ГЛАВА 6
ВСПОМОГАТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ
§ 6.1. СИСТЕМА РАСХОЛАЖИВАНИЯ
После остановки реактора в ядерной топливе продолжается выделение тепла. Закон изменения тепловыделений имеет экспоненциальный характер, и в принципе процесс расхолаживания активной зоны может быть условно разделен на два этапа. Тепловыделения на первом этапе расхолаживания определяются остаточным потоком нейтронов и зависят от мощности, с которой происходит остановка реактора, а также от скорости и значения вводимой реактивности [131]. Продолжительность этапа составляет 100—150 с, после чего вклад потока нейтронов в общее энерговыделение реактора становится пренебрежимо малым по сравнению с энергией β- и γ-излучения. Первый этап расхолаживания характеризуется резким падением тепловыделений, что предъявляет весьма жесткие требования к динамическим качествам системы расхолаживания.
Выделение тепла в активной зоне реактора на втором этапе расхолаживания определяется только β- и γ-излучением осколков деления топлива, накопившихся в процессе работы реактора на мощности, и может быть рассчитано по зависимости [132] 
где τρ — время расхолаживания, с; тном — время работы на номинальной мощности, с.
На протяжении второго этапа расхолаживания происходит медленное изменение остаточных тепловыделений, и процесс можно рассматривать как квазистатический. Второй этап, продолжительность которого составляет сотни часов, оканчивается, когда тепловыделения и температура твэлов достигнут такого уровня, при котором можно приступить к перегрузочным работам или полностью прекратить циркуляцию газа с последующим сбросом давления в контуре для проведения ремонтных работ или запланированного технического обслуживания. В этом случае предельная температура твэлов может определяться условиями совместимости конструкционных материалов с воздухом.
Принципиальные схемы системы расхолаживания
Система расхолаживания предназначена для отвода тепла от активной зоны реактора после его остановки и должна обеспечивать режим расхолаживания без превышения допустимых температуры твэлов реактора и скоростей изменения температуры различных конструкций. Кроме того, систему расхолаживания реактора можно использовать в режимах перегрузки топлива (характерных для реактора на быстрых нейтронах), а также в режимах энергетического и физического пусков.
Система расхолаживания должна состоять из двух не зависимых друг от друга систем, что продиктовано требованиями ПБЯ-04-74 [133]. Обе системы обеспечивают расхолаживание реактора в экстремальных случаях, связанных с разгерметизацией первого контура.
Первой системой расхолаживания обычно служит основная система отвода тепла от активной зоны, представляющая собой, как правило, n-модульную систему с индивидуальными средствами отвода тепла: газодувка и парогенератор в двухконтурных установках, турбокомпрессорная группа с концевым охладителем в одноконтурных установках. Расхолаживание активной зоны при плановой остановке ЭУ производится с использованием основной системы отвода тепла.
Вторая система расхолаживания, называемая автономной системой расхолаживания (АСР), состоит из нескольких (2—4) петель идентичного оборудования и имеет в своем составе теплообменник и газодувки.
Наиболее трудно организовать режим расхолаживания в БГР, поскольку активная зона этих реакторов обладает существенно меньшей аккумулирующей способностью по сравнению с активной зоной ВТГР той же тепловой мощности. Кроме того, разница между рабочей и максимально допустимой температурой твэлов в БГР также меньше, чем в ВТГР.
Рассмотрим наиболее характерные автономные системы расхолаживания АЭС с реактором GBR-4 и БГР-300. На рис. 6.1 представлена схема теплоотвода реактора GBR-4 [134]. При номинальном режиме работы 1,5% расхода пара из главных парогенераторов распределяются по трем параллельным петлям вспомогательной системы теплоотвода, которые постоянно питают электроэнергией пусковые двигатели главных гелиевых газодувок.
Рис. 6.1. Система теплоотвода реактора GBR-4:
1— дизель-генератор; 2 — петля АСР, 3X50 МВт (тепл.); 3— петля основного контура, 6X600 МВт (тепл.); 4 — главная турбоустановка, 1X1380 МВт (эл.) брутто; 5 — электрическая сеть; 6 — станционный дизель, 3x5 МВт (эл.); 7 — вспомогательная система теплоотвода, ЭХ 18 МВт (тепл.)
После выключения главной турбоустановки и соответственно основных приводов главных газодувок вспомогательные петли продолжают отводить тепло от активной зоны реактора, а привод
главных газодувок осуществляется от пусковых электромоторов при всех аварийных остановках реактора, включая аварии со стержнями СУЗ. На случай отказа главных и вспомогательных петель предусмотрены три независимые петли АСР с теплообменниками мощностью 50 МВт каждый, имеющие свои газодувки с электродвигателями, питаемыми от дизельной установки. Для поддержания удовлетворительного температурного режима активной зоны при расхолаживании предусмотрено регулирование числа оборотов газодувок в соответствии с давлением теплоносителя в контуре и тепловой мощностью. В случае отказа и этих газодувок расхолаживание реактора при сохранении номинального давления в первом контуре может осуществляться с помощью естественной циркуляции. Таким образом, надежный и гарантированный теплоотвод в режиме расхолаживания реактора обеспечивается посредством резервирования системы расхолаживания, применения модульности каждой системы и независимости источников питания газодувок.
