Стартовая >> Архив >> Генерация >> Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Система управления и защиты ядерных реакторов - Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Оглавление
Кинетика и регулирование ядерных реакторов
Физические основы регулирования
Ядерное топливо и воспроизводящие материалы
Цепная реакция деления
Энергия деления
Кинетика ядерного реактора
Кинетика реактора при линейном изменении реактивности
Изменение изотопного состава топлива и температурный эффект
Температурный коэффициент реактивности
Факторы, вызывающие изменение реактивности
Саморегулирование ядерных реакторов
Режимы перегрузок ядерного топлива
Реальные способы перегрузки ядерного топлива
Перегрузка топлива в реакторах на быстрых нейтронах
Расчет органов регулирования
Материалы и форма поглощающих стержней
Жидкостное борное регулирование
Регулирование отражателем
Компенсация реактивности выгорающими поглотителями
Система управления и защиты ядерных реакторов
Органы управления и защиты канальных реакторов
Органы компенсации реактивности реакторов на быстрых нейтронах
Тепловыделение в поглощающих стержнях
Контроль за положением стержней управления и защиты
Калибровка поглощающих стержней
Реакторные измерения
Эффекты реактивности при выводе реактора на рабочую мощность
Безопасность работы ядерных реакторов
Моделирование нестационарных процессов
Исследование моделей динамики реактора на ЭВМ

Глава 6
СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ К СИСТЕМАМ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ

Нормальная и безопасная работа ядерного реактора обеспечивается поддержанием реактивности на должном уровне. Напомним, что в критическом состоянии (стационарный режим работы) реактивность реактора равна нулю и цепная реакция деления поддерживается на постоянном уровне. Увеличение мощности связано с необходимостью задания положительной реактивности, а по достижении нового, более высокого уровня мощности избыток реактивности вновь должен быть скомпенсирован до нуля. И наоборот, при снижении уровня мощности необходимо задать отрицательную реактивность, которая поддерживается до достижения заданного более низкого уровня, после чего реактивность вновь выводится в исходное нулевое значение. И наконец, при выключении реактора отрицательная реактивность сохраняется до последующего запуска реактора.
Для поддержания необходимого уровня реактивности ядерный реактор оснащается системой управления и защиты. Она включает в себя органы оперативного регулирования, предназначенные для ведения нормальных переходных режимов и рассчитанные на небольшие изменения реактивности; компенсирующие органы, обеспечивающие сравнительно медленные и значительно большие по абсолютному значению изменения реактивности. Последние обусловлены, во-первых, температурным эффектом при выводе реактора из холодного в горячее состояние или, наоборот, при расхолаживании реактора; во-вторых, необходимостью компенсации, связанной с выгоранием топлива, шлакованием и отравлением. Температурный эффект при разогреве или расхолаживании проявляется за время, исчисляемое часами. Такое же время идет на заметное изменение реактивности (в реакторах на тепловых нейтронах) в связи с отравлением реактора. Значительно за более короткое время происходит изменение реактивности при сбросах и увеличении нагрузки за счет доплер-эффекта. Медленные изменения реактивности обусловлены выгоранием топлива и шлакованием реактора. Время, вызывающее изменение реактивности за счет этих процессов, может составить недели, месяцы или даже годы в зависимости от способа (частоты) перегрузки ядерного топлива.
Кроме регулирующих и компенсирующих органов система управления включает в себя аварийную защиту, предназначенную для быстрого выключения реактора путем введения отрицательной реактивности.
Таким образом, система управления и защиты должна обеспечивать не только нормальную работу реактора, включая пуск и останов и другие переходные режимы, но и быстрое аварийное выключение. Безусловным требованием к эффективности средств управления является достаточность ее для компенсации всех эксплуатационных изменений реактивности как по абсолютному значению, так и по скорости.
Для компенсации изменений реактивности практически во всех реакторах используется так называемая механическая система управления и защиты (СУЗ), состоящая из подвижных поглощающих стержней, снабженных соответствующими приводами. Все другие средства компенсации реактивности используются как дополнительные к механической системе. Так, в водо-водяных реакторах это введение борной кислоты в воду первого контура и использование выгорающих поглотителей, в тяжеловодных — изменение уровня замедлителя, вплоть до полного слива тяжелой воды при аварийном выключении, и другие средства. Для различных типов реакторов дополнительные средства компенсации реактивности весьма разнообразны и подробно на них останавливаться не будем. Ниже рассмотрим в основном конструктивные и другие особенности системы управления и защиты, являющиеся составной частью любого типа реактора.

ОРГАНЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ КОРПУСНЫХ РЕАКТОРОВ, РАБОТАЮЩИХ ПОД ДАВЛЕНИЕМ

Типичными представителями корпусных реакторов, работающих под высоким давлением, являются водо-водяные реакторы. Они получили самое широкое применение в ядерной технике и в особенности в ядерной энергетике.
Особенностью водо-водяных реакторов является то, что в связи с редкой перегрузкой ядерного топлива и высокой удельной энергонапряженностью избыточная реактивность в них в расчете на выгорание топлива сравнительно велика и может составить 10— 15%. Кроме того, в них велик температурный и мощностной эффекты, что в сумме приводит к увеличению реактивности еще на 4—6%. Все это в конечном итоге приводит к тому, что в активной зоне водо-водяного реактора в холодном и неотравленном состоянии в начале кампании может содержаться от 15 до 40 критических масс (в зависимости от мощности и длительности кампании), и для компенсации избыточной реактивности требуется значительная суммарная эффективность всех органов СУЗ. Она может достигать примерно 30%, что создает проблему размещения механической системы регулирования. Это осложняется еще и тем, что активная зона водо-водяных реакторов весьма компактна.
На первом этапе развития водо-водяных реакторов проблема размещения СУЗ решалась сочетанием высокоэффективных поглощающих стержней механической системы с выгорающими поглотителями.

Внедрение в последующем жидкостного борного регулирования, как уже отмечалось, в значительной мере сняло проблему размещения подвижных поглощающих стержней в активной зоне и позволило перейти от высокоэффективных нейтронных ловушек к кластерному регулированию.
Механическая система регулирования состоит из поглощающих стержней и приводов для их перемещения (ввода в активную зону и вывода из нее). Приводы СУЗ водо-водяных реакторов вынесены из корпуса и размещены в защитных чехлах (трубах) на верхней съемной крышке (см. рис. 4.11 и 4.12). Полость защитных чехлов, в которых размещаются механизмы приводов СУЗ, сообщается с внутриреакторным объемом, поэтому давление в защитных чехлах соответствует давлению в корпусе реактора. В серийных реакторах ВВЭР-440 используются синхронные электродвигатели, число оборотов которых регулируется частотой переменного тока электропитания. Отсутствие редуктора обеспечивает компактность приводной пары, превращающей вращательное движение ротора электродвигателя в поступательное движение поглощающего стержня. В качестве приводной пары в первых реакторах типа ВВЭР использовалась винт — шариковая гайка, а в последующих серийных ВВЭР-440 — шестерня-рейка. В первом случае вращательное движение винта преобразуется в поступательное движение шариковой гайки, которая через приводную тягу непосредственно соединяется с поглощающим стержнем. При использовании пары шестерня-рейка последняя получает поступательное движение через систему шестерней и обеспечивает перемещение поглощающего стержня. В реакторах ВВЭР-1000 используется шаговый электромагнитный двигатель, вытянутый ротор которого получает не вращательное, а поступательное движение и тем самым передает его непосредственно поглощающим стержням.
Регулирующая сборка, компенсирующая изменения реактивности, в водо-водяных реакторах первого поколения (в том числе и в ВВЭР-440), представляет собой подвижную ТВС (рис. 6.1) с поглощающей надставкой (рис. 6.2). Как видно, подвижная ТВС отличается от рабочей (неподвижной) (см. рис. 4.14) конструктивным оформлением верхней головки и хвостовика. Верхняя головка подвижной ТВС сочленяется с поглощающей надставкой, хвостовик конструктивно выполнен в виде гидравлического демпфера при свободном падении ТВС с поглощающей надставкой.
Шестигранная труба поглощающей надставки имеет в поперечном сечении те же размеры, что и подвижная ТВС, и является продолжением последней. Вкладыши из бористой стали поглощающей надставки размещены на внутренней поверхности шестигранной трубки, а внутренняя полость заполняется циркулирующей водой. Размер внутренней полости значительно превышает Vτ, где х — возраст нейтронов в водном замедлителе, поэтому поглощающая надставка эффективно поглощает не только тепловые нейтроны, но и быстрые, которые проникают во внутреннюю полость надставки и замедляются в ней. Таким образом, подобная конструкция выполняет роль нейтронной ловушки.

