Файл: Сидоренко, В. А. Вопросы безопасной работы ВВЭР к 10-й годовщине пуска первого блока Нововоронежской атомной электростанции.pdf

248

Характерным для технологии пуско-наладочных работ ВВЭР яв­ ляется возможность (по условиям теплового баланса) разогрева пер­ вого контура до рабочего уровня температур за счет работы главных циркуляционных насосов. При этом определяющими тепловыми потеря­ ми являются отвод тепла системой охлаадения подшипников И]Ц и по­ тери тепла в системе очистки первичного теплоносителя.

Опыт наладки нескольких блоков показал, что очень важным для сокращения сроков последующих пусковых работ и для обеспечения целенаправленного и безопасного проведения пусковых операций на реакторной установке является предварительная наладка и обкатка турбогенераторов от постороннего источника пара. Эти работы по времени совпадают с наладочными и обкаточными работами на реак­ торной установке, но не связаны с ними. Следует подчеркнуть, что нет никаких принципиальных технологических предпосылок или кате­ горических соображений безопасности, делающих обязательным такой порядок работ, вполне возможна наладка турбин от пара реакторной установки, но опыт подтверждает оправданность организации специ­ ального источника пара для этих целей (котельная, котловагоны,

паровозы и т.п.). Естественно, что этот вопрос решается однознач­ но при развитии действующих АЭС.

Успешное завершение наладочных работ на этапе холодной и го­ рячей обкатки, в силу особенностей конструкции ВВЭР, предопреде­ ляет быстрый пуск установки и освоение атомной станцией проектных показателей.

Основой всей дальнейшей работы по пуску и освоению мощности является проверка работоспособности и готовности к штатной экс­ плуатации систем и оборудования, обеспечивающих безопасное прове­ дение последующих операций на каждом этапе пуско-наладочных ра­ бот. Эта основа определяет формирование этапов , а также цель и.

объем испытательных режимов.

249

Первыми этапами пусковых работ являются загрузка штатной

активной зоны и физический пуск реактора.

Расположение активной зоны ВВЭР в корпусе реактора затрудня­

ет и делает ядерноопасным проведение экспериментов по изучению характеристик активной зоны (с целью уточнения ее комплектации,

уточнения характеристик органов управления и т.п.) непосредст­ венно на объекте. С другой стороны, компактность активной зоны и принципиальная конструктивная простота ее монтажа делают возмож­ ной оперативную сборку полномасштабной активной зоны в любом мес­ те, специально приспособленном для проведения физических иссле­ дований и критических экспериментов. Эта весына ценная особен­ ность ВВЭР позволяет провести всестороннее и тщательное изучение всех возможных характеристик холодной активной зоны без мощно­ сти на физическом стенде, уточнить до начала пусковых работ комп­ лектацию первой загрузки топлива и максимально сократить и упро­ стить работы по физическому пуску на АЭС.

Опыт показал, что полномасштабные исследования активных зон на физических стендах обязательно следует проводить для головных

активных зон новой серии (или единичных экземпляров с резко инди­ видуальными характеристиками), и они не обязательны для первых

загрузок активных зон, не отличающихся между собой по принци­

пиальной структуре. Для этих активных зон полезны и целесообраз­ ны работы по уточнению свойств новых разновидностей топлива (но­ вое обогащение, новый выгорающий поглотитель и т.п.).

Практически на физических стендах ИАЭ им. И.В.Курчатова были изучены полномасштабные сборки только трех реакторов: 1-го блока НВ АЭС, АЭС Вайнсберг и 2-го блока НВ АЭС. Столь же необходимо изучение полномасштабной сборки реактора ВВЭР-1000. В этих усло­ виях на всех станциях о ВВЭР отсутствовали какие-либо препятятвия

250

или принципиальные затруднения по обеспечению проектных показа­ телей АЗС со стороны активной зоны.

Операции по загрузке активной зоны предусмотрены проектом в двух вариантах: покассетно при помощи перегрузочной машины и целиком корзиной, заполняемой кассетами заранее в центральном зале. На практике используются оба варианта, причем для каждого из них назначается процедура загрузки, удовлетворяющая канонам ядерной безопасности. Последовательность установки кассет и ор­ ганов управления' в реактор исключает возможность образования критической массы в случае залива активной зоны чистой водой в любой промежуточный момент загрузки. Первоначальный комплект кассет в корзине, устанавливаемой в реактор во втором варианте также удовлетворяет этому требованию. Дальнейшие операции раз­ личаются для реакторов, использующих борное регулирование, и

без него. Первые загрузки ВВЭР-I, ВВЭР-2 и ВВЭР-3 производи­ лись до полного комплекта в сухой реактор,поскольку в них при введенных органах регулирования обеспечена подкритичность в хо­ лодном состоянии. Затем при обеспечении дополнительных мер ядер­ ной безопасности (контроль нейтронного потока, аварийная откач­ ка теплоносителя) производилось заполнение активной зоны чистой водой. В реакторах ВВЭР-440 после загрузки безопасного комплек­ та кассет производится: залив активной зоны раствором борной кислоты, и после этого перегрузочным мостом активная зона допол­ няется до штатного комплекта при периодическом контроле концент­ рации борной кислоты в реакторе.Последняя часть процедуры анало­ гична штатным операциям, производимым при перегрузках топлива.

