Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов - Введение

ВВЕДЕНИЕ

«Комплексная программа научно-технического прогресса стран — членов СЭВ до 2000 года», принятая 18 декабря 1985 г. в Москве на 41-м (внеочередном) заседании Сессии СЭВ на уровне глав правительств, предусматривает согласованные действия стран — членов СЭВ по созданию и использованию принципиально новых видов техники и технологии путем концентрации своих усилий и организации тесного комплексного сотрудничества в рамках СЭВ по пяти приоритетным направлениям, одним из которых является ускоренное развитие атомной энергетики [1].
Главная цель сотрудничества стран — членов СЭВ в этой области — глубокая качественная перестройка их энергетических хозяйств, повышение эффективности и надежности электроснабжения, сокращение использования органического топлива, улучшение теплоснабжения городов, охрана окружающей среды и рациональное использование энергии.
Для достижения этой цели предполагается совместными усилиями обеспечить следующие меры:

1. совершенствование и дальнейшее сооружение АЭС с реакторами водо-водяного типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с повышенной технико-экономической эффективностью, высокой степенью стандартизации и унификации оборудования и качественно новыми высоконадежными системами управления, контроля и автоматизации технологических процессов;
2. улучшение использования природного урана, создание новых, эффективных методов и средств обработки, транспортировки и захоронения радиоактивных отходов, а также безопасной ликвидации отработавших нормативный срок атомных энергетических установок;
3. создание атомных теплоэлектростанций для гражданского и промышленного тепло- и электроснабжения с транспортировкой тепла на дальние расстояния;
4. разработку оборудования для реакторов на быстрых нейтронах, воспроизводящих в процессе работы ядерное топливо, а также высокотемпературных ядерных энерготехнологических установок многоцелевого назначения, проведение исследований в целях создания научных основ нового источника энергии — управляемого термоядерного синтеза.

Осуществление «Комплексной программы» в значительной мере решит проблему наращивания энергетического потенциала стран — членов СЭВ, снизит капиталовложения в топливодобывающие отрасли промышленности, высвободит для других нужд значительные количества дефицитных видов органического топлива. В частности, ожидается следующий эффект:

1. за счет производства электроэнергии на АЭС и АТЭЦ замещение в 1990 г. около 40 млн. т у. т. органического происхождения и в #2000 г. 100— 110 млн. т у. т. (без СССР), или всего за 15 лет свыше 1,5 млрд, т у,т.;
2. доведение общего объема выработки тепла на ядерном топливе в странах — членах СЭВ (без СССР) в 2000 г. до 60 — 80 млн. Гкал в год, что эквивалентно ежегодному высвобождению органического топлива в количестве 10—15 млн. т у. т.;
3. за счет увеличения коэффициента использования установленной мощности на 2 — 3% на АЭС в странах—членах СЭВ (без СССР) в 2000 г. дополнительная выработка порядка 6 — 9 млрд. кВт-ч электроэнергии, что приведет к экономии органического топлива в размере 2 — 3 млн. т у.т.

