Пути повышения маневренности АЭС.

(1) Для обеспечения стабильной работы реактора на разных уровнях мощности (в широком диапазоне) необходимо на стержнях СУЗ иметь определенный оперативный запас реактивности. Однако на современных АЭС иметь большой оперативный запас реактивности на стержнях СУЗ оказывается невыгодно, и в тех случаях, когда его недостаточно для удержания реактора на новом уровне мощности, реактор останавливается. Приходится ждать некоторое время (до 20-30 ч), пока в результате радиоактивного распада ксенон-135 не превратится в другой стабильный нуклид и реактивность повысится настолько, что реактор можно будет снова пустить в работу.

Создать необходимый оперативный запас реактивности в реакторе можно несколькими путями:

- увеличением начального обогащения ядерного топлива ураном-235 при сохранении заданной глубины выгорания;

- уменьшением глубины выгорания ядерного топлива.

Эксплуатация АЭС с повышенным оперативным запасом реактивности для постоянного поддержания необходимых маневренных характеристик ядерных реакторов вызывает заметное (в 1,5 раза и более) увеличение топливной составляющей себестоимости вырабатываемой электрической энергии.

(2) На АЭС с реакторами ВВЭР лишь небольшая доля запаса реактивности (~1%), предназначенная для отработки быстрых изменений реактивности, компенсируется поглощающими элементами СУЗ, погруженными в активную зону. Основной же запас реактивности компенсируется борной кислотой, растворенной в теплоносителе первого контура.

По мере выгорания топлива постепенно снижается концентрация борной кислоты в теплоносителе так, чтобы поддерживался постоянным оперативный запас реактивности, компенсируемый поглотителями СУЗ. Для высвобождения дополнительной реактивности (например, для преодоления «йодной ямы») необходимо снизить концентрацию борной кислоты в теплоносителе за счет либо разбавления его чистым дистиллятом, либо сорбции части борной кислоты на ионообменных анионитовых фильтрах (на специальных установках для очистки продувочной воды).

Таким образом, маневренные характеристики ЯППУ с реакторами ВВЭР можно улучшить, повышением скорости выведения борной кислоты из теплоносителя первого контура. Скорость выведения борной кислоты существенно зависит от расхода подпиточных насосов, общего объема первого контура и запроектированной продувки теплоносителя.

(3) Для некоторого улучшения маневренных возможностей ЯППУ с реакторами ВВЭР, особенно в конце топливной кампании, целесообразно использовать физическую особенность, заключающуюся в том, что температурный коэффициент реактивности ВВЭР является отрицательным, а поэтому небольшое снижение средней температуры теплоносителя в конце кампании (на 8-10 град) высвобождает дополнительный запас реактивности.

Для серийных реакторов ВВЭР-440 за счет отрицательного температурного эффекта прирост реактивности (в конце кампании) составляет (0,05-0,07) %/град. Такой метод временного увеличения оперативного запаса реактивности опробирован на практике достаточно хорошо на энергоблоках Нововоронежской и Кольской АЭС.

(4) На АЭС, работающих по дубль-блочной схеме, когда с одной реакторной установкой работают два турбоагрегата (как, например, на энергоблоках с ВВЭР-440 и РБМК-1000), имеются более широкие возможности для маневрирования нагрузкой. Например, при необходимости глубокой разгрузки АЭС с экономической и технической точек зрения целесообразнее выводить в резерв только один турбоагрегат, сохраняя в работе ЯППУ на мощности 50% N_ном.

(5) На АЭС с реакторами ВВЭР особенностью режима, связанного с резким сбросом нагрузки (со 100% N_ном до 0 или до уровня собственных нужд), является возникновение несоответствия параметров ЯППУ по первому и второму контурам, что часто приводит к срабатыванию быстродействующей аварийной защиты реактора. Чтобы такие энергоблоки удерживались в работе на сниженных уровнях мощности (вплоть до собственных нужд) на АЭС предусмотрены специальные системы – быстродействующие редукционные установки, которые за очень малое время (десятки секунд) позволяют сбросить излишки пара из второго контура ЯППУ либо в конденсаторы турбин (через БРУ-К), либо в атмосферу (через БРУ-А), тем самым обеспечивая поддержание всех основных параметров ЯППУ (и в первую очередь давления в первом и втором контурах) на заданном эксплуатационном уровне.

Наличие паросбросных устройств расширяет маневренные возможности ЯППУ и энергоблока в целом. Так, в отдельных случаях для суточного регулирования нагрузки можно часть (до 50%) вырабатываемого во втором контуре пара направлять через БРУ-К помимо турбин непосредственно в конденсаторы. Это позволяет при сбросах нагрузки энергоблока до 50% N_ном сохранять мощность реактора на постоянном уровне, исключая (или существенно смягчая) нестационарные явления, связанные с изменением реактивности за счет дополнительного отравления активной зоны ксеноном-135.

Использование такого режима регулирования нагрузки на блоках с реакторами ВВЭР-440 возможно в течение 75% кампании. Однако оно неэкономично, так как приводит к существенному росту топливной составляющей затрат на производство электрической энергии, и не может рассматриваться как перспективное средство для регулирования нагрузки АЭС.

20. Перегрузка реакторов типа ВВЭР (технология, механизмы, безопасность)

Date: 2016-07-18; view: 518; Нарушение авторских прав