Наладка и эксплуатация оборудования АЭС

регуляторов турбины. В то же время за 1 мин роторы генераторов приемной системы повернутся на 360° относительно роторов генераторов передающей системы. Критическое же значение фазового угла 90° будет достигнуто за 5 с. Приведенный пример показывает, что для предотвращения аварийной ситуации нужна ликвидация дефицита мощности за очень короткое время.

Безусловно, важное значение имеет повышение надежности линий электропередачи. Однако это непростая задача. Главные причины аварийных ситуаций – ложные срабатывания и отказы коммутационной аппаратуры, обрывы линий электропередачи под влиянием гололеда, налипания снега, сильного ветра, короткие замыкания из-за пробивания воздушного промежутка между фазами при повышенной влажности воздуха в результате сближения проводов из-за порывов ветра и пр. Надо всемерно добиваться повышения надежности релейной защиты, коммутационной аппаратуры с тем, чтобы свести к минимуму их отказы. Наиболее трудно бороться с авариями, вызванными стихийными явлениями.

Увеличения запаса пропускной способности линий электропередачи повышает надежность тех линий, которые в аварийной ситуации остались в работе. Однако оно связано со снижением передаваемой мощности в нормальных режимах, что уменьшает экономическую эффективность использования линии. Следует также иметь в виду, что на практике развитие электрической сети нередко отстает от ввода новых энергетических мощностей и источников потребления энергии. Вследствие этого запас пропускной способности таких линий электропередачи со временем сокращается. Поэтому главные пути предотвращения аварий в энергосистемах

– воздействие на энергетические агрегаты или сокращение энергопотребления.

Роль энергетических агрегатов в противоаварийном управлении энергосистемами. При возникновении аварийных ситуаций необходимо экстренное регулирование мощности энергоблоков с целью сохранения устойчивости параллельной работы отдельных электростанций или энергообъединения в целом. Выявление авариной ситуации производится противоаварийной автоматикой энергосистемы. Она же вырабатывает команды (управляющее воздействие) на изменение мощности энергоблоков, вводимую в обычно применяемые электрогидравлические системы регулирования турбин через быстродействующие электрогидравлические преобразователи.

Условия возникновения системных аварий и способы их ликвидации разнообразны. Так, при отключении межсистемной связи возможно выделение изолированной энергосистемы с избытком мощности. Для

предотвращения чрезмерного повышения частоты в ней требуется быстрое уменьшения генерируемой мощности. Если образовалась изолированная энергосистема с дефицитом мощности, необходимо быстрое увеличение мощности, вырабатываемой турбоагрегатами. В тех случаях, когда эффективность этого оказывается недостаточной для предотвращения глубокого снижения частоты, приходится прибегать к отключению части потребителей автоматической частотной разгрузкой.

Типичны аварийные ситуации, при которых отключение какой-либо линии электропередачи приводит к выделению нескольких энергосистем, соединенных между собой слабыми связями. Наибольшие трудности представляет при этом случай аварийного дефицита мощности в выделившейся части энергосистемы. При этом быстро возрастает взаимный фазовый угол линии электропередачи, что может привести к нарушению устойчивости параллельной работы отделившихся энергосистем. Для предотвращения этого необходимо увеличение мощности, вырабатываемой агрегатами приемной системы, в течение одной или нескольких секунд. Повышению устойчивость объединенной энергосистемы при подобных авариях способствует также кратковременная разгрузка агрегатов передающей системы, приводящая к некоторому общему снижению частоты в энергообъединении. Действие регуляторов частоты вращения энергетических агрегатов в этом случае должно блокироваться противоаварийной автоматикой. Скорость снижения мощности должна быть не меньшей, чем при экстренном ее наборе.

Требования к динамическим характеристиками энергетических блоков.

