Особенности эксплуатации ЯЭР в различных диапазонах уровня мощности

Учитывая специфику реактора, заключающуюся в том, что он может стать критическим и подкритическим при любом уровне плотности нейтронов, контроль за уровнем плотности нейтронов и его изменением следует вести как на работающем реакторе - на уровне рабочих мощностей, так и в выключенном – подкритическом состоянии, что соответствует практически нулевой мощности. При этом плотность нейтронов в интервале от уровня рабочих мощностей реактора до выключенного состояния изменяется на 9¸10 порядков. В настоящее время не существует нейтронных детекторов, способных с одинаковой точностью перекрыть весь этот диапазон. Поэтому весь интервал разбивают на несколько диапазонов, в каждом из которых используются свои нейтронные детекторы. Причем их рабочие диапазоны должны перекрываться, по крайней мере, на порядок. Обычно это три (реже два) диапазона: пусковой - на уровне нейтронного источника, разгона - промежуточный диапазон и энергетический - на уровне рабочих мощностей. Таким образом, в каждом диапазоне плотность нейтронов изменяется на 3 ¸ 4 порядка.

Так для реактора ВВЭР-1000 (В-320) выбраны (в % от номинальной мощности) следующие границы диапазонов:

- пусковой диапазон (диапазон источника) – (10^-7¸ 10^-1)% N _ном;

- промежуточный диапазон – (10^-3¸100)% N _ном;

- энергетический диапазон – (0,1¸120)% N _ном.

При пуске реактора (выводе его из подкритического в критическое состояние), а также на значительном интервале разгона реактор работает практически на нулевой мощности и эффекты реактивности (температурный, мощностной и др.) не проявляются. На этом интервале изменение реактивности обусловлено исключительно перемещением поглощающих стержней. При выводе реактора на энергетический поддиапазон начинают сказываться эффекты реактивности. В первую очередь проявляет себя температурный эффект. Так, если в предыдущем поддиапазоне разгон реактора идет при D k =const<< b, то при выходе в энергетический поддиапазон начинает возрастать температура материалов активной зоны. При отрицательном температурном коэффициенте реактивности, как это имеет место во всех ядерных реакторах, D k начнет уменьшаться и в конечном итоге станет равным нулю. При необходимости дальнейшего повышения мощности необходимо вновь задать избыточную реактивность путем частичного извлечения поглощающих стержней, и процесс уменьшения D k за счет температурного эффекта повторится. Итак, извлечение поглощающих стержней будет производиться до полной компенсации температурного эффекта при выводе реактора из холодного в горячее состояние, соответствующее заданному уровню мощности. Так, в водо-водяных реакторах при выводе из холодного в горячее состояние при среднем температурном коэффициенте - (2¸4)10^-4 D k /°C реактивность уменьшается на 6-12%, что практически соответствует суммарной эффективности компенсирующих стержней. Это означает, как уже отмечалось ранее, что при выводе реакторов этого типа на рабочий уровень мощности механическая система компенсации реактивности (за исключением стержней регулирования) полностью извлекается из активной зоны, а медленные изменения реактивности, связанные с выгоранием топлива, компенсируются раствором борной кислоты в воде.

При работе реакторов в переменных режимах на уровне рабочих мощностей изменения реактивности обусловлены в основном доплер-эффектом, так как заметно изменяется только температура топлива. В реакторах на тепловых нейтронах доплер-эффект, в которых он только и проявляется, отрицательный. Таким образом, при увеличении нагрузки, вызванной заданием положительной реактивности путем соответствующего извлечения регулирующего стержня, мощность будет возрастать только до тех пор, пока избыточная реактивность не будет скомпенсирована доплер-эффектом. В этом проявляется саморегулирование реакторов, обладающих отрицательными значениями указанных эффектов реактивности. В кипящих водо-водяных реакторах к тому же эффекту приводит отрицательный паровой коэффициент реактивности. То же самое происходит и при частичном сбросе нагрузки. Уменьшение мощности, вызванное заданием отрицательной реактивности, будет идти только до тех пор, пока заданная отрицательная реактивность не будет скомпенсирована, например, доплер-эффектом.

Кроме температурного и мощностного эффектов реактивности во время работы реактора в рабочем диапазоне изменение реактивности происходит вследствие ксеноновых и самариевых переходных процессов. Однако последние протекают чрезвычайно медленно, поэтому во время эксплуатации с точки зрения ядерной безопасности необходимо принимать во внимание только нестационарное отравление ксеноном.

Здесь чрезвычайно внимательным надо быть при увеличении мощности реактора (правда возникающий при этом положительный выбег реактивности в значительной мере или даже полностью компенсируется отрицательными мощностными и температурными эффектами) и при снижении мощности, когда уже идет процесс разотравления.

Диапазон пуска охватывает область выхода реактора из подкритического состояния в критическое. Выход осуществляется путем "осторожного" изменения реактивности от отрицательного значения до значения, соответствующего критическому состоянию.