В связи с этим стоит задача повышения эффективности использования ядерного топлива, в частности за счет увеличения глубины выгорания топлива в реакторах на тепловых нейтронах и наработки с необходимым темпом вторичного ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах мощностью 800 и 1600 МВт, что приведет к дополнительному высвобождению значительного количества органического топлива.           
Выполнение «Комплексной программы» расширит ресурсную базу ядерной энергетики, создаст основу для организации новых, крупнотоннажных производств. В связи с этим предстоит решить ряд неотложных проблем по укреплению существующей базы ядерной энергетики, в частности: совершенствование индустриальных методов и сокращение затрат на строительстве АЭС; усовершенствование оборудования и технологии его производства для АЭС, АТЭЦ и ACT; разработка мероприятий и средств для реконструкции действующих АЭС; совершенствование организации и проведения ремонтных работ на АЭС; разработка систем диагностики и контроля состояния металла основного оборудования ядерно-энергетических установок.
Осуществление «Комплексной программы» повысит экономичность, надежность и безопасность АЭС. В этом направлении необходимо решить ряд конкретных задач: совершенствование государственного надзора за проектированием, строительством и эксплуатацией ядерных энергетических установок; разработка и осуществление комплекса мер по повышению безопасности АЭС с учетом опыта их эксплуатации; разработка и внедрение безопасных систем отпуска тепла от ядерных энергетических установок (ACT, АТЭЦ, АЭС с отбором тепла); повышение маневренных характеристик АЭС; уменьшение удельной численности эксплуатационного персонала АЭС примерно в 1,5 раза; разработка единого комплекса нормативно-технической документации в области ядерной энергетики; создание современных программ, тренажеров и технических средств для повышения качества и ускорения подготовки квалифицированных эксплуатационных кадров для ядерной энергетики, в значительной мере определяющих безопасность и эффективность работы ядерных энергетических установок.
Осуществление «Комплексной программы» подготовит важные предпосылки для создания практически неисчерпаемого источника энергии на базе управляемой термоядерной реакции.
Ядерная энергетика прошла более чем 30-летний путь развития. Достигнуты существенные успехи. Атомные электростанции (АЭС) вносят уже заметный вклад в электроэнергетику. Достаточно сказать, что в 1985 г. мощность АЭС в СССР составляла 28 тыс. МВт, а производство электроэнергии на них достигло 10% общей выработки в стране. Планами XII пятилетки (1986 —1990 гг.) предусматривается ввод в строй еще 41,5 тыс. МВт мощностей на АЭС, что позволит довести производство электроэнергии атомными станциями страны в 1990 г. до 390 млрд. кВт-ч. В перспективе эта цифра возрастет к 2000 г. в 5 — 7 раз, и тогда атомная энергетика займет одно из ведущих мест в энергетическом балансе страны, обеспечивая 40% всей выработки электроэнергии [2].
В настоящее время формирование базы для дальнейшего развития ядерно-энергетической программы осуществляется в основном сооружением АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, потребляющих природное или обогащенное урановое топливо. Среди таких реакторов широкое распространение во всем мире, в том числе в СССР и других странах — членах СЭВ, получили водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) [3, 4]. Основные сведения по конструкции оборудования реакторных установок и технологическим системам отечественных энергетических блоков с ВВЭР можно найти в опубликованной литературе [5 — 8].
Промышленное использование ВВЭР в отечественной ядерной энергетике началось 30 сентября 1964 г., когда был включен в энергосистему I блок Нововоронежской АЭС (НВАЭС) с реактором ВВЭР-210 [5 — 9]. На 1 января 1986 г. в СССР, странах — членах СЭВ и Финляндии эксплуатировалось 36 энергоблоков ВВЭР электрической мощностью от 70 до 1000 МВт. Сроки ввода в эксплуатацию энергоблоков ВВЭР на АЭС в нашей стране приведены в табл. В. 1.
При рассмотрении этапов развития АЭС с отечественными реакторами водо-водяного типа принято подразделять эти реакторы на три поколения: 1) ВВЭР-210 (I блок НВАЭС) и ВВЭР-70 (АЭС «Райнсберг», ГДР); 2) ВВЭР-440; 3) ВВЭР-1000. Промежуточной между первым и вторым поколениями является реакторная установка ВВЭР-365 II блока НВАЭС, реактор которой по существу относится ко второму поколению, а основное оборудование установки — к первому.

Первый блок НВАЭС послужил опытно-промышленной базой для проверки правильности заложенных в нем научных и технических основ, проектно-конструкционного их осуществления и технологических режимов эксплуатации, связанных как с топливным и теплосиловым циклами, так и с вопросами обеспечения безопасности всего процесса трансформации энергии деления в электрический ток. Аналогичные технические решения прошли эксплуатационную проверку и на другом реакторепервого поколения (ВВЭР-70), сооруженном в ГДР с участием СССР на АЭС «Райнсберг» и введенном в строй в 1966 г.

Таблица В.1. Сроки ввода в эксплуатацию энергоблоков ВВЭР в СССР (по состоянию на 01.01.86)

Научно-технические исследования, проведенные на I и более усовершенствованном II блоках НВАЭС [5], позволили перейти к проектированию и сооружению серийных энергетических блоков электрической мощностью 440 МВт с реакторами ВВЭР-440 второго поколения. Головные энергетические блоки с реакторами ВВЭР-440 введены в эксплуатацию на НВАЭС (III и IV блоки) [7].
Опыт сооружения и освоения мощности энергетических блоков с реакторами ВВЭР-440, накопленный на НВАЭС, позволил осуществить, начиная с 1973 г., программу ускоренного ввода в эксплуатацию серийных блоков этого типа не только в СССР, но и на АЭС в ГДР («Норд»), НРБ («Козлодуй»), ЧССР («Богунице», «Дукованы»), ВНР («Пакт»), а также в Финляндии («Ловиса»).
Новым этапом в развитии отечественной ядерной энергетики является энергетический блок электрической мощностью 1000 МВт с реактором ВВЭР-1000 третьего поколения с улучшенными техникоэкономическими показателями [9, 10]. Головным блоком из этой серии является V блок НВАЭС.     

