Увеличение доли ядерной энергетики в полном энергетическом балансе производства электроэнергии с неизбежностью приводит к требованию, чтобы по крайней мере часть АЭС могла работать в режиме так называемых полупиковых нагрузок, т. е. периодически изменять выходную мощность в зависимости от изменения потребностей в электроэнергии. Такая ядерная энергоустановка должна иметь возможность останавливаться на 6—8 ч ежесуточно с последующим набором мощности до максимальной примерно за один час, а также останавливаться на одни-двое суток в нерабочие дни недели. Кроме того, изменение потребностей в электроэнергии в течение рабочего дня делает необходимым периодическое изменение мощности полупиковой электростанции в пределах 30—100% номинальной мощности (регулировочный диапазон) за время 10—20 мин. Небольшие изменения мощности в пределах ±10% должны быть осуществлены достаточно быстро (~ 5 с).
Обеспечение работы в таком режиме современных АЭС с реакторами типа ВВЭР или РБМК связано с определенными техническими трудностями, главными из которых являются термоциклические напряжения в элементах конструкции, возникающие при периодическом изменении мощности реактора, и ксеноновое отравление при уменьшении мощности реактора (так называемая иодная яма). Например, в ВВЭР-1000 температура на оси твэла при изменении мощности от 10 до 100% номинального значения меняется от 600 до 3000°С, что приводит к соответствующему изменению термических напряжений в элементах конструкции твэла. В реакторе типа РБМК массивные графитовые блоки замедлителя еще более чувствительны к изменению термических напряжений при изменении мощности реактора.
Ксеноновое отравление через 9 ч после остановки ВВЭР-1000 приводит к уменьшению его реактивности на 3%, и только через 50 ч после остановки реактора эта реактивность вновь восстанавливается до исходного (в момент остановки реактора) значения. Чтобы запустить реактор через 6—8 ч после его остановки, стержни регулирования должны обладать достаточно большим весом, а это приводит к сильному перекосу тепловыделения в активной зоне. Другой способ компенсации реактивности — периодическое изменение концентрации растворенного в теплоносителе поглотителя нейтронов (например, бора) — трудно осуществить при ежесуточной остановке и запуске реактора.
По-иному обстоит дело для ЖСР с циркулирующим горючим. В реакторах с жидким топливом никаких термоциклических напряжений в самом топливе не возникает, а возможность изменять расход циркулирующего топлива в процессе регулирования мощности позволяет сохранять поле температур в контуре циркуляции топлива постоянным при любом режиме изменения мощности реактора. Возможность непрерывного выведения Хе из топливной соли практически решает проблему «иодной ямы», и, наконец, высокие температуры топлива-теплоносителя (700—900° С) позволяют использовать в ядерной установке газотурбинные преобразователи анергии, для которых режим переменных нагрузок может быть обеспечен значительно легче, чем для паротурбогенераоров.
Исходя из этих особенностей ЖСР, проанализируем, как решается проблема их работы в режиме переменных нагрузок в реакторе типа MSBR, который для рассматриваемых целей может работать в конвертерном режиме без полной переработки топлива.
Динамика MSBR-1000 определяется наличием обратных связей, возникающих вследствие мгновенного отрицательного температурного коэффициента реактивности топливной соли (—3,3·10-5 1/°С) и положительного температурного коэффициента реактивности графитового замедлителя (2,2·10-5 1/°С); изменением концентрации Хе в топливной соли в зависимости от мощности реактора и изменением эффективной доли запаздывающих нейтронов при изменении скорости циркуляции топливной соли через активную зону. Можно показать, что если расход циркулирующего топлива через активную зону реактора изменять в процессе регулирования по тому же временному закону, что и мощность реактора, то поле температур в контуре циркуляции топливной соли остается постоянным при любом уровне мощности [19]. Изменение мощности реактора в этом случае может быть обеспечено соответствующим изменением реактивности р0(t) создаваемой стержнями регулирования. Эта реактивность компенсирует обратные связи и создает в системе результирующую реактивность, обеспечивающую необходимый закон изменения мощности.