Следует четко представить, что эти требования носят ориентировочный характер, так как вследствие разнообразия аварийных ситуаций и предаварийного состояния энергосистем затруднительно однозначно ответить, какова должна быть приемистость агрегатов для предотвращения системных аварий и на какие аварии необходимо ориентироваться при этой оценке. Прежде всего надо иметь в виду, что формулирование этих требований представляет собой технико-экономическую задачу, при решении которой должны сопоставляться затраты, связанные с повышением приемистости блоков и быстродействия их систем регулирования, и экономический эффект от предотвращения тех или иных системных аварий. Оценка последнего на стадии проектировании блоков с учетом вероятного характера аварий в энергосистемах крайне затруднительна. Кроме того, надо учитывать, что при существующих конструкциях основного оборудования энергоблоков и их тепловых схемах в отдельных наиболее тяжелых аварийных ситуациях никакое реально достижимое повышение приемистости не предотвратит

аварии. В других же ситуациях авария может предотвращена при сравнительно медленном изменении мощности (даже за десяти секунд).

Первая группа требований регламентирует поведение энергоблоков при синхронных качаниях электрической мощности и частоты в энергосистемах, которые в ряде случаев возникают при периодических возмущениях в энергосистеме. Сами по себе эти качания при небольших амплитудах колебаний могут не представлять не представлять опасности для устойчивости энергосистем. Однако в процессе синхронных качаний возможно самопроизвольное снижение мощности энергоблоков. Это обусловлено неодинаковыми скоростями перемещения регулирующих клапанов турбин в сторону закрытия и открытия, наличием упоров, ограничивающих возможное открытие регулирующих клапанов турбин, и другими причинами. Снижение мощности блоков может увеличить амплитуду колебаний мощности в энергосистеме и само явиться источником системной аварии. Поэтому к энергоблокам тепловых и атомных электростанций предъявляется требование, чтобы при длительных синхронных качаниях средняя мощность турбины не снижалась более чем на 10-15% ее исходного значения и не повышалась более чем на 5%.

Вторая группа требований относится к энергоблокам передающей энергосистемы, отделившей при отключении межсистемной связи с избытком вырабатываемой мощности, а также к агрегатам передающей системы при возникновении дефицита мощности в приемной части энергообъединения. В обоих случаях необходимо быстрое снижение мощности турбин. Требования к скорости снижения мощности не отличаются от аналогичных требований при полных сбросах нагрузки. При этом должна быть обеспечена возможность сколь угодно длительной работы блока при новом значении мощности в пределах регулировочного диапазона. Если же мощность снижена до значений, выходящих за пределы регулировочного диапазона, должна быть допустима кратковременная работа блока с этой мощностью с последующим ее восстановлением до значений, лежащих в пределах регулировочного диапазона.

В тех случаях, когда причиной системной аварии является короткое замыкание в линиях электропередачи, необходима быстрая импульсная разгрузка турбин. Третья группа требований определяет необходимые импульсные характеристики турбины. При этом должна быть обеспечена возможность регулирования в широких пределах глубины и скорости изменения мощности за счет подачи управляющих воздействий различной интенсивности. Запаздывание начала снижения мощности не должно быть более того значения, при котором через 0,1 – 0,2 с после подачи управляющего

воздействия мощность турбины уменьшится не менее чем на 5% номинального значения. В дальнейшем мощность турбины должна снижаться от уровня, соответствующего 95% номинальной, до мощности нагрузки собственных нужд не более чем за 0,5 – 0,7 с, при этом в интервале от 95 до 50% - не более чем за 0,3 с. Для уменьшения степени возможного переторможения генератора восстановление мощности должно начаться не позже, чем через 0,2 – 0,3 с после подачи воздействия на обратное увеличение мощности.

Четвертая группа требований определяет скорость набора мощности энергоблоками при ликвидации аварийных дефицитов мощности в приемных энергосистемах или системах, отделившихся от энергообъединения с дефицитом мощности. Такие блоки должны обеспечивать быстрое увеличение вырабатываемой мощности на 10% за 1 – 2 с.

