книги из ГПНТБ / Сидоренко, В. А. Вопросы безопасной работы ВВЭР к 10-й годовщине пуска первого блока Нововоронежской атомной электростанции

42

зации кризиса в данных условиях, можно провести количественный анализ надежности работы активной зоны в рассматриваемом ре­ жиме.

Второй фактор уменьшения запасов связан с достоверностью

знания параметров, реализуемых в реакторе в интересующих нас условиях. Уменьшение запасов обусловлено совершенствованием измерительных систем, в первую очередь - впутриреанторных из­ мерений, либо совершенствованием расчетных методов. Допусти­ мость того или иного переходного режима определяется не только характером и величиной изменения определяющих параметров в не­ стационарном процессе, но и начальными значениями этих парамет­

ров. Достоверность знания исходного состояния позволяет сокра­ тить запас на его неопределенностьДостаточно сложной и находя­

щейся еще в стадии интенсивного развития является проблема оп­ тимального построения системы внутриреакторных измерений. В

современном и полном виде разработка этой системы овязана с разработкой методов машинной обработки условий и результатов эксплуатации реактора в процессе самой эксплуатации. В этом

случае вариации исходного состояния могут быть оперативно за­ фиксированы, учтены и использованы для возможного или необхо­ димого изменения состояния реактора, например, повышения или снижения общей мощности реакторной установки, чтобы сохранить неизменным располагаемый запас до опасного состояния в ожидае­ мом переходном процеоое.

Формулируя исходные требования в подобной системе внутри-

реанторных измерений,приходится сопоставлять ее возможности с

возможной (с течением времени возрастающей) точностью пряных

расчетных методов, при помощи которых можно поставить в соот­ ветствие любому состоянию реактора значения интересующих нас

43

параметров реактора (например, распределение энерговыделения по объему активной зоны). Поскольку точные расчетные методы весьма громоздки и требуют мощных электронно-вычислительных машн, а организация детальных измерений технически сложна и дорога, оптимальное решение ищется на пути рационального соче­ тания ограниченного объема измерений с применением упрощенных методов расчета,

Погрешность расчетного поля энерговыделения в активной зо­ не, на которую можно опереться в настоящее время, составляет

10% (для максимальных значений энерговыделения); ближайшая за­ дача, стоящая перед системой внутриреакторных измерений, свести эту погрешность к Ъ%.

Третий фактор уменьшения запасов между рабочими и предельно допустимыми значениями параметров - повышение надежности систе­ мы теплоотвода, которое в последовательном ряду проектов АЭС с ВВЭР проявляется в том, что близкие по своей вероятности нару­ шения в системе циркуляции теплоносителя приводят количествен­ но к менее значительным уменьшениям расхода. С точки зрения возможности увеличения тепловой мощности реактора это повышение надежности практически равноценно увеличению расхода теплоноси­ теля (.или точнее - позволяет получить тот же эффект при меньшем увеличении расхода).

Как в первых ВВЭР, так и в установке ВВЭР-440 применены бессальниковые циркуляционные насосы, обладающие малым моментом инерции и потому чувствительные к нарушениям электропитания.

Для того чтобы уменьшить влияние нарушений в энергосисте­ ме на охлаждение реактора в проекте ВВЭР-440 применены генера­ торы собственного расхода (два на блок), от которых (по два от каждого) питаются двигатели ГЦН. Независимость четырех насос-

сов от энергосистемы прежде всего повышает надежность станции.

44

Кроме того, в отличие от первых ВВЭР отпадает возможность одновременного торможения всех насосов; это позволяет уменьшить запасы в системе охлаждения, ориентированные на этот режим.

Следует,однако,оговориться, что выявленные этим путем резервы

впроекте ВВЭР-440 были использованы не для повышения мощности,

адля дальнейшего повышения надежности АЭС: была обеспечена возможность исключить аварийную остановку реактора в случае обесточения одновременно двух ГЦН (что возможно в результате единичного повреждения, т.к. два насоса питаются от одной сис­

темы шин ) и уменьшена возможность одновременного обесточения более чем двух насосов.

В проекте ВВЭР-1000 вместо бессальниковых насосов предус­

мотрены насосы с вынесенными электродвигателями, снабженные,

кроме того, специальными маховиками, что делает циркуляцию воды в первом контуре малочувствительной даже к значительным нарушениям электроснабжения насосов. Весь выявленный резерв на­ дежности охлаждения направлен на повышение тепловой мощности реактора.