Таблица 21
Характеристика режимов изменения мощности ЖСР
В табл. 21 приведены результаты расчетов двух режимов изменения мощности реактора MSBR-1000. Для режима 1, обеспечивающего ежесуточную остановку реактора, выбрана минимальная мощность 0,035 Р0 [Р0=2250 МВт(тепл)], на которой реактор работает в течение ночного останова. Эта мощность используется реактором на собственные нужды; таким образом, реактор в ночные часы находится в горячем режиме, полностью обеспечивая собственные нужды в энергии, расходуемой на принудительную циркуляцию топлива, его переработку, систему регулирования и т. л.
Из табл. 21 видно, что режим I является более напряженным в отношении вводимой в реактор величины реактивности, однако режим II требует большей скорости изменения расхода горючего.
Рис. 36. Изменение мощности P(f), расхода циркулирующего горючего G(t) и реактивности р ЖСР в процессе регулирования при увеличении его мощности (режим I):
1 — полная реактивность системы; 2 — реактивность, вносимая стержнями регулирования; 3 — реактивность, связанная с изменением температуры замедлителя; 4 — реактивность, связанная с изменением эффективной доли запаздывающих нейтронов; 5 — P(f)/P(0) = G(f)/G(0)
Из рис. 36 и табл. 21 следует, что рассматриваемые режимы изменения мощности могут быть сравнительно легко осуществлены в ЖСР. Действительно, скорость изменения расхода топливной соли не превышает 4,7%/мин, что вполне технически реализуемо. Максимальная полная реактивность системы не превосходит Δk/k=0,325·10-3, что в 6 раз меньше минимальной эффективной доли запаздывающих нейтронов βэ=1,8·10-8 (76], а реактивность p0(t) не превышает Δk/k=0,82·10-3, что также более чем в 2 раза меньше βэф. При этом температура топливной соли в процессе изменения мощности не меняется, и поэтому никаких существенных изменений температурных напряжений в элементах конструкции не происходит.
Рис. 37. Зависимость максимальных напряжений в в графитовых стержнях замедлителя от времени его облучения t в MSBR-1000 [37]
Исключение составляют только графитовые стержни замедлителя, в которых при изменении мощности реактора меняется плотность энерговыделения, а следовательно, и температура. Максимальные напряжения в графитовых стержнях замедлителя вследствие термоупругих напряжений и радиационной деформации графита возникают при максимальной мощности реактора и не превышают в MSBR-1000 значения σмакс=35 кгс/см2 (рис. 37). При работе реактора в режиме переменной мощности термоупругие напряжения в графите могут только периодически уменьшаться, поэтому амплитуда изменения напряжений не превышает σмакс.
Предельно допустимые напряжения на разрыв для рассматриваемого в проекте MSBR сорта графита составляют σпр=350 кгс/см2, т. е. имеет место десятикратный запас прочности. При таком большом запасе прочности влияние термоциклирования на прочностные характеристики материалов несущественно. Поэтому нет оснований опасаться, что такие термоциклические напряжения в графите приведут к преждевременному разрушению графитовых стержней замедлителя.
Для обеспечения постоянства температуры теплоносителя и элементов конструкции второго контура с солью-теплоносителем и контура паро- или газотурбогенератора расходы теплоносителей в этих контурах также должны соответствующим образом меняться в процессе регулирования.
Для рассмотренных выше режимов мощность реактора меняется медленно по сравнению с характерным временем изменения температуры графитового замедлителя, которая для конструкции MSiBR-1000 равна 20 с. При быстром изменении мощности за время порядка 5 с температура замедлителя не успевает существенно измениться. В этом случае из- за малой амплитуды изменения мощности (±10%) βэф практически не меняется. Поэтому при таком режиме изменения мощности обратная связь определяется только изменениями температуры топливной соли. Обеспечить этот режим можно двумя путями — перемещением стержней регулирования или изменением расхода циркулирующего горючего.