Поскольку требуемая для предотвращения системных аварий скорость изменения мощности не может быть достигнута на гидроэлектростанциях, основная тяжесть противоаварийного управления энергосистемами ложится на паровые турбины тепловых и атомных электростанций. Увеличение доли АЭС в общей установленной мощности энергосистем остро ставит задачу привлечения их агрегатов к противоаварийному управлению энергосистемами. Для агрегатов АЭС задача предотвращения или локализации системных аварий представляется еще более важной, чем для ТЭС. Это связано с необходимостью аварийного расхолаживания реактора после полного его останова. Как показывают уроки крупных системных аварий, при этом возможно полное прекращение внешнего энергоснабжения собственных нужд станции. Хотя для отвода теплоты от активной зоны реактора в течение промежутка времени до запуска и разворота двигателей внутреннего сгорания, обеспечивающих аварийное энергоснабжение собственных нужд, применяют специальные средства (выполнение главных циркуляционных насосов с большими маховыми массами, использование энергии выбега турбогенератора при его остановке для питания главных циркуляционных насосов и др.), участие агрегатов АЭС в противоаварийном управлении уменьшает опасность развала энергосистемы и тем повышает надежность самой станции. Принципиально скорость изменения нагрузки у турбоагрегатов АЭС при их участии в противоаварийном управлении энергосистемами должна быть такой же, как у агрегатов ТЭС. Следует, однако, иметь в виду, что поскольку АЭС работают преимущественно в базовой части графиков нагрузки, требование аварийного подхвата мощности агрегатами АЭС в современных условиях имеет ограниченное значение, хотя его роль с течением времени будет возрастать. Главным же способом участия

АЭС в противоаварийном управлении энергосистемами следует считать экстренную разгрузку турбин (во многих случаях с последующим полны или частичным восстановлением мощности).

Кратковременная разгрузка турбин АЭС, работающих в двухконтурных схемах энергоблоков, из-за большой инерции парогенераторов, практически не оказывает влияния на режим работы реактора и определяется исключительно динамическими характеристиками турбины и ее регулирования. Сказанное не относится к импульсным разгрузкам с последующим ограничением мощности. Для одноконтурных энергоблоков АЭС с кипящими канальными реакторами даже кратковременное изменение расхода пара при импульсной разгрузке изменяет режим реактора и существенно влияет на его нейтронно-физические характеристики. Избежать этого можно, если одновременно с закрытием регулирующих клапанов турбин открывать паросбросные устройства, отводящие пар в обвод турбин в конденсаторы или деаэратор, поддерживая тем неизменным суммарный расход пара, выходящего из реактора.

Раздел 2. Управление ядерным реактором

2.1 Параметры, определяющие мощность реактора и скорость ее изменения

Мощность ЯР определяется количеством делений ядер топлива в активной зоне в единицу времени и энергий, приходящей на одно деление:

N= nvσfNтопVEf = An.

Вкаждом конкретном ЯР объем активной зоны V, энергия,

приходящаяся на одно деление Ef, сечение деления σf, концентрация ядер топлива Nтоп и скорость нейтронов (спектр) v в данный момент времени являются постоянными, т.е. vσfNтопVEf = A. Поэтому изменить мощность во времени можно только путем изменения плотности нейтронов n [плотность потока нейтронов Ф=nv нейтр./(см2·с)]:

(реактивности) и обратно пропорциональна среднему времени жизни поколения нейтронов ℓ, равному времени от рождения нейтрона до его исчезновения в результате поглощения или утечки из активной зоны. Кэф показывает во сколько раз в каждом следующем поколении увеличивается количество делений (мощность), а ℓ – как часто происходит смена поколений нейтронов. Время жизни ℓ (мгновенных и запаздывающих нейтронов) является величиной постоянной, зависящей от типа ЯР (на быстрых, промежуточных или тепловых нейтронах) и физических характеристик его компонентов (топлива, замедлителя и др.). Единственным регулируемым параметром, который может изменить мощность и поддерживать ее на стационарном уровне, является реактивность. В зависимости от величины и знака ρ возможны три состояния, охватывающие весь диапазон управления ЯР:

1)ρ < 0(Kэф < 1, δKэф < 0) – ЯР подкритичен;

2)ρ = 0(Kэф = 1, δKэф = 0) – ЯР критичен;

3)ρ > 0(Kэф > 1, δKэф > 0) – ЯР надкритичен.