Физический пуск первых реакторов (ВВЭР-I и ВВЭР-2) произ­ водился в несколько стадий и включал в себя целый ряд исследо­ вательских задач. На первой стадии были выполнены физические

251

эксперименты на холодной активной зоне с открытой крышкой реак­ тора, дополнившие эксперименты на физическом стенде теми изме­ рениями, которые не позволили выполнить возможности стенда.

В частности, было уточнено влияние па физические характеристи­ ки штатного отражателя и штатных труб АЗ, уточнена последова­ тельность взвода групп кассет аварийной защиты; было проведе­ но изучение эффективности ПАЗ при имитации режимов перегрузки топлива. Вторая стадия проводилась на холодвим реакторе с за­ крытой крышкой при использовании штатных приводов СУЗ. Програм­ ма экспериментов включала измерения интегральных и дифференци­ альных эффективностей отдельных кассет и групп, а также эффек­ тивностей АЗ при различных положениях КК в зоне. Опыты проводи­ лись с использованием борной кислоты различных концентраций. На третьей стадии проводились измерения температурного коэффициен­ та реактивности и эффективностей органов регулирования при раз­ личных температурах теплоносителя.

На последующих блоках ВВЭР после загрузки активной зоны и ее заполнения теплоносителем производится установка и уплотнение

крышки, после чего управление реактором, в том числе и первый выход в критическое состояние производится посредством штатной системы управления и защиты.

Практически, поскольку глубокая подкритичкость реактора с борным регулированием обеспечивается большой концентрацией бор­ ной кислоты, выход в критическое состояние осуществляется при полностью поднятых механических органах СУЗ путем уменьшения концентрации борной кислоты сорбцией на фильтрах и разбавлени­ ем чистой водой. При первом достижении критичности работоспо­ собность штатной аппаратуры измерения нейтронного потока контро­ лируется специальным лабораторным комплектом пусковой аппаратуры.

252

195 .

На серийных реакторах ВВЭР-440 перед первым физическим пуском ставятся в основном чисто эксплуатационные задачи: проверка и наладка контрольной аппаратуры.проверка в эксплуатационных ус­ ловиях работы системы управления и защиты, контрольная провер­ ка сцепленности приводов СУЗ с кассетами,контрольная проверка симметричности загрузки топлива в активную зону; эксперимен­ тально проверяется ряд важных эксплуатационных характеристик,

таких как эффективность борной кислоты, температурный коэффи­ циент реактивности, и в первую очередь - при наличии максималь­ ной концентрации борной кислоты (при разогреве и расхолажива­ нии контура). Попутно в ходе физического пуска получается допол­ нительный экспериментальный материал, необходимый для контроля и уточнения расчетных методик. На этом этапе экспериментов разо­ грев теплоносителя производится так же, как и при обкатке обору­ дования, за счет работы главных циркуляционных насосов, чтобы результаты изменений не были искажены мощностными эффектами ре­ активности (допплер-эффект и отравление).

Физический пуск реактора переходит непосредственно в энер­ гетический пуск станции, и поэтому перед выходом в критическое состояние (после загрузки активной зоны и уплотнения реактора)

осуществляется весила ответственный этап пуско-наладочных работ:

комплексная проверка работоспособности систем защит и блокировок реакторной установки (аварийной защиты реактора; блокировок,

действующих после срабатывания АЗ; блокировок, защищающих основ­

ное оборудование - реактор, Щ Н , парогенераторы и др.; блокиро­ вок по системам подпитки первого контура, промконтуру и другим вспомогательным системам реакторной установки; блокировок по включению источников,-падёжного энергопитания). На этом этапе про-

изводится чистовая проверка всех систем, за-исключением тех., ко-

2 5 3

торне технологически могут быть налажены и вклотены в работу только при работе на мощности. Ваботоспосооность всех проверен­ ных систем ибеспечивает безопасное проведение работ по выходу реактора в критическое состояние и дальнейшему увеличению мощно­ сти до следущего этапа испытаний.

