Баклушин Р.П. Эксплуатация АЭС часть I Работа АЭС в энергосистемах; часть II Обращение с радиоактивными отходами

Последняя величина, как уже упоминалось, определяется характеристиками и возможностями основного технологического оборудования – реактора, турбогенератора(ов) и парогенераторов.

Максимально допустимая мощность блока

В технологическом регламенте БН-600 четко оговорена указанная выше максимальная тепловая мощность, на которой может работать реактор. Электрическая мощность в зависимости от сезонных условий может превышать номинальную на 2−3 %.

Работа по обоснованию возможности подъема максимальной мощности РУ блока БН-600 не проводится, поскольку сегодня важнее достижение высокого выгорания топлива.

Для БН-350 допустимый уровень мощности был ограничен из-за неприятностей с парогенераторами сначала величиной 40 % Nном, затем он постепенно повышался, но не превысил 75 %.

Допустимый минимум мощности реактора

При наличии запаса реактивности на выгорание реактор БН-600 может работать во всем диапазоне мощностей, поддерживаемых автоматическим регулятором, – от 0,1 до 100 % Nном.

Допустимый минимум нагрузки турбин

Фактором, определяющим технический минимум нагрузки для стандартных турбин К-200-130 БН-600, является также разогрев выхлопных патрубков при низких расходах пара. При номинальных параметрах пара минимальная нагрузка турбин составляет примерно 30 %.

При пуске блока, как правило, используются «скользящие» параметры. Толчок турбин и включение их в сеть производятся при давлении пара 2−4 МПа и температуре 360−380 °С. Большие объемные расходы пара при пониженных параметрах обеспечивают возможность работы турбины на мощности 20−30 МВт.

Допустимый минимум нагрузки парогенератора

Прямоточные парогенераторы (ПГ) БН-600 по условиям дросселирования трубного пучка обеспечивают возможность стабильной работы, начиная с уровня нагрузки примерно 20 % Nном. Возможна работа ПГ без одной, двух и даже трех теплообменных секций, но

151

это связано с ограничениями по мощности и набору работающих секций.

ПГ БН-350 как ПГ с естественной циркуляцией в пароводяном тракте ограничений по минимальной мощности не имели.

Таким образом, технический минимум нагрузки для блока БН-600 при работе в энергетическом диапазоне составляет примерно 20 % Nном. Соответственно диапазон допустимых мощностей

составляет 20−100 % Nном. Для установки БН-350 техническим минимумом являлась нагрузка 2−3 %, поскольку пар от нее уже при этой мощности мог использоваться в опреснительных установках, работа турбин обеспечивалась начиная с ~30 %.

9.1.2. Регулировочный диапазон

В отличие от тепловых реакторов в БН отсутствует проблема ксенонового отравления. Поэтому если говорить о собственно реакторе, то нижняя граница регулировочного диапазона в случае БН-600 определяется возможностью АРМа (0,1 % Nном). На эту мощность реактор может быть переведен оператором с возможностью восстановления мощности в любой момент в течение всей кампании.

Однако, автоматическое снижение мощности блока предусмотрено только до 67 % в случае отключения одной из петель теплоотвода. Вариант работы блока на двух петлях обеспечивается всем другим технологическим оборудованием.

9.2. Переходные режимы блока

9.2.1. Допустимая скорость разогрева и подъема мощности

Допустимая скорость разогрева основного оборудования РУ БН-600 определяется связанным со скоростью разогрева напряженным состоянием оборудования и трубопроводов. В эксплуатационной документации скорость изменения температуры натрия на выходе из реактора регламентируется величиной 30 °С/ч. Она определяется конструкцией первого контура. Поскольку разогрев РУ идет, как правило, одновременно с подъемом мощности, то эта цифра является одним из ограничений скорости подъема. Другое ограничение, как и в случае ВВЭР, связано с обеспечением работо-

152

способности твэлов и зависит от предыдущего режима работы реактора, но в любом случае скорость подъема мощности не должна

превышать 0,5 % Nном/мин.

Вопросы скачкообразного изменения мощности на величину ±5−10 % применительно к БН-600 никогда не рассматривались. Основной вариант быстрого изменения нагрузки блока БН-600 − срабатывание технологической защиты «отключение одной петли» из-за отказов технологического оборудования в одной из теплоотводящих петель. При формировании такого сигнала блок автоматически переводится на уровень мощности 67 % Nном.

