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

72

уменьшении диапазона "слепого пуска". Зто может быть достигну­ то двумя путями: увеличением уровня нейтронного потока в под­ критическом состоянии и снижением контролируемого уровня нейт­ ронного потока за счет повышения чувствительности измеритель­ ных систем.

В проработавшем на мощности реакторе в дополнение к нейт­ ронам от спонтанного деления урана появляется источник фото­ нейтронов в виде дейтерия, присутствующего в обычной воде, об­ лучаемого жесткими гамма-квантами осколков деления. Мощность этого источника составляет около 10^ н/сек (мощность спонтан­ ных нейтронов около 5.10^ н/сек). Искусственный источник фо­ тонейтронов может быть организован помещением в активную зону бериллия. Опыт работы с таким источником был получен на пер -

вом блоке КВАЭС, в первой загрузке активной зоны.

Повторно в реакторе ВВЭР искусственный источник фотонейт­ ронов не применялся, и это оправдывается тем, что в практи -

ческих условиях эксплуатации вполне достаточным является есте­ ственный источник фотонейтронов на дейтерии.

Действительно, помещение в активную зону 42 кг окиси бе­

чески не улучшает контролируемого реактора, нс требует постоя» ных затрат при загрузке топлива.

73

Дальнейшие усилия уменьшить разрыв между контролируемым и фактическим уровнем нейтронного потока в подкритическом реак­

торе бш ш направлены по пути повышения чувствительности штатной измерительной аппаратуры. Внедренная в настоящее время на ВВЭР-440 аппаратура с использованием нейтронных счетчиков, СИЛ-11,

располагаемых в кольцевом водяном баке за корпусом реактора,

в состоянии контролировать нейтронный поток в свежем реакторе

Г)

с уровня подкрктичности около Г!Л0-°. Имеются разработки, по­ зволяющие в дальнейшем еще больше снизить порог чувствительно­ сти-

Наиболее существенные ограничения на возможную маневрен­ ность станции в режимах с большими и части,® изменениями нагруз-

кп может наложить нестационарное отравление реактора, а глав-

ния; -'акторами, определяющими маневренность, являются распола­ гаемый. запас реактивности и возможная скорость ее введения.

Основной запас реактивности, присутствующий в течение все­ го периода работы ВВЭР между перегрузками, это запас на выгора­ ние; он максимален в начале периода и уменьшается до нуля - в

конце.

Для преодоления нестационарного отравления после определен­ ного сброса нагрузки (т.е. для удержания реактора нужное время на новом уровне мощности, требуемом условиями работы станции или графиком изменения нагрузки) необходим определенный запас реак­ тивности, который в зависимоста от момента кампании может ока­ заться больше или меньше располагаемого (оставшегося) запаса на выгорание. Если располагаемый запас больше требуемого

74

Еажно обеспечить ввод реактивности из этого запаса со скоростью не меньшей, чем уменьшается реактивность нестационарным отрав­ лением. Поскольку в настоящее время е о всех ВВЭР (кроме первых)

компенсация запаса на выгорание осуществляется раствором борной кислоты в теплоносителе, возможная скорость введения реактивнос­ ти определяется максимальной скоростью выведения борной кислоты из контура, предусмотренной е проекте. Наиболее доступным и применяемым способом выведения борной кислоты является разбавле­ ние путем замены части раствора чистой водой; скорость вывода

>раствора и подачи чистой воды ограничены схемными решениями

(а также требованиями ядерной безопасности), и потому возможная скорость ввода дополнительной реактивности экспоненциально уменьшается со временем в процессе Еывода кислоты из контура и линейно уменьшается по мере уменьшения концентрации бора в воде

к концу кампании.

Дополнительным запасом реактивности,который может быть реали­

зован при уменьшении мощности,является некоторое снижение темпера­ туры теплоносителя без снижения давления пара или даже дополнитель­

ное уменьшение температуры со снижением давления пара (посколь­ ку температурный коэффициент реактивности-Есегда отрицателен, а

с уменьшением концентрации бора к концу кампании его абсолютная

величина растет). В критической ситуации всякое опережающее

увеличение тепловой мощности способствует "Еыжиганию" избыточных

ядер ксенона и облегчает прохождение йодной ямы. Эти факторы расширяют реальные границы маневренности установки.

