Причинами нарушений подачи питательной воды в ПГ могут быть: разрывы трубопроводов и элементов оборудования третьего контура, например деаэратора; ошибочное закрытие отсечной арматуры; неисправность регулятора питания; отключение питательных насосов.
Во всех этих случаях начинается рост температуры натрия на выходе из ПГ, далее на входе в промежуточный теплообменник по второму контуру и, наконец, на входе в реактор. Температура натрия на выходе из ПГ в режиме нормальной эксплуатации поддерживания автоматическим регулятором. Поэтому в первую очередь нужно рассматривать такие нарушения подачи питательной воды, которые не могут быть скомпенсированы работой регулятора. Если прекращение подачи воды происходит в одной из теплоотводящих петель, то по сигналу об увеличении температуры натрия на выходе из ПГ отключается соответствующий ГЦН второго контура, а затем и первого. Этим отключением замедляется рост указанной температуры и, следовательно, предупреждается появление больших термических напряжений в корпусе и выходных трубных досках ПГ, а также исключается повышение температуры натрия на входе в реактор по аварийной петле. Мощность реактора снижается, как и при любом отключении теплоотводящей петли.
При отключении одного из питательных насосов и последующем отказе резервного насоса, который должен запускаться в этом случае, возникает дефицит расхода питательной воды. Это требует снижения мощности петли, если подача питательной воды организуется независимо по разным петлям, или снижения мощности всех петель, если снабжение ПГ водой осуществляется из одного коллектора. Схема с общим коллектором подачи питательной воды в ПГ рассматривается для проектируемых быстрых реакторов при использовании в них одного турбогенератора К-800-130. При этом предполагается также применение турбопитательных насосов вместо электропитательных, работающих в схеме реактора БН-600. При отключении одного турбопитательного насоса мощность реактора снижается с одновременным уменьшением расходов натрия в первом и втором контурах и с поддержанием номинальных параметров пара на входе в турбину. Такой режим экстренного снижения мощности позволяет избежать опасного отклонения температур на выходе из ПГ и в активной зоне реактора. Режим экстренного снижения мощности, еще более глубокого, предполагается использовать и в других аварийных ситуациях, о которых речь пойдет ниже. Нужно отметить, что на АЭС с одним турбогенератором и использованием турбопитательных насосов необходимо принимать во внимание возможность полной потери водоснабжения ПГ. На этот случай предусматриваются дополнительные средства для аварийного расхолаживания реактора. В качестве таких средств выбраны воздушные теплообменники, подключенные ко второму контуру установки. Эти теплообменники, как уже говорилось, должны быть выполнены сейсмостойкими и обеспечивать аварийный теплоотвод в условиях землетрясения.
Еще одним режимом, требующим экстренного снижения мощности реактора, является режим отделения турбогенератора или турбогенераторов АЭС от энергосистемы. Такой режим прорабатывается для проектируемых быстрых реакторов. При отключении высоковольтных воздушных выключателей из-за аварии в энергосистеме турбогенератор АЭС уменьшает свою мощность до уровня мощности собственных нужд. Система регулирования турбины при этом быстро снижает расход свежего пара, предупреждая тем самым ее разгон.
Рис. 70. Зависимость реактивности от времени при снижении мощности реактора типа БН-600 со 100 до 25 % номинальной:
1, 2 - зависимость реактивности от времени при снижении мощности за 50 и 100 с соответственно; 3, 4 - реактивность, которую необходимо при этом ввести поглощающими стержнями с учетом температурных эффектов реактивности
Эта система проектируется таким образом, чтобы при мгновенном сбросе нагрузки с номинальной до нагрузки собственных нужд не допускать срабатывания автомата безопасности. Избыток пара, производимого ПГ и не принимаемого после прикрытия регулирующих клапанов турбиной, сбрасывается в конденсатор и частично в атмосферу через предохранительные клапаны. Для уменьшения потерь питательной воды при этом необходимо как можно быстрее снизить мощность реактора и привести производительность ПГ в соответствие с потреблением пара турбиной. В процессе снижения мощности параметры свежего пара поддерживаются постоянными. Для этого одновременно с мощностью и практически пропорционально ей необходимо уменьшать расходы теплоносителя в первом и втором контурах. Эти расходы регулируются в быстрых реакторах в диапазоне 100 - 25 % номинального. Следовательно, в таком же диапазоне можно поддерживать номинальные параметры свежего пара. Время снижения мощности со 100 до 25 % номинальной выбирается равным 100-150 с. Изменение реактивности при снижении мощности по линейному закону в указанном диапазоне с последующим поддержанием ее на постоянном уровне описывается с помощью введенной в § 2 функции линейного отклика
где Δτ - время снижения мощности. Это изменение реактивности показано на рис. 70. Кроме того, в переходном процессе необходимо компенсировать температурные эффекты реактивности. Поэтому реактивность, которая должна быть введена в реактор для обеспечения заданного закона снижения мощности
, отличается от полученной зависимости
Рис. 71. Отклонения от исходных значений мощностей энерговыделения в ТВС активной эоны реактора БН-600 при подъеме компенсирующего стержня КС-ll в крайнее верхнее положение и одновременном опускании стержня КС-17 в крайнее нижнее положение (длина стрелок пропорциональна отклонению энерго выделения от исходного значения перед перемещением стержней; справа показаны размеры стрелок, соответствующие отклонению энерговыделения на 5 % исходного): <= - рост энерговыделения; ←- снижение энерговыделения
на значения этих эффектов, также являющихся функцией времени (рис. 70). Анализ показывает, что требуемый ввод реактивности может быть обеспечен стержнями автоматического регулятора (PC) и КС. Одно из существенных преимуществ быстрых реакторов, как уже говорилось, состоит в высокой стабильности поля энерговыделения в них. Поэтому даже значительные перемещения отдельных органов управления не приводят к существенным перекосам и искажениям относительного распределения энерговыделения в активной зоне в таком переходном процессе.
Рис. 72. Экстренное снижение мощности реактора со 100 до 25 % номинальной при отделении трубогенератора от энергосистемы: 1,2 - соответственно мощность реактора и расход теплоносителя через реактор, отнесенные к номинальным значениям; 3,4- реактивность и реактивность, внесенная поглощающими стержнями соответственно; 5 - температура натрия на выходе из реактора
В качестве иллюстрации этого на рис. 71 показаны результаты измерений отклонений от исходного значения энерговыделения в отдельных ТВС реактора БН-600 при подъеме одного из КС в крайнее верхнее положение и опускании другого в крайнее нижнее. Даже в таком случае отклонение энерговыделения не превышает 11 % начального. Поэтому в режиме экстренного снижения мощности при поддержании неизменного среднего подогрева теплоносителя в реакторе не возникает опасных изменений температуры в каких-либо ТВС. Результаты расчета переходного процесса в реакторе типа БН-600 при экстренном снижении мощности до 25 % номинальной представлены на рис. 72. Несмотря на высокую скорость снижения мощности и расхода теплоносителя, температура натрия на выходе из реактора поддерживается с достаточной точностью. Автоматическая система снижает мощность реактора до 25 % номинальной. Дальнейшее ее уменьшение до уровня мощности собственных нужд может быть проведено оператором. Режим экстренного снижения мощности, возможно, будет использоваться не только при отделении турбогенератора от энергосистемы, но и при таких отключениях турбины, которые не требуют длительной ее остановки.