На установке БН-350 проектная величина скорости изменения температуры натрия была 1,2 °С/мин. В реальности она была вынужденно снижена почти в шесть раз из-за высоких напряжений, возникавших в узлах промежуточного теплообменника натрий− натрий. Соответственно этим ограничивалась и скорость подъема мощности. Но как и в случае БН-600, она не должна была превышать 0,5 % Nном/мин.

9.2.2. Другие характеристики переходных режимов исторически не прорабатывались.

9.3.Соответствие маневренных характеристик блока БН-600 требованиям энергосистемы

Сравним реальные характеристики блока БН-600 с требованиями энергосистем, изложенными в гл. 5.

9.3.1.Нормальный режим системы

а) Устойчивая работа в диапазоне 10−100 %

Обеспечивается частично. Блок БН-600 может работать в диапазоне 20−25…100 % Nном в любой момент времени.

б) Частичное снижение нагрузки на ночь и выходные дни

Принципиально возможно. Изменение мощности не противоречит проекту и регламенту. Однако по упоминавшимся выше причинам не применяется. Сегодня блок работает в базовом режиме.

153

в) Скорости увеличения мощности

В процессе пуска блока после остановки скорости подъема мощности ограничиваются напряжениями в турбинах и конструктивных элементах реактора, а также процессами в твэлах активной зоны. Допустимые скорости заметно ниже указанных в гл. 5.

8.4.2. Аварийные режимы энергосистемы

а) Сброс нагрузки до уровня собственных нужд или холостого хода

САР турбин обеспечивает безопасный сброс нагрузки до уровня собственных нужд или холостого хода; но для РУ БН-600 режим экстренной разгрузки не предусмотрен. Возможно лишь отключение одной петли со снижением мощности на ⅓ Nном.

В случае отключения двух петель срабатывает аварийная защита реактора.

б) Работа при отклонениях частоты от стандартной

Режимы в эксплуатационной документации не рассматривают-

ся.

в) Кратковременная работа при пониженном напряжении на шинах собственных нужд

Режим в эксплуатационной документации не рассматривается.

154

Глава 10. ПУТИ ПОВЫШЕНИЯ МАНЕВРЕННОСТИ АЭС

Для повышения маневренности атомных станций принципиально можно идти тремя путями:

1)улучшать маневренные возможности оборудования энергоблоков и активных зон реакторов;

2)обеспечивать переменный режим АЭС за счет включения в технологическую схему энергоблоков систем аккумулирования тепла (САТ). При таком решении сохраняется постоянной мощность РУ и, соответственно, базовый режим работы реактора и парогенерирующего оборудования, но с точки зрения выдачи энергии во внешнюю сеть режим АЭС будет переменным;

3)использовать внешние аккумуляторы энергии (например, гидравлические (ГАЭС)). Возможно создание энергокомплексов АЭС + ГАЭС, в которых некоторые элементы могут быть общими.

Последние варианты конкурируют друг с другом, но размещение ГАЭС ограничивается наличием соответствующего рельефа

местности, а использование САТ − отработанностью схем и режимов и наличием необходимого оборудования.

10.1. Улучшение характеристик оборудования и твэлов

Вопрос об улучшение маневренных возможностей оборудования энергоблока и в особенности твэлов в переменных режимах представляется достаточно очевидным. При изменении мощности реактора меняются технологические параметры РУ (линейная нагрузка твэлов, температура, давление и т.д.) и параметры пара, поступающего в турбину. Допустимые скорости изменения определяются особенностями конструкций оборудования и режима, предысторией эксплуатации, диапазоном изменения величины параметров. Естественно, что все эти величины зависят в значительной мере от типа блока и принятой программы регулирования характеристик. Рассмотрим некоторые элементы блока.

10.1.1. Оборудование РУ

Оборудование РУ влияет на маневренные возможности блоков АЭС в первую очередь с точки зрения возникновения термических

155

напряжений в процессе разогрева и набора нагрузки, в несколько меньшей степени – снижения мощности и расхолаживания. Определяющие эти возможности элементы оборудования уже работающих блоков изменить практически не возможно.

В проектах новых РУ вопросы маневренных свойств оборудования должны рассматриваться и оптимизироваться с учетом, естественно, их влияния на надежность и экономичность установок [44].

