммарную мощность реактора после его остановки.   

Рис. 9.17. Характер изменения частоты вращения ротора ЦНПК после обесточивания обмоток большой скорости:
а — оптимальное включение; б — с упреждением; в — с запаздыванием; 1 — при свободном выбеге; 2 — при включении обмоток малой скорости

В расчете принято следующее исходное состояние ЯППУ: реактор работает на мощности 0,51FPHOM; достигнута полная стабилизация параметров; шесть ЦНПК включены на режим большой скорости; давление пара на выходе из ПГ 2 МПа.
Отключение всех ЦНПК проводилось одновременно со сбросом стержней АЗ. В этот же момент посредством закрытия питательного клапана уменьшалась подача питательной воды в ПГ по линейному закону со скоростью 3%/с. После уменьшения расхода питательной воды до 4% номинального дальнейшее прикрытие питательного клапана прекращалось.
Результаты расчета переходных процессов, обусловленных указанным возмущением по расходу теплоносителя, представлены на рис. 9.18. Как видно из рисунка, сразу же после обесточивания электродвигателей ЦНПК, несмотря на срабатывание АЗ реактора, начинается быстрое увеличение температуры теплоносителя на выходе из активной зоны. После достижения максимума 7а примерно на 50-й секунде и дальнейшего незначительного снижения температуры, когда отведено основное количество аккумулированного в элементах конструкции тепла, происходит медленный разогрев теплоносителя вследствие того, что на этом этапе тепловыделение в реакторе превышает отвод тепла в ПГ. Расход теплоносителя через реактор вначале резко уменьшается до уровня естественной циркуляции, соответствующего движущему напору, а затем по мере разогрева теплоносителя в активной зоне плавно увеличивается. Изменение давления рх теплоносителя в первом контуре, как видно из рисунка, в рассмотренном варианте несущественно. Это объясняется тем, что увеличение среднего удельного объема теплоносителя за счет его разогрева в активной зоне компенсируется уменьшением удельного объема вследствие охлаждения теплоносителя в ПГ.


Рис. 9.18. Изменение параметров после остановки ЦНПК и аварийного выключения реактора с учетом развития естественной циркуляции теплоносителя

Характер изменения давления во многом зависит от соотношения объемов теплоносителя, содержащегося в активной зоне и в ПГ, а также от особенностей используемой системы компенсации объема.
Увеличение начального уровня мощности реактора существенно влияет на выбег температуры на выходе из активной зоны и запас до кризиса теплоотдачи. При этом также несколько возрастает расход теплоносителя через активную зону в период развития естественной циркуляции. Изменение исходной средней температуры теплоносителя при прочих равных условиях не оказывает большого влияния на отклонения параметров в переходном процессе.
Анализ теплотехнического состояния активной зоны в подобных аварийных режимах показал, что при свойственных рассматриваемой ЯППУ значениях движущего напора естественной циркуляции кризиса теплоотдачи можно избежать  только посредством аварийного выключения реактора. В тех же случаях, когда условия развития естественной циркуляции лучше, интенсивность защитного воздействия может быть соответствующим образом уменьшена.
Наряду с исходным уровнем мощности большое влияние на динамику изменения запаса до кризиса теплоотдачи оказывает запаздывание срабатывания АЗ после обесточивания электродвигателей ЦНПК. Особенно сильное влияние запаздывание в срабатывании АЗ оказывает при больших исходных уровнях мощности. Это обусловлено различием энерговыделений в активной зоне за время задержки введения поглотителей. Отмеченная закономерность должна приниматься во внимание при проектировании исполнительных органов системы АЗ для предотвращения тепловых повреждений активной зоны в режимах полного обесточивания ЦНПК.

Последствия снижения расхода рабочего тела.

Одним из наиболее тяжелых аварийных режимов ЯЭУ является прекращение или резкое уменьшение циркуляции рабочего тела по второму контуру. Опасность подобных аварийных ситуаций заключается
в значительном снижении теплосъема в ЛГ с последующими перегревом активной зоны реактора и опрессовкой первого контура.
Причин уменьшения подачи питательной воды может быть достаточно много. Тем не менее наиболее характерные из них могут быть объединены в три группы:
резкое прекращение подачи питательной воды при выходе из строя главных питательных насосов и неисправности вспомогательных насосов, при аварии конденсатных насосов с последующим опустошением буферных емкостей, при разрыве трубопровода или выходе из строя питательного клапана;
постепенное уменьшение расхода рабочего тела при неисправности системы автоматического регулирования теплосъема;
уменьшение подачи питательной воды в ПГ вследствие резкого снижения отбора пара на паротурбинную установку.
Алгоритмы защиты ядерных реакторов в подобных аварийных ситуациях различны для разных энергетических установок и во многом определяются исходным уровнем мощности в момент внесения возмущения. Обычно в качестве защитного воздействия используются экстренное снижение мощности, опускание всех поглотителей нейтронов, кроме стержней АЗ (АЗ II рода), или сброс стержней АЗ с последующим опусканием всех поглотителей (АЗ I рода)*. Кроме того, при значительных снижениях подачи рабочего тела могут быть предусмотрены подключения различных теплообменников расхолаживания и перевод ЦНПК на малую скорость циркуляции теплоносителя.