Более подробно проблема надежности теплоотвода от реакто­

ра в связи с возможностью уменьшения циркуляции теплоносителя рассмотрена во второй части настоящей работы.

Наглядная иллюстрация количественного влияния различных факторов на возможность увеличения мощности на разных этапах

стираспределения мощности по кассетам активной зоны и изменения связанного с этим распределения расхода воды, - 950 Мвт;

46

3) реализованная тепловая мощность 2-го блока - 1320 Мвт.

Тем самым этот график показывает роль уменьшения радиальной неравномерности тепловыделения на этом этапе модернизации и роль всех остальных факторов.

шенствований кроме изменения конструкции главных циркуляционных

насосов ( с сохранением проектного расхода ВВЭР-1000) - 2500 Мвт| 3) проектная тепловая мощность ВВЭР-1000 - 3000 Мвт. График

показывает влияние больших маховых масс ГЦН в сравнении со все­ ми остальными факторами.

Помимо рассмотренных факторов, являшихся прямыми средст­

вами повышения мощности, необходимо выделить некоторые факто­ ры, ноторые обеспечивают повышение мощности, делают возможным сохранение или улучшение других технико-экономических показате­ лей, поскольку при простом увеличении тепловой мощности эти показатели могут измениться в неблагоприятную сторону.

Повышение тепловой мощности реактора при уменьшении не­

равномерности тепловыделения сопровождается увеличением сред­ них тепловых нагрузок твэл. Существенно большее количество твэл оказываются в условиях, приближенных к предельно допустимым.

47

конструкции тепловыделяющего элемента были также учтены те явления, которые ожидаются при большом выгорании сердечника

(распухание двуокиси, накопление газовых осколков). Последую­ щий массовый опыт эксплуатации тепловыделяющих элементов в реакторах 2-го и 3-го блоков НВАЭС продемонстрировал их высокую надежность, что косвенно подтвердило правильность реализован­ ных изменений конструкции твэл.

Цри увеличении тепловой мощности реактора соответственно увеличивается скорость сгорания урана. Это требует изменения трех характеристик (всех одновременно либо в любом сочетании):

увеличить частоту перегрузки топлива, увеличить глубину выго­ рания топлива, увеличить загрузку топлива в активную зону.

Основной тенденцией развития отечественных ЕВЭР до нас­ тоящего времени, совпадавшей с тенденцией в других странах,

было отрешение совместить перегрузку топлива с годовым про­ филактическим ремонтом АЭС и провести ее в период опада энерго­ потребления, наиболее удобный для энергосистемы. На основании этого вое современные проекты ориентированы на годовой цикл работы реактора между отдельными перегрузками топлива,и это предъявляет соответствующие требования к увеличению загрузки и увеличению глубины выгорания.

Увеличение глубины выгорания топлива само по себе является одним из средств повышения экономичности топливного цикла и будет рассмотрено ниже. Тем не менее технологически достижи­ мая глубина выгорания в та«дне определенный период развития ог­ раничена и реальное соотношение характеристик ВВЭР требует увеличения загрузки топлива при увеличении его мощности выше

500 Мвт эл. в блоке.

48

Как уже было замечено выше, увеличение загрузки за счет роста высоты активной зоны увеличивает скорость теплоносителя и перепад давления на реакторе и, в какой-то мере, ограничено этими факторами. Увеличение диаметра активной зоны ограничено возможностью увеличения диаметра корпуса. В конечном счете в проекте ВВЭР-1000 обеспечена возможность загрузить в активную зону 75 тонн двуокиси урана.

В этой связи следует еще раз подчеркнуть, что концепция железнодорожной перевозки корпуса реактора практически ограни-j

чипа мощность блока ВВЭР значением 1000 Мвт эл. из-за труд­ ностей размещения большей загрузки и в настоящее время уже должна быть отклонена. Должны быть изучены и реализованы друпи способы транспортировки габаритного оборудования (водный путь,

автодороги) пригодные для многих мест расположения атомных электростанций. Увеличение диаметра корпуса открывает возмож­ ность дальнейшего повышения единичной мощности ВВЭР, что эконсь мичеснп целесообразно, и позволяет в случае необходимости

( в целях повышения надежности) в более мощных реакторах уйти по некоторым параметрам от значений близких к предельным или неоптимальных (например, уменьшить скорость теплоносителя, уме!

шить глубину выгорания, увеличить диаметр тепловыделяющего элемента и т.п.).