10.1.2. Активная зона

Маневренные возможности активных зон ядерных реакторов определяются тепловыделяющими элементами (твэлами) и в меньшей мере − тепловыделяющими сборками (ТВС). Твэл − наиболее ответственный узел зоны, обеспечивающий определенное пространственное расположение делящегося материала, отвод выделяющегося тепла, локализацию продуктов деления и предотвращение контакта топлива и теплоносителя. В реакторе твэлы располагаются группами, объединенными концевыми деталями и иногда чехлом, – ТВС.

Твэлы работают в сложных и тяжелых условиях: при высоких тепловых нагрузках и температурах, больших градиентах температур, высоких механических напряжениях, а также воздействии многочисленных неблагоприятных факторов, ухудшающих механические и физические характеристики материалов твэлов. К последним надо отнести:

•нейтронный поток, вызывающий радиационное повреждение материалов, изменение их механических свойств;

•коррозионную среду как внутри оболочки (продукты деления), так и при некоторых условиях со стороны теплоносителя; возможное эрозионное воздействие теплоносителя;

•радиационное распухание топлива в процессе работы, приводящее к механическому воздействию его на оболочку;

•рост давления газов под оболочкой;

•виброизнос и фреттинг-коррозия.

Наложение на эти факторы циклической усталости оболочек изза знакопеременной нагрузки при периодических изменениях мощности реактора делает условия работы твэлов еще более жесткими,

156

а требования к надежности и работоспособности твэлов – трудновыполнимыми.

Помимо обеспечения работоспособности твэлов при частом изменении их линейной нагрузки маневренные возможности активной зоны реакторов определяются еще и динамикой ксенонового отравления. Последний фактор относится только к тепловым реакторам.

О работоспособности твэлов

Исследовательские и конструкторские работы по совершенствованию твэлов ведутся с самых первых лет развития ядерных реакторов, достигнутые успехи на этом пути неоспоримы, но процесс этот трудный и длительный. Решения до того, как они будут широко использоваться, должны быть подтверждены испытаниями в исследовательских реакторах и практикой эксплуатации АЭС.

Усилия организаций-разработчиков (а ныне – ОАО «ТВЭЛ») направляются в первую очередь на обеспечение геометрической стабильности конструкции ТВС, повышение их ресурса и надежности. Для смягчения проблемы влияния переходных режимов на надежность и работоспособность твэлов, увеличения допустимого выгорания топлива прорабатываются, испытываются и частично уже внедрены в конструкцию твэлов и в режимы эксплуатации реакторов перспективные технические решения.

Разработано несколько поколений ТВС с улучшенными характеристиками. В последние годы ведется большая работа и по обоснованию эксплуатации ядерного топлива в маневренных режимах. Проводится проверка новых решений на АЭС. В докладе сотрудников ОАО «ТВЭЛ» [48] в числе задач ближайшего времени указываются:

• обоснование эксплуатации ядерного топлива ВВЭР-440 в маневренных режимах (первичное регулирование мощности

97,5±2,5 % Nном и вторичное 100 % → 75 % → 100 % Nном);

• экспериментальное апробирование эксплуатации ТВС ВВЭР-1000 нового поколения в режиме суточного регулирования

мощности – 100 % → 75 % → 100 % Nном – и обоснование безопасности работы в таком режиме.

157

Характерно, что в требованиях к топливу для проекта АЭС-2006 прямо предусматривается эксплуатации его в режиме маневрирования мощностью.

Преодоление ксенонового отравления

Поскольку маневренные характеристики зоны ВВЭР и РБМК в значительной мере определяются ксеноновыми процессами, велись поиски решений, позволяющих компенсировать отравление и тем самым улучшить характеристики. Более проработаны, естественно, решения, относящиеся к ВВЭР.

Если говорить о повышении маневренности реакторов, то принципиально в ВВЭР эффект отравления ксеноном может быть преодолен тремя путями:

1)извлечением из активной зоны стержней СУЗ;

2)выводом борной кислоты;

3)снижением средней температуры теплоносителя 1 контура. Возможно также для предотвращения остановки реактора из-за

отравления кратковременно держать его на мощности, сбрасывая пар через БРУ-К или другие БРУ, но неэкономичность этого способа, невозможность его постоянного или длительного использования ясна.

Для действующих реакторов ВВЭР, как уже говорилось выше, используются два способа: вывод из контура борной кислоты и извлечение управляющей группы органов регулирования. Исследовался также способ снижения температуры теплоносителя первого контура.