Подвижная ТВС
Рис. 6.1. Подвижная ТВС:

Рис. 6.2. Поглощающая надставка регулирующей сборки:
1 — отверстия для прохода воды; 2 — шестигранная труба; 3 — вкладыш из бористой стали; 4 — хвостовик; 5 — подвижная ТВС

 1 — головка с захватом под привод; 2 — центральная трубка; 3— верхняя дистанционирующая решетка; 4 — тепловыделяющий элемент; 5 — шестигранный чехол; 6 — разрезная пружинная втулка; 7 — брикет спеченной двуокиси урана; 8, 9 — промежуточная и нижняя дистанционирующие решетки; 10 — хвостовик с цилиндром для демпфера

Эффективность рассматриваемой конструкции регулирующей  сборки увеличивается еще благодаря наличию в ней подвижной ТВС. Для компенсации максимальной избыточной реактивности в холодном состоянии, когда реактор загружен свежим топливом, поглощающие надставки полностью погружаются в активную зону, а подвижные ТВС размещаются под активной зоной внутри нижнего блока защитных труб (см. рис. 4.11), которые предохраняют ТВС от вибраций под действием тока теплоносителя. По мере разогрева и последующей работы реактора реактивность его уменьшается и для компенсации последней производится постепенный подъем регулирующих сборок. При этом из активной зоны выводится поглотитель, а на его место вводится дополнительное топливо, что заметно усиливает эффективность подобной конструкции регулирующей сборки. Подвижная ТВС одновременно выполняет и роль вытеснителя воды при извлечении поглощающей надставки.
В серийных реакторах ВВЭР-440 рассматриваемые регулирующие сборки унифицированы. Они выполняют функции оперативного регулирования в целях поддержания заданного уровня мощности, компенсации медленных изменений реактивности и быстрого аварийного выключения реактора. В зависимости от назначения регулирующие сборки разделяются на отдельные группы. Для оперативного регулирования требуются небольшие изменения реактивности и в эту группу выделяется небольшая часть сборок. Компенсация медленных и больших по абсолютному значению изменений реактивности осуществляется частью сборок, объединенных в отдельные группы, извлечение которых производится по специальной программе, построенной на принципе максимально возможного выравнивания поля нейтронов по радиусу активной зоны. При необходимости быстрого аварийного выключения в конструкции предусматривается расцепление приводов, и все сборки под собственным весом поглощающей надставкой погружаются в активную зону. Скорость падения их в конце хода гасится гидравлическим демпфером.
В подобной конструкции регулирующих сборок условия работы подвижной ТВС более тяжелые, чем неподвижных рабочих ТВС. Особенно тяжелыми они оказываются при срабатывании аварийной защиты и торможении в конце хода после свободного падения сборки. Поэтому в качестве альтернативы можно рассматривать конструкцию, в которой используется «ложная» сборка, конструктивно подобная подвижной ТВС. Отличие заключается только в том, что в ложной сборке стержневые элементы представляют собой полые трубки, выполненные из материала, слабо поглощающего нейтроны, и не содержат топлива. Подобная конструкция по эффективности уступает сборке с подвижной ТВС, поскольку ложная сборка выполняет роль только вытеснителя воды при извлечении поглощающей надставки.

