Влияние частоты сети на температуру.

 

Согласно формуле 5.8. перепад энтальпии на реакторе i обратно пропорционален расходу теплоносителя через него Q:

D`i _р~ 1/Qр

Учитывая, что в рабочей области теплофизических величин Di_р ~ Dt_р, правомерно записать:

Dt_р ~ 1/Qр (5.11.)

Расход через реактор равен сумме расходов через ГЦН:

₆

Qр = å Q_i (5.12.)

ⁱ⁼¹

Величина истинного расхода теплоносителя через ГЦН опре­деляется по формуле:

Q ист. = Q изм.•r₂₇₀/r_изм•(f_o/f_изм)² (5.13.),

где Q изм. - измеренное значение расхода через ГЦН;

r - плотность воды при t=270^С и Р 1к.=125кгс/см2;

r - фактическая плотность воды при измерениях;

f_o - номинальная частота сети (50Гц);

f_изм- частота сети в энергосистеме на момент измерений.

Из выражения 5.13. следует, что Q 1/, а значит, учитывая 5.11. и 5.12., справедливо соотношение:

D`t _р~ f_изм² (5.14.)

 

То есть увеличение частоты сети ведет к росту подогрева на реакторе и наоборот.

Особенно важно учитывать эту зависимость оперативному персоналу, эксплуатирующему энергоблоки с реакторами проекта В-230, где установлены ГЦН-310.

При использовании в технологических схемах ВВЭР безинер­ционных ГЦН-310 одним из важных вопросов, определяющих надеж­ность охлаждения твэлов активной зоны в переходных режимах, являются условия работы ГЦН при понижении значения и частоты питающего напряжения при их совместной работе с генераторами собственного расхода(ГСР) в режиме механического выбега с турбогенераторами. Требуемая длительность работы ГЦН в режиме механического выбега генератора должна быть достаточной для обеспечения охлаждения активной зоны до перехода ЯР на режим естественной циркуляции (в режиме естественной циркуляции при всех подключенных петлях обеспечивается снятие < 10% тепловы­деления активной зоны).

При работе ЯР на мощности могут иметь место случаи отклю­чения нескольких или, что еще опаснее, всех ГЦН. Уменьшение расхода теплоносителя ведет к росту t^ в активной зоне (см. выражение 5.11.), притом он тем больше, чем больше ГЦН отключа­ется. Если при этом сохранять номинальный уровень мощности, то может возникнуть кризис теплообмена на поверхности твэлов. Наиболее тяжелым является режим отключения 6-ти ГЦН, т.к. он сопровождается наиболее быстрым и значительным снижением рас­хода теплоносителя через активную зону (см. рис. 5.5.). Авария с одновременным отключением шести ГЦН привела бы к тяжелым пос­ледствиям для активной зоны, т.к. скорость уменьшения расхода теплоносителя много больше, чем скорость снижения тепловой мощности. Поэтому для снижения вероятности потери шести ГЦН их электропитание организуют таким образом, чтобы имелось 3 независимых источника (ГСР, ТСР, РТ). В том же случае, когда возможна потеря шести ГЦН (например, 2 ГЦН запитаны от ГСР и 4 ГЦН от РТ, или 4 ГЦН запитаны от ТСР и 2 от РТ), мощность ЯР поддерживается существенно ниже номинальной - 35%. На рис.5.6. представлено изменение тепловой мощности реактора и допустимой мощности по отсутствию объемного кипения на выходе из ТВС. Из рисунка видно, что исходная мощность = 35%Nном. выбрана на пределе допустимой. В случае увеличения исходной мощности, при отключении шести ГЦН, возникнет кризис теплооб­мена на поверхности твэлов (график 1 будет лежать выше графи­ка 2).

В таблицах допустимых режимов эксплуатации блоков 3 и 4 (проекты В-213) отсутствует зависимость тепловой мощности ЯР от схемы питания ГЦН в связи с использованием инерционных ГЦН-317. Мощность ЯР для этих блоков полностью определяется числом подключенных петель по формуле:

N_доп = (100/6•n) • N (5.15.),

 

где n - число ГЦН, находящихся в работе.

Примеры таблиц допустимых режимов даны:

- для ЯР проекта В-213 в табл.5.1.;

- для ЯР проекта В-230 в табл.5.2.

Таблица 5.1.

Таблица допустимых режимов эксплуатации блока 3 Кольской АЭС

( Р1=125 кгс/см²; Твх=< 268^С; F=50 Гц ).

 

Кол-во работающих ГЦН
Допустимая тепловая мощность реактора, Мвт %
Расход теплоносителя через реактор, м3/час		(34760)	(27640)	(20300)
Средний подогрев тепло­носителя в реакторе, ^C	29.8	27.6 (26.7)	26.0 (25.1)	24.5 (23.2)
Макс. подогрев тепло­носителя в центральных кассетах, ^C	42.0	38.7	36.9	34.8
Макс. подогрев тепло­носителя в периферийных кассетах, ^C	Группа А   Группа Б   Группа В	30.6   32.5   35.3	28.2   29.2   32.5	26.8   28.4   30.9	25.3   26.8   29.2
Координаты периферийных кассет в активной зоне	Группа А   Группа Б   Группа В	11-62, 03-54, 02-51, 02-35, 03-32, 11-24, 22-35, 22-51, 01-46, 01-40, 08-25, 16-25, 19-58, 16-61 10-61, 04-55, 04-31, 10-25, 22-37, 22-49, 07-60, 06-59, 06-27, 18-27, 23-42, 23-44 09-60, 02-47, 02-39, 09-26, 15-26, 19-30, 19-56, 15-60

 

ПРИМЕЧАНИЕ:

1. В случае уменьшения частоты в системе ниже 50 Гц разрешается увеличивать подогрев теплоносителя в реакторе пропорционально изменению частоты (в диапазоне 49-50 Гц), но не более 30.4^С.