Если говорить об основном типе реакторов, строящихся сегодня в России, – реакторах типа ВВЭР, то длительное погружение значительной части кластеров в активную зону не допускается из-за получения аксиальной неравномерности энерговыделения. Допустимая же неравномерность, как известно, выбирается исходя из непревышения максимального линейного энерговыделения, что обеспечивает надежность охлаждения зоны и длительную работоспособность твэлов. Борное регулирование в значительной мере снимает проблему неравномерности. Но оно не всегда может обеспечить необходимые скорости изменения реактивности в переходных процессах. Повышение скорости водообмена (удаления бора) дает лишь ограниченный эффект.

158

Запас реактивности на стержнях СУЗ может быть реализован в любой момент и достаточно быстро. Но, как показывает анализ, выполненный применительно к ВВЭР-1000, для активных зон достаточно больших размеров временное пребывание ОР СУЗ в промежуточном положении может стать источником возбуждения пространственного перераспределения энерговыделения в объеме активной зоны (ксеноновых колебаний) из-за местного нестационарного отравления ксеноном. Наибольшие деформации энергораспределения возникают в переходных режимах с умеренным снижением мощности (до 40−50 %) и последующем (через 8−10 ч) восстановлением ее номинального значения.

В стремлении обойти проблему медленного изменения реактивности при борном регулировании и обеспечить требуемые скорости изменения мощности реактора французские специалисты разработали вариант регулирования, использующий «черные» и «серые» стержни СУЗ. Первоначально во французских реакторах мощностью 900 МВт (эл.) использовалась система из 48 кластеров, содержащих по 24 Ag−In−Cd поглощающих элемента (ПЭЛ). Это так называемые «черные» стержни. При переходе к новой схеме в зоне на резервных местах было размещено еще пять ОР СУЗ, а в 12 кластерах 16 ПЭЛ из Ag−In−Cd были заменены на стальные стержни, обладающие заметно меньшей эффективностью. Стержни, выполняющие функцию аварийной защиты (17 кластеров), не принимают участия в регулировании; при работе реактора они постоянно находятся в верхнем положении. А «серые» стержни (12 кластеров) могут перемещаться на всю глубину зоны, не искажая сильно форму нейтронного поля. Именно на них возлагается функция регулирования мощности. В помощь им выделено три группы «черных» ОР (24 кластера). Схема регулирования с «серыми» стержнями была применена и в последующих проектах.

Температурное регулирование

Некоторый оперативный запас положительной реактивности может быть получен за счет снижения средней температуры воды в первом контуре. Техническая возможность этого подтверждена работой блоков в режиме продления кампании с использованием мощностного и температурного эффектов реактивности. Для серийных реакторов ВВЭР-440, например, прирост реактивности за

159

счет отрицательного температурного эффекта в конце кампании составляет 0,05−0,07 %/град.

Снижение средней температуры воды достигается за счет понижения давления в парогенераторах [13, 15]. Этот способ становится более эффективным по мере выгорания топлива и увеличения температурного коэффициента реактивности, в то время как возможности борного регулирования по длине кампании уменьшаются. Температурное регулирование обладает достаточным быстродействием и легко поддается автоматизации. Кроме того, при таком способе регулирования не деформируются нейтронные поля. Однако возможная величина изменения ограничена допустимым изменением давления во втором контуре. Естественно, температурное регулирование может использоваться в комбинациях с другими способами.

Помимо регулирования частоты в энергосистемах и продления кампании температурный эффект можно использовать для минимизации борного водообмена. Фирмой «Вестингауз» [13] предложена и реализована усовершенствованная стратегия следования за нагрузкой, которая заключается в автоматизации совместного воздействия на реактивность механических органов peгyлирования и изменения температуры теплоносителя. Она позволяет поднимать нагрузку со скоростью до 5 % в минуту даже в конце топливного цикла.

При обычной системе peгулирования энергораспределение по высоте корректируется изменением положения ОР СУЗ, а поддержание неизменной мощности обеспечивается изменением концентрации борной кислоты (перекомпенсацией). В усовершенствованной системе, кроме борного регулирования, для этих целей используют также изменение в определенном диапазоне средней температуры теплоносителя в первом контуре. В качестве примера сравним три варианта комбинированного регулирования (борное + температурное):

1)температурное регулирование не допускается;

2)разрешается снижение средней температуры ниже за-

данной максимально на 9 °С при нагрузках ниже 90 % и на 3 °С при полной мощности;

160