*Здесь принят наиболее простой алгоритм эшелонирования АЗ. В общем случае могут быть предусмотрены АЗ III рода, IV рода и т. д.

Учитывая возможные тяжелые последствие подобных аварий, применяют высокое резервирование оборудования второго контура, систем электроснабжения, СУЗ, а также используют специальные системы безопасности, проектируемые с избыточностью по активным элементам. Тем не менее даже при наличии таких мер, как показывает опыт, не исключается пока в полной мере возможность возникновения аварийных ситуаций с прекращением циркуляции по второму контуру. Примером тому может служить достаточно тяжелая авария, происшедшая в 1979 г. на АЭС «Тримайл-айленд» (США) с реактором мощностью 960 МВт.
Для обеспечения правильной эксплуатации ядерных энергоустановок необходимо иметь четкое представление о последствиях возможных нарушений циркуляции рабочего тела. Рассмотрим характер аварийного процесса при прекращении циркуляции по второму контуру на. примере, подобном аварии на АЭС «Тримайл-айленд».  ;
Анализ аварийного режима выполним с использованием математической модели [13] ЯППУ. В качестве возмущающего воздействия зададим обесточивание главных электропитательных насосов при условии, что аварийные питательные насосы при этом не запускаются (или запускаются при закрытых клапанах на напорных патрубках) и расход питательной воды за 3 с снижается до нуля. Будем считать также, что система газа высокого давления заполнена азотом; исходный объем газовой подушки в КО   составляет 10 % объема первого контура; объем РБ —30% объема первого контура; коэффициент гидравлических сопротивлений газового тракта КО—РБ равен 50; исходный перед сбросом АЗ уровень мощности реактора UV—0,9 WV10"; теплоотвод в теплообменнике системы аварийного расхолаживания составляет 0,02 И7рном.