Типичные для реакторной установки ВВЭР-440 характеристи­

ки маневренности, рассчитанные в консервативных предположениях,

приведены на рис.1.3-4. Из них е и д н о , ч т о в диапазоне изменен!!!

Мощность, на которую произошел сброс со 100%,

Рис.1.3-4. Характеристики маневренности АЭС с реактором ВВЭР-440 с учетом присутствия управляющей группы кассет в активной зоне.

Учтено изменение температуры воды при сбросе мощности.

76

нагрузок от 100 до 70-75% практически отсутствуют какие-либо ограничения в течение всего времени кампании; в первой полови­

не кампании возможны практически любые изменения мощности; неко­ торые ограничения на режимы изменения нагрузок ниже 70% могут воз­ никнуть во второй половине кампании.Это позволяет использовать

реакторы ВВЭР не только в базовом режиме эксплуатации, но и для отработки суточных и недельных изменений нагрузки энерго­

системы. Анализ изменений нагрузок объединенной энергосисте­ мы Центра показывает, что е течение суток сброс нагрузки сос­ тавляет не больше 20%. Отработка таких изменений нагрузки не

составляет никакой проблемы для АЭС с ВВЭР. Проведенные разра­

ботки показывают, что реакторные установки ВВЭР-440 справляют­

ся и с более сложными графиками недельных изменений мощности,

устанавливаемыми иностранными заказчиками. Па рис.1.3 - 5

приведен пример такого графика для А Х "Ловииза".

Осуществление любого более сложного графика в принципе

может быть обеспечено введением дополнительного оперативного

запаса реактивности, но следует обратить внимание на практи­

ческую нецелесообразность такого способа эксплуатации реактора.

Наличие оперативного запаса реактивности в конце кампании оз­ начает недогорание используемого топлива и искусственное завы­ шение топливной составляющей стоимости электроэнергии, которое может свести к нулю все выгоды от использования данной А Х в режиме регулируемых нагрузок.

Экономически более предпочтительным (с точки зрения себе­ стоимости вырабатываемой электроэнергии)является ре?,сим продле­ ния кампании за счет частичного использования температурного и мощностного эффектов реактивности для компенсации выгорания.

Рис.I.3-5. Изыскание запаса реактивности при работе реактора в соответствии с характерный недельный графикой нагрузки.

78

Этот режим очень характерен для ВВЭР и используется во всех

работающих, установках. После исчерпания проектной длительности кампании АЭС продолжает работать без резких изменений нагрузки с постепенным уменьшением мощности и температуры теплоносителя.

Экономически целесообразный предел уменьшения мощности установ­

мости электроэнергии и находится в районе 50% номинальной.

Немаловажное значение имеет также обстановка в энергосистеме,

допускающая такой режим работы станции перед перегрузкой.

Особо следует рассмотреть вопрос об автоматизации различ­

ных процессов и о роли вычислительных и управляющих машин в процессе управления АЭС с ВВЭР .

Основное направление автоматизации, принятое для первых

агрегатами, объединенными единой технологической схемой. Такой же подход применен и к реактору. Примерами автономного регуля­ тора я е л я ю т с я автоматический регулятор мощности (средней тем­ пературы) или регулятор давления, примером группового управле­ ния - управление компенсационными кассетами, объединенными е группы, которые Еключены в однозначную последовательность с автоматической передачей движения от одной группы к другой.

Кроме этого была осуществлена автоматизация некоторых однозначных процессов, например, расхолаживание реакторной ус­ тановки контуром расхолаживания по заданной программе. Предпри­ нимались попытки автоматизировать и более сложные или ответст­

79

венные процессы, но они были отклонены по различным причинам.

