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

256

Подтверждение надежной естественной циркуляции в контуре позволяет повысить мощность до уровня, при котором безопасный отвод остаточного тепла после аварийной остановки реактора пол­ ностью обеспечивается естественной циркуляцией теплонооителя.

При проектном состоянии активной зоны (в частности, проектом значении неравномерности тепловыделения) этот уровень мощности для реактора ВВЭР-440 при 6 работающих П Щ составляет около 35$,

но в период пуско-наладочных работ устанавливается примерно двойной запас на неопределенность исходного состояния реактора.

В результате после проверки режима естественной циркуляции ре­ актор может быть выведен на уровень 15-20$. •

На этом уровне мощности начинается наладка и включение в работу некоторых важных регуляторов: автоматического регулято­ ра мощности реактора, регуляторов уровня в парогенераторах и др.

Наладка регуляторов продолжается и на последующих уровнях мощ­ ности, но достигнутый уровень позволяет такую наладку начать.

Мощность 17$ в шестипетлевом реакторе позволяет опробовать на полную паропроизводительность поочередно каждый парогенератор и одновременно включить в работу с малой электрической нагрузкой все турбогенераторы.

Основное испытание, проводимое на этом этапе - комплексное опробование всего оборудования и всех систем станции в режиме полного обесточения. При проведении режима полного обесточения провернется работа всей автоматики и блокировок по системе на­ дежного питания, все резервные источники напряжения, опробует­ ся работа Щ Н от выбега турбогенераторов, проверяется:>длитель­ ность выбега и подвверждается надежность аварийного охлаждения активной зоны в условиях наиболее сложного нарушения в электро-

257

снабжении собственных нужд АЭС.

После экспериментального подтверждения отлаженное™ и рабо­ тоспособности всех этих систем , не остается ограничений для дальнейшего увеличения мощности до номинальной - со стороны обеспечения надежной циркуляции теплоносителя. Вслед за этим ис­ пытанием мощность реактора поднимается до 30-35$, и на этом уровне в основном завершается введение в работу автоматических регуляторов на реакторной установке. Начиная с уровня 20-30$

проводится систематическое изучение поля тепловыделения в актив­ ной зоне, чтобы подтвердить соответствие его проектному. Даль­ нейшее повышение мощности станции оцределяется состоянием обо­ рудования и подтверждением его работоспособности при характер­ ных эксплуатационных режимах (работа регуляторов турбины при увеличении и сбросе нагрузки и изменении параметров пара, работа устройств ограничения тепловой мощности реактора при отключении одного или двух ГЦН, работа сбросных устройств пара в конденса­ тор турбины и в атмосферу, работа системы регенеративного подо­ грева питательной воды во втором контуре и т.п.). Устанавлива­ ются еще два промежуточных этапа наладочной эксплуатации АЭС на мощности 50-55$ и около 75$.

На уровне 50-55$ каждый из турбогенераторов проверяется при работе с полной нагрузкой и проектномсостоянии всей системы ре­ генерации. Уровень 75$ является контрольным уровнем для провер­ ки состояния активной зоны реактора перед выходом на проектную мощность.

Результаты основных испытаний и измерений, проводимых во время пуско-наладочных работ, обсуждаются в предыдущих разделах.

258

При отсутствии значительных дефектов в оборудовании для осуществления всех необходимых испытаний и проверки работы стан­ ции на променуточных уровнях требуется около трех месяцев (между первым пуском и выходом на проектную мощность). Именно такой срок понадобился для освоения проектной мощности на первом блоке НВАЭС;

на АЭС Райнсберг, где установлен один турбогенератор, ото время составило 50 суток; 4-й блок НВАЭС, на котором были своевременно устранены основные дефекты оборудования, выявленные цри пуско­ наладочных работах на 3-м блоке, указанный период занйл менее трех месяцев. (На головном блоке ВВЭР-440, 3-м блоке НВАЭС осво­ ение проектной мощности потребовало около шести месяцев.)

На рис. 2.6 приведен график изменения мощности реактора и А Х в период пуско-наладочных работ на I-м блоке НВАХ.

.Отработанная схема пуско атомных электростанций с ВВЭР зафик­ сирована в типовых документах для серийных блоков ВВЭР-440; "По­ этапная программа пуска АЭС с реактором ВВЭР-440", "Типовая про­ грамма пуска А Х с реактором НВЭР-440". Изложенная процедура обес­ печивает безопасный пуск и освоение проектных показателей на лю­ бом однотипном блоке АЭС с ВВЭР.

Р и с . 2 . 6 - 2

Рис. 2.6-6

Р и с ,2 . 6 - 7

Рис.2.6-8

2G7

З А К Л Ю Ч Е Н И Е

Обобщение опыта создания отечественных водо-водяных энер­ гетических реакторов для атомных электростанций позволяет под­ вести следующие общие итоги:

1. В результате разработки, сооружения и освоения нескольких разновидностей реакторных установок ВВЭР создан надежный источник энергий для атомных электростанций, который по своим экономическим показателям является конкурентоспособным с традиционными источни­ ками электроэнергии в европейской части и в других районах СССР

и, кроме того, получил широкое распространение в ряде других стран. 2. Разработан энергетический блок ВВЭР-1000, удовлетворяющий

по своей мощности экономическим показателям, эксплуатационным ха­ рактеристикам и безопасности потребности развития отечественной атомной энергетики на следующий период.

3. Атомные энергетические установки с ВВЭР цросты, надежны и безопасны в управлении и эксплуатации, обладают хорошими маневрен­ ными характеристиками, позволяющими использовать их не только в базовом режиме, но и в условиях недельного и суточного регулиро­ вания нагрузки.

4. Развитие научно-технических решений, положенных в основу конструкции ВВЭР различных поколений, обеспечило значительное улуч­ шение технико-экономических показателей установок, среди которых, в

частности, следует отметить уменьшение объемной неравномерности тепловыделения с 4,8 на первом блоке до 2,4-2,35 на последних бло­ ках, сопровождавшееся увеличением энергоналряяенности топлива:

улучшение использования циркулирующего в первом контуре тепло­

с последующим доведением среднего выгорания

вВВЭР-1000 до 40000 Мвт.оут/т урана

5.Разработаны средства дальнейшего улучшения безопа атомных электростанций и, в частности, средства нейтрализации

потенциальной опасности АЭС при их массовом распространении в

отечественной энергетике.

Техн. редактор Е .Д . Маркова

Т-14850. 1С.09.74 г. Формат 60x90/16 Уч-изд. л. 16,46. Тираж 200. Заказ 1120

Цена 1 руб. 65 коп. ОНТИ. ИАЭ-2448