Рис. 9.19. Характер аварийного процесса при прекращении циркуляции рабочего тела

Допустим, что алгоритм аварийной защиты реактора предусматривает срабатывание АЗ II рода в момент отключения главных электропитательных насосов, если аварийные питательные насосы не обеспечили минимально допустимой подачи питательной воды, а затем, если давление в первом контуре достигнет предельно допустимого значения (Я^аз = pi°nlp°i =1,22 или температура теплоносителя на выходе из активной зоны достигнет аварийного уровня 74=7У77*= 1,34, произойдет срабатывание АЗ 1 рода и подключение системы аварийного расхолаживания.
Результаты моделирования описанного аварийного режима представлены на рис. 9.19. Как видно из рисунка, после остановки главных питательных насосов начинается достаточно интенсивное увеличение температуры теплоносителя на входе в активную зону Т 1=7У7\0 вследствие уменьшения теплосъема в ПГ. Температура на выходе из активной зоны Т4 в этот период снижается в результате уменьшения мощности реактора обусловленного срабатыванием АЗ II рода. Характер изменения среднеинтегральной температуры теплоносителя в первом контуре в этот период определяется, главным образом, изменением входной температуры Т\. В результате средний удельный объем теплоносителя в контуре увеличивается и теплоноситель вытесняется в КО.
В силу того что принятое в расчете гидравлическое сопротивление газового тракта достаточно велико, в начальной фазе переходного процесса существует значительный перепад давления между КО и ресиверными баллонами. В результате этого на 15-й секунде давление в КО, а следовательно, и в первом контуре достигает порогового на срабатывание АЗ значения (£\)АЗ *= 1,22 и по сигналу /?,макс происходит аварийная остановка реактора. В дальнейшем, когда темп увеличения среднеинтегральной температуры теплоносителя уменьшается, перепад давления между КО и РБ снижается вследствие перетечки газа из КО в РБ.
Во всех воспроизведенных на модели вариантах аварийного режима «стоп питательная вода» АЗ I рода срабатывала по сигналу piMaKCt а не 74макс* Это объясняется тем, что при уменьшении теплосъема в ПГ начинается быстрый рост температуры теплоносителя в «холодной» ветви первого контура, которая обычно по объему больше «горячей» ветви. Следствием этого является соответствующее возрастание давления в контуре. Что же касается выходной температуры, то она вначале либо снижается при срабатывании АЗ II рода, либо темп ее возрастания замедляется из-за уменьшения мощности реактора, если он работает в режиме саморегулирования,
Увеличение гидравлического сопротивления газового тракта* исходного перед сбросом АЗ уровня мощности или уменьшение начального объема газовой подушки в КО приводят к возрастанию выбега давления в начальной фазе аварийного процесса. Для каждой конкретной энергетической установки по рабочему (pi**36) и предельно допустимому (р1Д0П) значениям давления можно оценить необходимое соотношение между гидравлическим сопротивлением газового тракта КО — РБ и исходным относительным значением объема газовой подушки в КО, при котором максимальное давление в первом контуре рхкякс в случае прекращения циркуляции рабочего тела не превысит рхлоп.
При выборе значения К°г.п кроме соображений защиты первого контура от опрессовки нужно также иметь в виду, что в случае интенсивного расхолаживания установки (например, при сохранении постоянного расхода по второму контуру после аварийного выключения реактора) при излишне большом исходном объеме газовой подушки возможен заброс газа в контур. Следствием этого может быть попадание газа в гидрокамеры ЦНПК и срыв насосов.
Анализ аварийных режимов при мгновенном прекращении подачи питательной воды в ПГ (авария конденсатных насосов с последующим опустошением буферных емкостей) показал, что при этом характер переходного процесса остается аналогичным изображенному на рис. 9.19. Различие состоит лишь в больших отклонениях от исходного уровня температур теплоносителя и соответственно в увеличении выбега давления в первом контуре в начальной фазе аварийного процесса.
Для уменьшения начального выбега давления были рассмотрены различные конструкционные мероприятия, такие как замена АЗ II рода по сигналу о прекращении, циркуляции рабочего тела
на АЗ I рода; снижение уставки на срабатывание АЗ (^аз; Уве_ личение мощности, отводимой в теплообменнике системы автономного расхолаживания, и т. д. Каждое из этих мероприятий в отдельности не во всех случаях оказалось достаточно эффективным. Наиболее ощутимый эффект достигался при комбинированном применении различных мероприятий.
Замена АЗ II рода АЗ I рода дает ощутимый эффект, если запаздывание в срабатывании АЗ, отсчитываемое от момента внесения возмущения, мало, а время достижения уставки (^)A3
велико, В противном случае такая замена приводит к незначительному снижению энерговыделения за первые 30—40 с процесса, когда давление в контуре достигает максимального значения. При этом следует иметь в виду, что полученный выигрыш в энерговыделении сопряжен с увеличением вероятности неоправданных аварийных выключений реактора.
Еще менее ощутимый эффект в снижении энерговыделения, также сопряженный с опасностью неоправданных срабатываний АЗ, получается при понижении уставки на выключение реактора по сигналу р!макс. Такой вывод сделан в результате анализа соответствующих результатов расчета аварийных режимов.
Что касается мощности, снимаемой в теплообменнике системы автономного расхолаживания, то она оказывает существенное влияние на характер изменения температуры теплоносителя и давления в первом контуре лишь при использовании системы расхолаживания в течение длительного времени. В первые же десятки секунд процесса эффект от увеличения теплосъема в системе расхолаживания весьма незначителен. Так, увеличение мощности, отводимой в теплообменнике, в 10 раз приводит к тому, что за первые 35 с процесса теплосъем системы автономного расхолаживания увеличится с 0,7% полного энерговыделения до 2,5%. Столь незначительное увеличение теплосъема слабо сказывается на величине выбега давления.
Кроме рассмотренных мероприятий для снижения выбегов давления в первом контуре можно прибегнуть к замене азота, используемого в системе газа высокого давления, газом с другими физическим свойствами или к увеличению объема РБ. Как показали расчеты, эффективность последнего мероприятия целиком определяется газовой подушкой в компенсаторах объема и уровнем гидравлического сопротивления тракта КО — РБ. Влияние объема ресиверных баллонов на величину piMaKC тем слабее, чем больше исходный объем газовой подушки в КО и чем выше гидравлическое сопротивление газового тракта.
При мгновенном прекращении подачи питательной воды в случае наложения дополнительной неисправности (отказе системы реализации АЗ II рода) единственным эффективным средством, позволяющим, избежать значительной опрессовки первого контура, является включение системы автономного расхолаживания реактора. Уровень достигаемого в этом случае максимального давления зависит от исходной мощности остаточного тепловыделения и технических характеристик системы расхолаживания.
Гораздо безопаснее протекают режимы с постепенным снижением расхода рабочего тела. При свойственных водо-водяным реакторам с топливом U02 значениях ТКР снижение расхода питательной воды со скоростью 0,5—0,7%/с в режиме саморегулирования практически не сказывается на давлении в первом контуре. Увеличение скорости снижения циркуляции рабочего тела влечет за собой возрастание выбега давления.
Особенно неблагоприятно протекает аварийный режим при резком уменьшении, а затем и прекращении подачи питательной воды в ПГ в случае прекращения отбора пара на паротурбинную установку. При этом секции ПГ отключаются по воде и пару. Для исключения их опрессовки прекращается циркуляция теплоносителя через ПГ, а следовательно, и теплоотвод к рабочему телу. Таким образом, в подобной аварийной ситуации динамика процесса полностью зависит от соотношения энерговыделения в активной зоне и теплосъема в системе автономного расхолаживания. Это еще один пример жизненной необходимости подобных систем.



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