Однако надежность и безопасность работы реактора при этом повышается. Можно избежать заметного проигрыша в эффективности при использовании ложных сборок, если снабжать ими только группу стержней, предназначенных для аварийного выключения реактора. В этом случае при нормальной работе аварийные стержни своей поглощающей надставкой выведены из активной зоны и находятся над ней, а в зоне остаются ложные сборки, слабо поглощающие нейтроны и выполняющие роль вытеснителя воды. Электромагнитное расцепление приводов предусматривается только для этой группы стержней, и при срабатывании аварийной защиты только они падают под действием собственного веса, а компенсирующие и регулирующие сборки вводятся в активную зону своей поглощающей надставкой принудительно при нормальных или повышенных скоростях и не испытывают заметных динамических нагрузок.

Рис. 6.3. Картограмма размещения рабочих ТВС и регулирующих сборок ВВЭР-440

В серийных реакторах ВВЭР-440 на 312 рабочих ТВС приходится 37 регулирующих сборок, размещение которых в плане показано на рис. 6.3. Как видно, регулирующие сборки равномерно распределены по сечению активной зоны и размещаются в сетке рабочих ТВС. На одну регулирующую сборку в среднем приходится около 8,5 рабочих ТВС.

Приводы СУЗ ВВЭР-1000 так же, как и ВВЭР-440, размещаются на верхней съемной крышке (см. рис. 4.12), однако поглощающие стержни имеют принципиально иное конструктивное оформление. Здесь в каждой рабочей ТВС предусматривается возможность наличия пучка подвижных стержневых поглотителей (кластеров) (см. рис. 4.15). Для этого в пучке стержневых твэлов имеются для них направляющие трубки. В головном блоке ВВЭР-1000 12 направляющих трубок диаметром 12,6X0,85 м и одна трубка того же диаметра для датчика замера энерговыделения. Материал сердечника поглощающего стержня, расположенного в оболочке из нержавеющей стали диаметром 8,2χ0,6 мм, выполнен из сплава на основе алюминия с присадкой Еu2O3. Диаметр сердечника поглощающего стержня 7 мм. Все 12 подвижных поглощающих стержней (кластеров) объединены одним общим приводом. Всего в ВВЭР-1000 имеется 109 приводов СУЗ, которые обслуживают кластеры ТВС, размещенных в зоне плато. В периферийных ТВС вместо подвижных кластеров устанавливаются пучки с выгорающим поглотителем. В качестве материала выгорающего поглотителя используется природный бор.
На рис. 6.4 показана картограмма размещения шестигранных ТВС по сечению активной зоны. Римскими цифрами указаны номера групп кластеров. Отсутствие римских цифр в периферийных ТВС свидетельствует о размещении в них выгорающих поглотителей. Среди ТВС с кластерами некоторые из них снабжены укороченными поглотителями, предназначенными для выравнивания поля по высоте активной зоны. На этом же рисунке показаны ТВС с нейтронными измерительными каналами, количество и размещение ионизационных камер за пределами активной зоны. Последние предназначены в качестве датчиков нейтронной мощности в различных диапазонах работы реактора.
В ВВЭР-1000 эффективность механических органов СУЗ составляет 6—7% и предназначена для компенсации оперативных изменений реактивности, включая температурный и мощностной эффекты. Раствор бора в воде компенсирует запас на выгорание и часть температурного эффекта. Поэтому при расхолаживании реактора необходимо увеличивать концентрацию борной кислоты в теплоносителе.
Механическая система регулирования водо-водяных кипящих реакторов, в том числе и реакторов для атомных станций теплоснабжения (ACT), принципиально не отличается от рассмотренной для ВВЭР. В кипящих реакторах могут использоваться как нейтронные ловушки, так и кластерное регулирование. Особенностью кипящих реакторов является то, что жидкостное борное регулирование в них не используется. Это обусловлено различной растворимостью борной кислоты в воде и паре и неопределенностью в связи с этим компенсирующей способности пароводяной смеси с введенной в нее борной кислотой.