Уровень изменения плотности нейтронов в диапазоне пуска, зависит от скорости выхода из подкритического состояния в критическое. Чем быстрее идет приращение реактивности, тем при меньшей плотности нейтронов реактор достигает критического состояния. Плотность нейтронов, при которой реактор достигает критического состояния, зависит от глубины подкритичности, определяющей плотность нейтронов в подкритическом состоянии.

По достижении реактором критического состояния задается избыточная реактивность D k, которая на всем протяжении разгона реактора должна оставаться меньше b. В этой области особенно тщательно должен контролироваться период peaктора, ибо защиты по уровню плотности нейтронов еще практически нет. Минимальный период в этой области составляет обычно несколько десятков секунд, что соответствует и условиям обеспечения ядерной безопасности, и термической надежности реактора и конструкций I контура, так как абсолютная скорость изменения мощности и теплового потока невелика.

Скорость изменения мощности на энергетическом уровне лимитируется термическими напряжениями и, как правило, выбирается постоянной во всем рабочем диапазоне:

.

(8.34)

Чтобы удовлетворить этому требованию, необходимо пропорционально росту мощности N (t) увеличивать Т, т. е. уменьшать реактивность r. При этом следует помнить, что увеличивать мощность в пусковом режиме со скоростью, допустимой для более высоких уровней, ни в коем случае нельзя, так как это будет соответствовать недопустимо малому периоду разгона. Например, при N ~ 10^-10 % N _ном и dN/d t ~ 0,3 %/c T = N /(dN/d t)» 0,l/0,3» 0,3 с! Однако на энергетическом уровне допустимый с точки зрения ядерной безопасности период T» 30 с неприемлем по причинам теплотехнической надежности, так как чем больше мощность, тем при постоянном периоде больше скорость ее изменения. Например, на уровне 50 % N _ном при T = 30 с dN/d t = N/T = 50/30» 1,7 %/c, а на уровне 90% dN/d t = 90/30=3 %/c!

Такая большая скорость нарастания мощности вызовет недопустимо высокие температурные перепады и связанные с ними термические напряжения в конструктивных элементах I контура и реактора. Таким образом, скорость изменения мощности зависит от конструктивных особенностей ЯППУ. Величина ее составляет 2¸6 % N _ном/мин. b связи с тем, что мощность реактора при ступенчатом высвобождении реактивности r = const меняется по экспоненциальному закону, то для поддержания постоянной скорости изменения мощности система автоматически должна увеличивать период реактора в переходном процессе по мере роста мощности. Это достигается нелинейным во времени перемещением стержней АР.

Так, для серийного реактора ВВЭР-1000 Типовым технологическим регламентом безопасной эксплуатации в диапазоне от 40¸45 % N _ном до 100 N _ном допустимая скорость планового повышения мощности устанавливается не более 1% N _ном/мин, а при уровне мощности меньшем 40% N _ном – не более 6% N _ном/мин (< 3% N _ном/мин для трехгодичной кампании).

Скорость изменений температуры теплоносителя при разогреве (расхолаживании) первого контура ограничивается термическими напряжениями и не должна превышать 20°С/ч при разогреве и 30°С/ч при расхолаживании.

Величина максимально допустимой мощности реактора ограничивается в первую очередь условиями возникновения кризиса теплообмена (критерий – отсутствие кризиса теплообмена на наиболее энергонапряженном ТВЭЛе максимально нагруженной ТВС) и зависит от числа работающих петель (ГЦН) и схемы электроснабжения электродвигателей ГЦН (при применении малоинерционных ГЦН).

Так, при отключении двух ГЦН противоположных петель, тепловая мощность реактора ВВЭР-1000 должна быть снижена с 3000 до 1500 МВт, а при отключении ГЦН двух смежных петель – до 1200 МВт.

На энергоблоках с ВВЭР-440 при применении малоинерционных бессальниковых ГЦН для повышения надежности циркуляции теплоносителя электропитание ГЦН осуществляют от нескольких независимых источников. К числу таких источников относятся: а) основные турбогенераторы АЭС, к которым ГЦН подключаются через понижающие трансформаторы - трансформаторы собственного расхода (ТСР); б) генераторы собственного расхода (ГСР); в) резервные трансформаторы, подключенные к внешним электрическим линиям. Степень надежности этих источников питания различна, поэтому даже для максимального числа работающих ГЦН (шести) допустимая тепловая мощность реактора, в зависимости от принятой схемы электроснабжения ГЦН, изменяется в значительных пределах от 1375 МВт до 480 МВт (35% N _ном).

Допустимая тепловая мощность реактора зависит также от неравномерности энерговыделения в активной зоне. Чем больше значение коэффициентов неравномерности энерговыделения в активной зоне, тем меньше максимально допустимая тепловая мощность реактора.

Поэтому, если в процессе эксплуатации при работе на мощности по результатам контроля выявится, что коэффициент неравномерности по объему активной зоны k_v или неравномерность мощности ТВЭЛов, ТВС превысят допустимые (проектные) значения, то мощность реактора должна быть снижена.