На рис. 2.3 приведена принципиальная тепловая схема опытнопромышленной АЭС с реактором БГР-300. При выходе из строя оборудования основных петель отвод тепла от активной зоны реактора производится с помощью четырех петель автономной системы расхолаживания, каждая из которых состоит из теплообменника тепловой мощностью 30 МВт и газодувки. В составе петли предусмотрен инжектор, устанавливаемый в трубопроводе между теплообменником и газодувкой [135].
Оборудование АСР и ее параметры выбираются из условий расхолаживания реактора при выходе из строя основной системы отвода тепла с одновременной разгерметизацией корпуса из ПНЖБ. В этом случае циркуляция газа осуществляется газодувками АСР и инжекторами, причем инжекторы питаются от баллонов системы заполнения и подпитки контура. Результирующий расход гелия через активную зону позволяет расхолодить реактор без превышения предельной температуры основных элементов контура. Методика расчета параметров первого контура в режиме расхолаживания приводится в приложении 4.
Суммарная мощность теплообменников АСР определяется из условия охлаждения зоны без превышения ограничивающих параметров в случае уменьшения массового расхода газа в контуре по причине исчезновения питания на электроприводах основных газодувок или прекращения подачи пара на турбопривод. Массовый расход гелия в этом случае определяется законом падения оборотов (выбега) газодувки и может быть найден по методике, изложенной в приложении 5. Предположим, что при аварийной остановке реактора отключились также главные газодувки. Переходный процесс изменения температуры твэлов может быть описан уравнением апериодического звена первого порядка
где
------- относительный подогрев теплоносителя по
высоте активной зоны; πТ=πΤ.0/G—постоянная времени теплового запаздывания твэлов (функция расхода теплоносителя), с; ΔΤ — подогрев теплоносителя по высоте активной зоны, К);
—квазистатический относительный подогрев.
Изменение мощности реактора во времени аппроксимируется кусочно-экспоненциальной функцией:
где — период реактора, с.
На рис. 6.2 показан переходный процесс изменения параметров активной зоны БГР-300 при гиперболическом законе выбега газодувок, откуда видно, что повышение Т начинается через 30 с после остановки реактора и уже через 80 с достигает значения 0,5Т, а мощность реактора к этому времени составляет 6,2% Qном. Исходя из этого и принимая условие необходимости обеспечить процесс расхолаживания двумя петлями из четырех, а также учитывая, что сброс стержней АЗ может произойти спустя 1—2 с после отключения питания газодувок, суммарную мощность теплообменников АСР выбрали равной 120 МВт, что составляет ~14% Qhom- Суммарная мощность теплообменников АСР обычно
Рис. 6.2. Изменение Q, G, Т во времени при отключении газодувок
принимается равной 7—15% тепловой мощности реактора (нижний уровень соответствует ЭУ с ВТГР), а мощность газодувки АСР 3—8% мощности основной газодувки.
Мощность привода газодувки можно приближенно выразить через подогрев теплоносителя, остаточную мощность и давление газа в контуре следующим образом [см. также зависимость (2.13)]:
(6.1)
где А и В — константы, а n характеризует режим течения: для турбулентного режима n=1,75, а для ламинарного n=1.
Из зависимости (6.1) следует, что затраты мощности на привод газодувки при одном и том же массовом расходе газа тем меньше, чем выше давление в контуре и подогрев гелия в реакторе. Поэтому, если имеется техническая возможность, расхолаживание целесообразно проводить при номинальном давлении в контуре реактора. Отметим, что выбранные параметры АСР позволяют начать расхолаживание уже через 120 с после сброса стержней АЗ при давлении 0,7 МПа, а через 1 ч при давлении 0,3 МПа.
При выборе параметров АСР необходимо учитывать возможность работы реактора на пониженных уровнях мощности без задействования основных петель охлаждения первого и второго контуров. Такой режим работы целесообразно осуществлять, например, при энергетическом пуске реактора. При энергетическом пуске одну или две петли АСР следует оставлять резервными на случай выхода из строя работающих петель.
Рассмотренные системы расхолаживания реактора наиболее характерны для ЭУ с БГР и ВТГР, однако они не охватывают весь возможный спектр технических решений. Отмеченные особенности выбора параметров системы и предлагаемые методики их теплогидравлического расчета носят общий характер и могут быть использованы при проектировании оборудования и системы, выполненных по другим принципиальным схемам.