Таблица В.2. Основные технические характеристики энергоблоков ВВЭР

* Соотношение физических величин, используемых в книге, и СИ приведено в приложении.
** Данные по Ровенской АЭС.
*** Данные по Балаковской АЭС.

В табл. В.2 представлены основные технические характеристики самых первых и самых последних (серийных) отечественных энергоблоков ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 [7, 10, 11].
Совершенствование ВВЭР и АЭС на их основе шло по следующим направлениям:

1. повышение единичной мощности энергетического блока, что обеспечивало необходимый темп ввода мощностей;
2. использование более мощного и производительного оборудования;
3. упрощение компоновки главного циркуляционного контура и АЭС в целом;
4. снижение стоимости сооружения АЭС;
5. оптимизация теплотехнических параметров;
6. оптимизация топливного цикла;
7. повышение коэффициента использования установленной мощности;
8. снижение себестоимости вырабатываемой электроэнергии;
9. повышение надежности и безопасности эксплуатации АЭС;
10. обеспечение безопасной работы АЭС в сейсмических районах.

Развитие ВВЭР шло путем не только реализации новых научно-технических решений и создания нового оборудования, но и сохранения (при доработке, если это требовалось) оправдавших себя принципиальных идей и конструкций, если их изменение не вызывалось серьезными обстоятельствами. Например, мало изменились габариты корпуса реактора, обеспечивающие транспортабельность его по железной дороге; сохранена форма шестигранных ТВС, содержащих решетку из цилиндрических твэлов принципиально одной конструкции; оправдали себя в качестве стойких материалов циркониевое покрытие твэлов, двуокись урана как ядерное топливо, специальные высокопрочные сорта стали для корпусов реакторов и основного оборудования; удовлетворительны по конструкции парогенераторы горизонтального типа для производства насыщенного пара и т. д. Выбор наиболее удачных и эффективных проектных решений в процессе совершенствования реакторных установок закреплялся в очередной конструкции энергоблока и проходил эксплуатационную проверку и доработку. В итоге мы имеем (даже в пределах одной серии ВВЭР-440 и ВВЭР-1000) определенное разнообразие конструкций поглотителей и приводов ОР СУЗ, внутрикорпусных устройств, главных циркуляционных насосов, парогенераторов, турбин и т. д., отличия в компоновке различных систем и АЭС в целом. Анализ опыта эксплуатации разных АЭС позволил в настоящее время остановиться на двух проектах АЭС, принятых в качестве базовых на перспективу: с унифицированными энергоблоками ВВЭР-440 (в основном для зарубежных АЭС) и серийными энергоблоками ВВЭР-1000 (в основном для отечественных АЭС).
Проиллюстрируем этапы последовательной оптимизации физико-технических характеристик ВВЭР на примере реакторов НВАЭС.
Увеличение мощности блока связано с повышением тепловой мощности реактора и улучшением термодинамического цикла. Увеличение КПД цикла определяется возможностью повышения параметров 1-го и 2-го контуров. Давление насыщенного пара перед турбиной и КПД цикла неуклонно увеличивались по мере совершенствования реакторных установок. В сравнении эти цифры выглядят так:

1. для ВВЭР-210, ВВЭР-70 и ВВЭР-365 давление 29 кгс/см2; КПД цикла брутто 27,7% (в парогенераторе 32 кгс/см2; 236,3 °С);
2. для ВВЭР-440 — 44 кгс/см2, КПД брутто—до 32% (в парогенераторе 47 кгс/см2; 254,9 °С);
3. для ВВЭР-1000 — 60 кгс/см2, КПД брутто 33,3% (в парогенераторе 64 кгс/см2; 278,5 °С).

Давление пара во 2-м контуре определяется температурным напором в парогенераторе и допустимым значением температуры теплоносителя в 1-м контуре. Последняя величина связана с принятыми запасами до температуры насыщения, определяемой давлением в 1-м контуре. Допустимая температура для оболочек твэлов из циркониевого сплава 350 °С [9]. Поэтому в ВВЭР-1000 принято рабочее давление в 1-м контуре 160 кгс/см2 (максимальная температура поверхности твэлов 350 °С) против 125 кгс/см2 (330 °С) в ВВЭР-440, 105 кгс/см2 (315 °С) в ВВЭР-365 и 100 кгс/см2 (305 °С) в ВВЭР-210.
В связи с увеличением мощности блока укрупняется основное оборудование 1-го и 2-fo контуров. Так, электрическая мощность, получаемая с одной циркуляционной петли первого контура, изменялась следующим образом (проектная/фактическая): ВВЭР-210 — 35/46 МВт; ВВЭР-365 —46/52 МВт; ВВЭР-440 — 73 МВт; ВВЭР-1000 —250 МВт.
Укрупнение оборудования требует повышения надежности его работы. Одним из путей обеспечения надежности является упрощение компоновочных решений и принципиальных схем.
Увеличение тепловой мощности ВВЭР-1000 достигается уменьшением неравномерности тепловыделения в активной зоне, повышением расхода теплоносителя через активную зону, увеличением общей длины и поверхности твэлов, уменьшением запасов между рабочими и предельно допустимыми значениями параметров.