1.2.2. Уменьшение топливной составляющей стоимости электроэнергии

В осуществленных и разработанных проектах ВВЭР еще не реализовались те направления улучшения топливного цикла, кото]

связаны с ограничением расхода урана и которые оказываются экономически целесообразными при росте цены на уран, когда

49

увеличение эксплуатационных расходов по топливному циклу ком­ пенсируется уменьшением расхода урана.

Основным направлением реализуемого до настоящего времени улучшения экономичности топливного цикла ВВЭР является увели­

чение глубины выгорания топлива.

Положение оптимума топливной составляющей стоимости элект­ роэнергии в зависимости от глубины выгорания определяется соот­

ношением стоимости процессов изготовления тепловыделяющих эле­

ментов, обогащение урана и стоимости химической переработки вн-

горенпего топлива. Не вдаваясь здесь в анализ этой стороны во­ проса, можно лишь подчеркнуть важный для современного состоя­

ния развития ВВЭР результат: оптимальное обогащение топливакак

с учетом химической переработки, так и без учета ее, лежит по крайней мере не ниже 55?. Другими словами, современное состояние

технологии производства тепловыделяющих элементов для ВВЭР, стой­ кость твэл в рабочих условиях должны обеопечивать достижение тех выгораний, которые могут быть получены цри использовании топли­ ва с обогащением по крайней мере до 5$.

В масоовом опыте чнжжгяния топлива в реакторе 2-го блока

НВАЭС при параметрах, близких к реактору ВВЭР-440, уже достигну­

та проектная глубина выгорания - около 28000 Мвт.оут/т в сред­ нем по выгружаемому топливу при максимальном выгорании в сред­ нем по твэлу - более 40000 Мвт.сут/т.

Активная зона реактора ВВЭР-1000 ориентирована на-ореднюю

глубину выгорания 40000 Мвт.оут/т при максимальном выгорании

50

Одна из центральных задач повышения экономичности топлие-

ного цикла - получение требуемого выгорания при меньшем обога­ щении догружаемого топлива. Не касаясь физических деталей оп­ тимальной организации режима выжигания топлива в активной зоне,

подчеркнем один важный внешний признак: количество частичных перегрузок за время полной кампании топлива.

Желательным пределом является непрерывная замена тепловыделяю­ щих элементов, достигших проектной глубины выгорания. Практи­ ческое воплощение этой цели в ВВЭР - периодическая частичная перегрузка.

Первые разработки водо-водяных реакторов были нацелены на непрерывную перегрузку, однако из-за усложнения конструкции и обслуживания реактора, снижения его надежности эти разработки не были доведены до реализации. Оптимальным и устойчивым реше­ нием оказалось применение трех частичных перегрузок, так как в этом случае используется подавляющая часть выгоды от многократ­ ных перегрузок, а длительность рабочего цикла между перегрузка­ ми оказывается близкой к году.

Реактор ВВЭР-1000 имеет возможность работать в цикле с дву­ мя перегрузками за кампанию, обеспечивая выжигание урана с обо­ гащением 3,3% примерно до 27000 Мвт.сут/т, однако это ухудшает топливную составляющую стоимости электроэнергии на

10-15$.

51

Следует заметить, что выработанный к настоящему времени режим трех частичных перегрузок с годовым циклом нельзя счи­ тать удовлетворяющим дальнейшее развитие ВВЭР. Во-первых, уве­ личение количества перегрузок за кампанию до шести позволяет уменьшить топливную составляющую стоимости электроэнергии еще на 6-8%; во-вторых, при развитии масштаба атомной энергетики становится необязательным и даже неудобным привязывать пере­ грузку к летнему минимуму потребления. Важным требованием ос­ тается обеспечение максимального коэффициента нагрузки стан­ ции, во всяком случае - сведение до минимума времени холосто­ го простоя.

С другой стороны, длительность операций по собственно перегрузке даже для тех конструкций реактора, которые рассчи­ таны на перегрузку раз в году, включая расхолаживание и разо­ грев, разуплотнение и уплотнение реактора, все операции по сборке и разборке и по замене выгоревших кассет перегрузочной машиной,.не выходит за пределы 7-8 суток.

Весь этот опыт позволяет признать, что наиболее перспек­ тивным путем увеличения частоты перегрузок является усовершен­ ствование и упрощение существующих методов с доведением, в ка­ честве ближайшей задачи, длительности остановки станции для очередной частичной перегрузки до одной недели. В этих усло­ виях можно планировать перевод всех реакторов ВВЭР на режим с шестью частичными перегрузками за кампанию при полугодовом цикле.