Подкритическое состояние ЯР в свою очередь может быть стационарным с установившейся плотность потока (мощностью) – остановленный, заглушенный ЯР – и нестационарным – при изменении Кэф в подкритическом состоянии (пуск, остановка и снижение мощности ЯР). В надкритическом ЯР возможны два принципиально различающихся состояния: а) при 0 < ρ < βэф (βэф – эффективная доля запаздывающих нейтронов) ЦР

протекает со скоростью, определяемой временем запаздывания запаздывающих нейтрон, когда ЯР управляем; б) при ρ>βэф ЦР протекает на мгновенных нейтронах и ЯР неуправляем. ЯР ведет себя по-разному также в зависимости от его исходного состояния в момент изменения ρ. Регулирование (подавление или высвобождение) реактивности осуществляется изменением баланса нейтронов путем воздействия на размножающие свойства среды (активной зоны), которые определяются параметрами, входящими в формулу (2.1), а также концентрацией ядер поглотителей нейтронов. Наиболее приемлемый способ изменения ρ – использование подвижных поглотителей нейтронов. Возможны также варианты с изменением: концентраций ядер топлива (подвижные стержни топлива), утечки нейтронов (изменение объема активной зоны или подвижный отражатель), концентрации жидкого поглотителя в теплоносителе первого контура и др.

Для осуществления ЦР в активной зоне необходимо иметь исходный нейтрон, начинающий процесс деления. Источником таких нейтронов в неработающем ЯР со свежезагруженным топливом является спонтанное деление ядер топлива. Например, 238U самопроизвольно делится со скоростью 24,8 дел./(г·ч), испуская νf=2,3 нейтрона на деление. В 1т природного урана рождается ~15 · 103нейтр./с. Изотоп 235U делится в 22 раза медленнее. Спонтанное деление происходит преимущественно на четно-четных ядрах типа 238U, 240Pu и других со своим νf. С ничтожно малой вероятностью возможно попадание в активную зону нейтронов космического происхождения. На уровне моря Фк ≈ 6,5·10−3 нейтр./(см2 ∙ с) = 65 нейтр./(м2·с) [23 нейтр./(м2·с) с энергией E < 0,4эВ и 42 нейтр./(м2·с) с

E > 0,4 эВ].

Если ЯР работал, в нем накапливаются γ-активные нуклиды. При наличии в активной зоне Be или дейтерия, концентрация которого в природных источниках воды составляет (103÷160) атомов на 106 атомов водорода (~200г на 1т воды), имеет место фотонейтронная (γ, n) реакция на ядрах 9Be и 2H. Кроме того, в работающем ЯР накапливаются спонтанно делящиеся трансурановые элементы (Cf, Am и др.). Наибольший интерес представляет изотоп калифорния 252Cf, в 1мг которого происходит 8 ∙ 103дел./с (Тсп.д=87,5 года, νf=3,7 нейтр./дел) и испускается ~3 ∙ 109 нейтр./с. В течение нескольких минут после остановки ЯР некоторые продукты деления излучают запаздывающие нейтроны.

При необходимости можно использовать искусственные источники нейтронов, представляющие собой в большинстве случаев смесь α- излучателей (Ra, Pu, Po и др.) с нуклидами, имеющими низкий порог реакции

выбивания нейтрона, например Be, В. Стандартный Pu-Ве источник имеет поток нейтронов до 5 ∙ 107нейтр./с; Po-Ве источник испускает до 4 ∙ 108 нейтр./с; источник на основе Cf – от 1,5 ∙ 107 до 109 нейтр./с. Недостаток RaBe источника – интенсивное γ-излучение. Ro-Be источник обладает меньшей γ-активностью, но поток нейтронов его быстро снижается (TPо ≈ 138сут). При пусках ЯР используют источники интенсивностью (106 ÷ 107)нейтр./с.

Количество нейтронов, испускаемых источником в единицу времени, называется потоком нейтронов источника, иногда интенсивностью излучения, а чаще всего – мощностью источника нейтронов.

В активной зоне объемом V (см3) плотность нейтронов и плотность потока нейтронов, имеющих скорость v(см/с) и среднее время жизни ℓ (с), обусловленных источником нейтронов интенсивностью Iист(нейтр./с), соответственно равны

nист = Iистℓ/V нейтр./см3;

Фист = nv = Iист ℓv/Vнейтр./(см2 ∙ с).