Рис. 6.4. Картограмма размещения групп поглотителей СУЗ и нейтронных измерительных каналов в активной зоне и ионизационных камер СУЗ головного реактора ВВЭР-1000:
1 — ТВС с поглотителями СУЗ с половинной длиной наполнения поглощающих материалов; 2 — ТВС с нейтронными измерительными каналами; 3 — номер группы поглотителей СУЗ, указанной римской цифрой; 4—7 — ионизационные камеры энергетического, пускового, резервные пускового и промежуточного диапазонов

Представителями корпусных реакторов, работающих под давлением, являются газоохлаждаемые графитовые реакторы. К ним относятся магноксовые и усовершенствованные (типа AGR), охлаждаемые углекислым газом, и высокотемпературные реакторы, охлаждаемые гелием.
Особенность графитовых реакторов — большие габаритные размеры, обусловленные свойствами графита как замедлителя. Замедляющая способность графита во много раз уступает обычной воде, являющейся замедлителем в водо-водяных реакторах. Поэтому решетка активной зоны графитовых реакторов редкая и особых проблем для размещения СУЗ не возникает.

Давление теплоносителя в графитовых газоохлаждаемых реакторах не превышает 5 МПа, что значительно ниже, чем в водоводяных реакторах. Это облегчает вопрос, связанный с выносом механизмов СУЗ за пределы корпуса графитовых реакторов.
Графитовые блоки ядерного реактора
Рис. 6.6. Графитовые блоки:
1 — каналы для выгорающих поглотителей; 2 —каналы для теплоносителя; 3 — каналы для твэлов; 4 — графитовая прокладка; 5 — отверстие для захвата перегрузочной машины; 6 — установочный штифт; 7 —поток гелия; 8 — установочное гнездо
Хотя газографитовые реакторы и не получили пока широкого применения в ядерной энергетике, в связи с созданием высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов перспектива их существенно возросла. В связи с сравнительно невысоким давлением теплоносителя и в то же время большими габаритными размерами корпуса сооружение их предусматривается (подобный опыт в мировой практике уже имеется) в корпусах из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ) с интегральной компоновкой первого контура внутри корпуса реактора.
вид реакторной установки с ВТГР АЭС
Рис. 6.5. Общий вид реакторной установки с ВТГР АЭС «Форт-Сент- Врейн»:
1 — газодувка; 2 — модуль парогенератора; 3 — активная зона; 4—каналы для СУЗ и перегрузки топлива; 5 — канал для ионизационной камеры; 6 — охлаждаемая опорная конструкция зоны; 7 — корпус реактора из ПНЖБ
На рис. 6.5 в качестве примера показан общий вид реакторной установки с ВТГР АЭС «Форт-Сент-Врейн» в железобетонном корпусе с интегральной компоновкой первого контура. Это типичная компоновка газографитовых реакторов в корпусах из ПНЖБ, отличие заключается только в расположении парогенераторов и газодувок относительно реактора. Активная зона реактора АЭС «Форт-Сент-Врейн» набирается из шестигранных графитовых блоков (рис. 6.6), пронизанных продольными каналами для теплоносителя (сквозные каналы), топлива и выгорающих поглотителей (глухие каналы). По оси блока имеется отверстие под захват перегрузочной машины. Часть шестигранных графитовых блоков имеют сквозные продольные отверстия (три отверстия на блок) для прохода в зону стержней СУЗ. Всего в реакторе 74 стержня СУЗ, перемещаемых попарно от одного привода. На верхнем торце железобетонного корпуса имеются вертикальные каналы (герметизируемые проходки) для механизмов СУЗ и перегрузки топлива.



 
« Исследования трубопроводов питательной воды энергоблоков 160-800МВт   Комплекс для электрической части системы регулирования и защит паровых турбин »
электрические сети