По мере увеличения мощности блока улучшается использование теплоносителя 1-го контура. Так, удельный расход теплоносителя на единицу тепловой мощности для ВВЭР-1000 снижается в 2 раза по сравнению с ВВЭР-210. Ниже приведены теплогидравлические характеристики ВВЭР НВАЭС:

Снижение неравномерности тепловыделения по активной зоне достигается оптимальным размещением топлива в реакторе и усовершенствованием системы регулирования мощности.
Увеличение общей длины твэлов и снижение объемной неравномерности тепловыделения позволяют сохранить в допустимых пределах линейную тепловую нагрузку твэлов и тем самым избежать плавления их сердечников при увеличении мощности реактора.
Увеличение расхода теплоносителя через реактор, как правило, сдерживается двумя факторами: несоответствием между ростом мощности и производительности насосных агрегатов, что ведет к увеличению доли вырабатываемой электроэнергии, расходуемой на собственные нужды, и наличием практического предела увеличения скорости в пучке твэлов (6 - 7 м/с) из-за вибраций. Ниже приведены сравнительные гидравлические параметры ВВЭР НВАЭС:

Исследования показали, что предельная линейная тепловая нагрузка при отсутствии плавления сердечников твэлов из двуокиси урана равна примерно 700 Вт/см. Расчетное предельное значение линейной нагрузки для ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 принято 500 Вт/см [9]. Энергонапряженность топлива в ВВЭР НВАЭС характеризуется следующими данными:

Уменьшение запасов между рабочими и предельно допустимыми значениями параметров может быть принято только при следующих условиях:                                                                                 

1. достоверное знание пределов, к которым безопасно можно приблизить реальный процесс. Эти сведения могут быть получены при углубленном исследовании протекающих в реакторе процессов (тепловых, кризисных, гидравлических) и уточнении теоретических моделей и экспериментальных зависимостей. Подобные исследования, в частности, позволили снизить коэффициент запаса до кризиса теплообмена с 3 — 5 (на первых этапах проектирования ВВЭР) приблизительно до 2 (в последующем);
2. устранение неопределенности исходного состояния реактора. Это связано с совершенствованием системы внутриреакторных измерений и повышением точности расчетных методов. Измерения и расчет должны дополнять друг друга, с тем чтобы можно было оперативно получать достоверную информацию;
3. повышение надежности системы теплоотвода.

В реакторной установке ВВЭР-1000 предусмотрены насосы с вынесенными электродвигателями, снабженные маховиками. Это обеспечивает устойчивую циркуляцию теплоносителя через реактор даже при значительных нарушениях электроснабжения насосов. Весь выявленный резерв надежности охлаждения направлен на повышение тепловой мощности реактора. Скорость выгорания топлива при работе на повышенной мощности требует корректировки обогащения, глубины выгорания и периодичности замены ядерного топлива. В ВВЭР-1000 загрузка увеличена до 75 т U02 с обогащением 4,4%, а глубина выгорания (в среднем) повышена до 40 000 МВт · сут/т U.
Приведенные данные свидетельствуют о качественно новом уровне развития ВВЭР.
Безопасное ведение основного технологического процесса на АЭС обеспечивается совершенной конструкцией реакторов и строгим соблюдением режимов их эксплуатации, имеющих свою специфику. ВВЭР как источник тепловой энергии при производстве пара для турбогенераторов АЭС представляет собой «теплообменник» корпусного типа с внутренними источниками тепла.
С другой стороны, режим эксплуатации реактора и АЭС в целом должен учитывать специфичность отдельных звеньев процесса получения тепловой энергии в ВВЭР. С целью повышения термодинамической эффективности паросилового цикла каждого поколения ВВЭР обеспечивалось повышение параметров 2-го и соответственно 1-го контуров, в связи с чем изменялись теплогидравлические и нейтронно-физические характеристики реакторной установки.
Опыт эксплуатации ВВЭР различных поколений подтвердил правильность выбора научно-технических решений, заложенных в конструкции, и режимов эксплуатации реакторов этого типа и показал, что они являются надежными и безопасными источниками тепловой энергии для АЭС, которые по своим технико-экономическим показателям по крайней мере конкурентоспособны с традиционными источниками электроэнергии [7, 9 —12].