Интенсивность источника, рассредоточенного в размножающей среде, удобно характеризовать объемной интенсивностью Iоб [нейтр./( см3·с)]. В этом случае

Iист = Iоб V нейтр./с;

Фист = Iобvℓ нейтр./(см2 ∙ с).

Тепловая мощность, обусловленная спонтанным делением урана, создающим поток Icп(нейтр. /с), без учета размножения равна

Nсп = Iсп/(3,1 ∙ 1013vf) ≈ 1,4 ∙ 10−14IспкВт,

где νf=2,3 – число нейтронов, приходящихся на одно спонтанное деление U, нейтр./дел.; 3,1 ∙ 1013 – количество делений, соответствующих, дел./(с·кВт).

Нейтроны источника, взаимодействуя с ядрами топлива, дают возможность в зависимости от величины и знака δКэф(ρ) осуществить нарастающую, затухающую или стационарную ЦР.

2.2 Баланс нейтронов и реактивность реактора

В основе принципа работы ядерного реактора лежат процессы, определяемые поглощением нейтронов делящимися нуклидами. Для физического пуска ядерного реактора необходимо наличие так называемых первичных нейтронов, которые, взаимодействуя с ядрами 235U, вызывают реакцию деления

235U + п → Х1 +Х2

где Х1 и Х2 - ядра элементов, образующиеся при делении ядра 235U. Первичные нейтроны могут прийти из космического пространства, могут быть внесены в активную зону специальными пусковыми источниками нейтронов или образоваться в результате спонтанного деления тяжелых ядер, содержащихся в свежем или работавшем ядерном топливе. Основным источником спонтанного деления в свежем природном или слабообогащенном урановом топливе является 238U [42]. На 1 кг его за 1 ч происходит 24,8 акта спонтанного деления, каждый из которых сопровождается испусканием в среднем 2,3 нейтрона. В уже работавшем ядерном топливе содержится большое число других изотопов, испускающих спонтанные нейтроны. Поэтому нейтронный поток в остановленном реакторе значительно больше, чем в неработавшем реакторе, загруженном свежим ядерным топливом. Это обстоятельство существенно облегчает физический пуск реактора после его останова. Дополнительным источником пусковых первичных нейтронов в остановленном реакторе, работавшем ранее, является фотоядерная реакция на дейтерии, содержащемся в воде, используемой в качестве теплоносителя, при взаимодействии дейтерия с у-квантами

2D + γ → 1H + n — 2,226 МэВ.

В определенной мере (γп) -реакция проходит не только на дейтерии, но также на материалах активной зоны. Наличие первичных нейтронов в активной зоне позволяет во многих случаях не применять специальных пусковых источников нейтронов.

При делении ядра топлива испускаются мгновенные нейтроны. Среднестатистическое число мгновенных нейтронов на один акт деления 235U, установленное экспериментально, равно 2,424. При последующем распаде осколков выделяется дополнительное количество запаздывающих нейтронов. Хотя доля их невелика (таблицы 2.1 и 2.2), они играют чрезвычайно важную роль в процессе управления реактором.

Таблица 2.1 - Характеристики групп запаздывающих нейтронов при делении

235U

Совокупность находящихся в активной зоне нейтронов образует

нейтронное поле. Его характеристиками являются плотность нейтронов n,

представляющая собой отношение числа нейтронов в элементарной сфере к объему этой сферы (число нейтронов/см3), а также плотность потока нейтронов Ф, представляющая собой отношение числа нейтронов, пролетающих за единицу времени сквозь поверхность сферы с единичной площадью диаметрального сечения (число нейтронов/ (см2 ˑ с)). Обе эти величины связаны между собой соотношением

Ф = nv,

где v — скорость нейтронов.

Реже для характеристики нейтронного поля используется понятие флюенс нейтронов (число нейтронов/см).

Образующиеся при делении как мгновенные, так и запаздывающие нейтроны являются нейтронами высоких энергий. Их называют быстрыми. При взаимодействии с ядрами замедлителя (воды или графита) в наиболее распространенных реакторах ВВЭР и РБМК эти нейтроны замедляют свое движение до уровня скоростей теплового движения, становясь тепловыми