На первоначальной стадии проекта предполагалось на базе

разработанных к тому Бремени различных схем аЕТопуска обеспе­ чить автоматический выход в критическое состояние и стабилиза­

цию на малом уроине мощности. Эта идея была отклонена, посколь­

ку в большинстве случаев пуск осуществляется из неконтролируе­ мого состояния, процедура пуска достаточно проста, но меняется по мере приближения к ожидаемому (и заранее оцениваемому) кри­

тическому состоянию; сам же процесс является ядерно опасным.

Таким образом устройство автоматического пуска освобождает опе­ ратора от очень простых операций, но само должно быть легко дерестариваемым и высоконадежным. В то же время передоверие простой, но ответственной операции автомату уменьшает внимание и бдительность оператора и чревато неожиданными последствиями.

Со времени первых разработок на повестке дня стоит проб­ лема автоматического выравнивания (или корректировки) нейтрон­ ного поля в активной зоне при помощи исполнительных органов системы регулирования мощности и компенсации реактивности. Ос­ новной причиной, почему это не. могло быть осуществлено е реак­ торах ВВЭР первых двух поколений - высокая эффективность и большое влияние на нейтронное поле каждого отдельного органа регулирования. В условиях еще довольно слабого развития систе­ мы внутриреакторного контроля фиксация возникающих деформаций поля эксплуатационными системами измерений оказывается менее надежной, чем расчетное предсказание характера нейтронного по­ ля при каждом определенном расположении органов регулирования.

Сочетание этих двух факторов - сильное Елияние на нейтронное поле и слабая возможность проконтролировать и проанализировать

80

это влияние непосредственно в эксплуатационных условиях - пред­ определило более безопасный способ обеспечения наилучшего расп­ ределения тепловыделения по объему активной зоны: расчетный анализ нейтронных полей при различных возможных положениях ор­ ганов управления, подкрепленный экспериментальными исследова­ ниями на ф и з и ч е с к и х стендах; выбор однозначного порядка движе­ ния органов регулирования в активной зоне; строгое соблюдение назначенного регламента эксплуатации системы управления и конт­ роль результирующего распределения тепловыделения имеющимися эксплуатационными измерительными системами. Переход в реакторе ВВЭР-1000 на менее эффективные органы регулирования в сочета­ нии с разработкой достаточно разветвленной системы внутриреак-

торных измерений, опирающейся на более совершенную систему обра­ ботки результатов этих измерений на эксплуатационных электрон­ но-вычислительных машинах, делает возможным в этих реакторах осуществление идеи автоматической корректировки (оптимизации)

нейтронного поля е о время работы. Практическую остроту этот вопрос приобрел для реактора ВВЭР-1000, е частности, е с в я з и

с проблемой подавления возможных колебаний распределения мощ­ ности из-за нестационарного отравления ксеноном-135. Последую­

щие разработки и опыт эскплуатации позволят оценить плодотвор­ ность этого направления автоматизации управления реактором.

Периое поколение ВВЭР не и с п о л ь з о е э л о электронных машин для управления станцией, что определялось уровнем развития этой техники. Во втором поколении оказалось возможным применить се­ рийные информационные машины, опробованные до этого на тепловых электростанциях (без вычислителей). Одновременно в опытном по­ рядке ведутся разработки использования на установках ВВЭР-440

вычислительных машин в сочетании с усовершенствованием системы

81

внутриреакторного контроля. Установки третьего поколения раз­ рабатываются на основе широкого использования ЭВМ в системе управления и контроля АЭС. При этом, как уже подчеркивалось,

основной потребитель вычислительных возможностей ЭВМ со сторо­ ны реакторной установки - это сиотеыа внутриреакторного конт­ роля, которая в уоловиях уменьшенных запасов до предельных зна­ чений параметров должна обеспечить оператора достаточной ( и

обработанной)информацией о безопасности осуществляемых режимов.

Управляющая вычислительная машина Еовьмет на себя также задачи автоматизации (и оптимизации) отдельных оложных процессов

(например, планируется проведение при помощи управляющей машины пуска турбины). Однако применительно к управлению реакторной установкой за ЭВМ, до получения достаточно разностороннего опыта их использования, оотаетоя роль "советчика оператора".