В первом случае, если расход горючего остается постоянным, новый режим мощности будет обеспечен при другом уровне температуры топливной соли. Максимальное изменение температуры топливной соли при этом не превысит 0,1 ∆Т0=140С, где ∆Т0=138°С— подогрев топлива в активной зоне MSBR при номинальном режиме.
Другой способ регулирования — изменение расхода циркулирующего топлива, которое, благодаря отрицательному температурному коэффициенту реактивности, приведет к изменению мощности реактора. При таком способе регулирования нет необходимости менять положение стержней регулирования.
Рис. 38. Изменение расхода циркулирующего горючего G(t), мощности P(t) и температуры топливной соли δТ(t) со временем в ЖСР при быстром изменении мощности
Из рис. 38 видно, что реактор выходит на новый режим мощности за время около 6 с при максимальном изменении температуры топливной соли не более 10°С, и после окончания переходного процесса температурный режим восстанавливается. Как и при первом способе регулирования, последующее изменение температуры замедлителя должно быть компенсировано регулирующими стержнями.
Таким образом, оба рассмотренных здесь способа быстрых изменений мощности реактора не приводят к существенному изменению температуры топливной соли. Однако регулирование путем изменения расхода горючего, по-видимому, предпочтительнее, поскольку за время изменения мощности (5—6 с) массивные элементы конструкции (корпус реактора и теплообменник) практически не успеют изменить свою температуру, и, следовательно, никаких дополнительных термоупругих напряжений в них не возникнет.
Рассмотрим теперь поведение Хе в реакторе типа MSBR при ежесуточном уменьшении его мощности до 0,035 P0.
В реакторе MSBR-1000 некоторая часть Хе, образующегося при делении урана, проникает в поры графита и не выводится системой отвода газов. Можно графитовые стержни замедлителя изготавливать из более плотного графита, чем предусмотрено в проекте MSBR-1000 (например, стеклографита, для которого коэффициент диффузии газов D=10-12 см2/с), или облицовывать графитовые стержни металлическим покрытием. В этом случае проникновение Хе в графит может быть снижено настолько, что основной вклад в отравление реактором будет давать Хе, находящийся в топливной соли и газовых пузырьках, насыщающих эту соль.
Рис. 39. Изменение мощности реактора P(t) и реактивности Δρ, связанной с изменением концентрации Хе (режим I)
Период выведения Хе в газовые пузырьки, занимающие 0,5% объема топливной соли, 20 с. При номинальном режиме мощности MSBR-1000 газовые пузырьки, содержащие Хе, удаляются из топливной соли в байпасном контуре, где установлен газовый сепаратор. В этот контур отводится 10% потока топливной соли. При уменьшении мощности реактора в процессе его ежесуточного останова (режим I) расход топливной соли через активную зону уменьшается пропорционально мощности реактора, однако расход соли через байпасный контур с газовым сепаратором может оставаться постоянным вплоть до достижения уровня мощности 0,1 Р0. При дальнейшем уменьшении мощности реактора расход топливной соли через сепаратор уменьшается пропорционально изменению мощности.
Для такого режима выведения Хе из топливной соли в процессе ежесуточного останова реактора на 6—8 ч (режим I) в табл. 22 приведены параметры ксенонового отравления реактора, а на рис. 39 показано изменение реактивности со временем вследствие изменения концентрации Хе. Из этого рисунка видно, что максимальное изменение реактивности вследствие ксенонового отравления ЖСР достигается через 15 мин после достижения реактором минимальной мощности и равно Δk/k=—1,42·10-4. Это значение реактивности более чем в 10 раз меньше минимальной эффективной доли запаздывающих нейтронов в ЖСР (βэф=0 1,82 ·10-3). Через 6 ч после выхода ЖСР на минимальный уровень мощности концентрации Хе уменьшается до равновесного значения, а затем продолжает падать, так что увеличение реактивности асимптотически не превысит Δk/k=1,8·10-4.
Таким Образом, выведение Хе из топливной соли ЖСР со скоростью, предусмотренной в проекте MSBR-1000, может практически полностью снять проблему иодной ямы.