В ходе физического пуска (до начала разогрева контура) про­ водится натурная проверка работы системы аварийного ввода бора но каждой из линий с фиксацией изменения реактивности реактора в ре­ зультате увеличения концентрации борной кислоты.

После завершения измерений на минимально-контролируемом уровне мощности производится при работающих главных циркуляцион­ ных насосах увеличение мощности реактора до уровня, обеспечиваю­ щего разогрев реакторной установки до рабочей температуры со ско­ ростью около 20°С в час, и затем - стабилизация в состоянии горя­ чего резерва.

Следует обратить внимание на этот первый режим разогрева реактора собственным теплом.

До выхода на энергетический уровень мощности работа реактора контролируется только по измерителям нейтронного потока, которые к абсолютному уровню мощности привязываются в результате пересче­ та результатов активационных или иных измерений в активной зоне на минимально-контролируемом уровне при известном расчетном значении

номинального нейтронного потока.Неточность такой градуировки и воз­ можная нечеткость работы нейтронных измерителей в самый начальный период их эксплуатации таит в себе опасность выхода в процессе по­ вышения мощности на неожиданно высокие уровни (с ошибкой в не­ сколько раз). Режим разогрева реактора собственным теплом позволя­

254

ет осуществить надежную и безопасную первичную тарировку нейтрон­

ных измерителей мощности по теплу, при этом процесс уверенно!

удерживается в рамках известных уровней тепловой мощности за

счет контроля скорости изменения температуры первого контура.

Надежной мерой тепловой мощности реактора при реализуемых скоро­ стях разогрева является суммарная теплоемкость воды и металла первого контура и парогенераторов, которые известны с досточно высокой для нужд этого эксперимента точностью. Получение надеж­ ных данных по тарировке измерителей мощности на этом этапе очень важно для контролируемого и безопасного осуществления последую­ щих операций по разогреву второго контура и пуску турбины, посколь­ ку потребление пара на эти операции монет колебаться в очень ши­ роких пределах и практически не поддается учету. (Вариации со­ стояния оборудования турбогенераторной установки позволяют очень

широко вариировать потребление пара на разные нужды: прогрев па­

ропроводов, разогрев воды в деаэраторах, работа основных и пуско­

вых эжекторов турбины, холостой ход турбины и т.д.; кроме того

нужно учесть наличие на каждом блоке минимум двух турбогенерато­ ров). В качестве вспомогательного средства оперативной тарировки нейтронных измерителей мощности может быть использован опробован­ ный при пуске реакторов ВВЭР-440 метод измерения кислородной ак­ тивности первичного теплоносителя, либо показания датчиков систе­ мы внутриреанторных измерений, которые дают достаточно точную ин­ формацию об абсолютном уровне мощности при известном номинальном значении нейтронного потока в активной зоне. Однако в настоящее время еще отсутствуют эксплуатационно удобные системы оператив­ ного контроля, основанные на этих измерениях.

Из состояния горячего резерва мощность реакторной установки увеличивается до уровня 3-10 % для осуществления последующего

255

этапа тарировки измерителей мощности; при этом возможна подача пара на технологический конденсатор в рамках его производитель­ ности (2$ тепловой мощности реактора на установках ВВЭР-440),

либо на турбогенератор для его разворота и первого включения в сеть (для ВВЭР-440 - включение в сеть одного турбогенератора с электрической нагрузкой около 10 Мвт). Этот уровень мощности можно считать совершенно безопасннм в условиях работоспособной,

системы аварийной защиты реактора без каких-либо надежных сред­ ств аварийной циркуляции теплоносителя.

Следующим этапом испытаний установки, обеспечивающим даль­

нейшее увеличение мощности, является контрольная проверка режима естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре. Как правило, проверка проводится в два этапа. Первоначально при уровне мощности менее 0,1% отключаются ГЦН,и за счет увеличе­ ния отбора пара из парогенератора начинается расхолаживание пер­ вого контура, в результате чего возникает движущий напор и цир­ куляция теплоносителя; начавшаяся циркуляция фиксируется по по­

явлению разности температур в горячей и холодной нитках петель

и поддерживается постепенным повышением тепловой мощности реак­ тора до стабилизации процесса. Предельным уровнем мощности с естественной циркуляцией теплоносителя, считается такой уровень,

при котором устанавливается номинальная разность температур в петлях (20-30°С). Поднимать мощность выше уровня 4-5% не реко­ мендуется. На втором этапе мощность снижается в 2 раза по отно­ шению к достигнутой максимальной, включаются все ЩН , и после стабилизации параметров все ГЦН одновременно отключаются; фик­ сируется процесс выхода на естественную циркуляцию при уровне тепловой мощности около 2%.