19. Маневренные характеристики энергоблоков с реакторами разного типа.

Маневренность основного оборудования АЭС определяется пусковыми характеристиками, допустимой величиной регулировочного диапазона и, главное, надежностью работы в нормальных, переходных и аварийных режимах.

При рассмотрении маневренных характеристик ядерных реакторов и другого оборудования ядерной паропроизводящей установки (далее ЯППУ) необходимо учитывать физические особенности реакторов, прочностные характеристики оборудования и циклическую стойкость твэлов к изменениям нагрузки. Эти вопросы, главным образом, и определяют возможности оборудования при использовании АЭС в переменных режимах.

Маневренные свойства АЭС характеризуются следующими основными показателями:

1. Регулировочным диапазоном, определяющим допустимое снижение нагрузки энергоблока с возможностью последующего ее восстановления на прежнем уровне.

2. Допустимой скоростью изменения нагрузки. Скорость изменения нагрузки определяет динамические показатели основного оборудования, которые в совокупности характеризуют маневренность энергоблока. Допустимая скорость изменения нагрузки главным образом зависит от эффективности СУЗ реактора, которая должна удовлетворять требованиям ядерной безопасности.

3. Допустимой скоростью разогрева основного оборудования ЯППУ. Скорость разогрева массивного оборудования (корпусов реакторов, толстостенных сосудов, металлических конструкций, цилиндров и роторов турбин и других узлов) и трубопроводов определяет напряженное состояние оборудования.

4. Продолжительностью пуска энергоблока, т. е. временем от начала пусковых операций до включения турбогенераторов в сеть.

5. Количеством допускаемых изменений нормального режима эксплуатации (числом остановок и пусков ЯППУ, количеством срабатываний аварийной защиты и т. п.).

Обеспечение регулярных снижений нагрузки или остановок энергоблоков АЭС значительно усложняется из-за так называемого нестационарного отравления активной зоны реакторов продуктами деления урана.

Одной из основных проблем, возникающих при решении вопросов обеспечения маневренности АЭС и, в частности, при вовлечении АЭС в суточное регулирование графика нагрузки, является проблема преодоления эффекта нестационарного отравления активной зоны реакторов ксеноном-133. Дело в том, что в процессе работы реактора в твэлах накапливаются продукты деления ядерного топлива, в том числе йод-135. В результате радиоактивного распада йода-135 в активной зоне в значительном количестве образуется ксенон-135.

В реакторе, работающем длительное время на постоянной мощности, концентрация ядер ксенона-135 достигает постоянного значения вследствие установления равновесия между образованием ксенона-135 и его убылью в результате поглощения части нейтронов и радиоактивного превращения в другие нуклиды (выгорание ксенона).

При быстром снижении мощности реактора, т. е. при уменьшении нейтронного потока, выгорание ксенона-135 уменьшается, а превращение йода-135 в ксенон-135 в первый период после снижения нагрузки остается практически па прежнем уровне. В результате этого в активной зоне реактора начнется избыточное накопление ядер ксенона-135, являющихся сильным поглотителем нейтронов. На рисунке 9 показано изменение реактивности реактора ВВЭР-440 при сбросах нагрузки до разных уровней мощности за счет отравления ксеноном-135.

Для поддержания баланса нейтронов в активной зоне на новом сниженном уровне мощности требуется уменьшить общее поглощение нейтронов в реакторе. От того как быстро это делается и какими средствами, зависит маневренность АЭС. Чаще всего это достигается за счет выведения из активной зоны поглощающих стержней СУЗ.

Основная проблема при работе высокоманевренных АЭС - обеспечение термоусталостной стойкости твэлов. На большинстве АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в качестве топлива применяются ТВС со стержневыми твэлами, изготавливаемыми из двуокиси урана в герметизирующей оболочке из циркониевых сплавов. В стационарном режиме работы в сердечнике твэла устанавливается температура в 4-5 раз большая, чем температура оболочки, а кроме того, температурный коэффициент линейного расширения стержня твэла почти в 2 раза меньше, чем циркониевой оболочки. В связи с этим при быстрых изменениях мощности реактора температура оболочек изменяется незначительно (в пределах 20-30 град), а температура сердечника - на сотни градусов (так как при изменении мощности реактора на 1% температура топлива изменяется на 15-20 град), что приводит к возникновению дополнительных термических (и механических) воздействий на оболочки твэлов, которые могут вызвать их разгерметизацию.

При многократном и регулярном колебании нагрузки воздействия на оболочки носят термоциклический характер, что еще в большей степени снижает стойкость твэлов. Поэтому для АЭС, предназначенных для покрытия переменной части суточных и недельных графиков нагрузки, необходимы высоконадежные ТВС специальной конструкции.

Турбины и электрические генераторы для современных АЭС с точки зрения маневренных характеристик должны удовлетворять техническим требованиям, предъявляемым к аналогичному энергетическому оборудованию тепловых электростанций с конденсационными турбинами. Например, турбинные установки АЭС должны допускать ежесуточное регулирование нагрузки в пределах 30-100% их номинальной мощности, нормальные остановки в нерабочие дни (на 24-36 или 40-60 ч) с последующим восстановлением нагрузки со скоростью не менее 0,6-1% N_ном/мин, а также пуск через любое время после остановки как при номинальных рабочих параметрах пара, так и на скользящих параметрах из холодного и горячего состояний.

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.