2. В зависимости от допустимой и текущей тепловой мощности реактора коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны (без учета распределения по ТВЭЛ) должен удовлетворять соотношению Kv< 1.9 Nдоп/Nтек, но не более 2.5.

3. Оперативный контроль за тепловой мощностью реактора. коэффициентами неравномерности и подогревами осуществляется по показаниям СВРК " Гиндукуш".

4. При частичных разгрузках, приведенные в скобках данные соответствуют состоянию РУ, в котором на каждой неработающей петле обе ГЗЗ - открыты, а соответствующие им данные без скобок - состоянию РУ. в котором неработающие петли находятся в состоянии " горячего" резерва.

 

Таблица 5.2.

Режимы работы ВВЭР-440 блока 1 Кольской АЭС
(Р1к=125 кгс/см2, Твх268С, f=50 Гц)

+---------------------------------------------------------------------------------------------------------------+

¦Число работающих ГЦН ¦ ¦ 6 ¦ 5 ¦ 4 ¦ 3 ¦

+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦

¦Суммарная ¦м3 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

¦производительность ¦час¦ 40800(100%) ¦ 37470(91.8%) ¦ 32540(79, 8%) ¦ 22770(55, 8%) ¦

¦работающих ГЦН ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦

¦Схема ¦ГСР¦ 4 2 4 0 2¦ 3-4 2-42* 1 2232*21 0 ¦ 322* 31-2 21 0 ¦ 2* 31-2 1-2 0 ¦

¦питания ¦ТСР¦ 1-2 2-40 0-40¦ 1-2 0-21 1-43100 000-4¦ 121 01-2 000-4¦ 1 01-2 0 0-3¦

¦ГЦН ¦ТР ¦ 0-1 0-22 2-64¦ 0 1 2 0-30223 341-5¦ 101 11-2 230-4¦ 0 00-1 1-20-3¦

+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦

¦Допустимая тепловая ¦МВт¦1375 1100 480¦1100 825 620 410 ¦ 690 480 345 ¦ 480 345 140 ¦

¦мощность реактора ¦ % ¦ 100 80 35 ¦ 80 60 45 30 ¦ 50 35 25 ¦ 35 25 10 ¦

+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦

¦Допустимый средний подогрев ¦^C ¦29.9 23.9 10.4¦26.5 19.9 14.9 9.9 ¦ 19.6 13.7 9.8 ¦18.7 13.5 5.4 ¦

¦теплоносителя в реакторе ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦

¦Допустимый средний подогрев тепло-¦^C ¦41.2 33.0 14.4¦36.1 27.2 20.5 13.7 ¦ 26.8 18.9 13.5 ¦25.6 18.6 7.5 ¦

¦носителя в центральных кассетах ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦

+----------------------------------+---+--------------+-----------------------+----------------+----------------¦

¦Допустимый по- ¦Расчетный но- ¦18 ¦^C ¦32.4 25.9 11.3¦28.7 21.6 16.2 10.8 ¦ 21.3 14.9 10.6 ¦20.3 14.5 5.9 ¦

¦догрев тепло- ¦мер кассет в ¦27 ¦^C ¦29.7 23.4 10.2¦25.9 19.4 14.6 9.7 ¦ 19.1 13.4 9.6 ¦18.3 13.2 5.3 ¦

¦носителя в пе- ¦шестиугольной ¦34 ¦^C ¦31.4 25.1 11.0¦27.8 20.9 15.6 10.4 ¦ 20.6 14.4 10.3 ¦19.6 14.2 5.7 ¦

¦риферийных ¦симметрии ак- ¦40 ¦^C ¦31.8 25.5 11.1¦28.1 21.2 15.8 10.5 ¦ 20.8 14.6 10.4 ¦19.6 14.4 5.8 ¦

¦кассетах ¦тивной зоны ¦46 ¦^C ¦32.0 25.6 11.2¦28.3 21.3 16.0 10.6 ¦ 21.0 14.7 10.5 ¦20.0 14.5 5.8 ¦

+---------------------------------------------------------------------------------------------------------------+

Примечания:

1. " *" - питание ГЦН осуществляется от разных ГСР.

2. В случае уменьшения частоты в системе ниже 50 Гц разрешается увеличивать подогрев теплоносителя в реакторе пропорционально изменению частоты (в диапазоне 49-50 Гц), но не более 30, 5^С.

3. Тепловая мощность реактора должна поддерживаться АРМ для данной схемы питания и числа работающих ГЦН.

4. При частичных нагрузках приведенные в таблице параметры соответствуют закрытой ГЗЗ на петле с отключенным ГЦН.

 

ВОПРОСЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ.

При пуске ЯР.

 

Под пуском реактора понимается вывод его из подкритического в критическое состояние, а затем и надкритическое состо­яние с допустимым периодом разгона до уровня мощности, регис­трируемого пусковой аппаратурой. Первый (физический) пуск ЯР имеет свои особенности и проводится по специальной программе. Здесь же рассматриваются повторные пуски, проводимые после плановых и аварийных остановов ЯР.

Сложность пуска обусловлена большой разницей между плот­ностью потока нейтронов в заглушенном подкритическом реакторе и той, которую начинают контролировать пусковые приборы. По причине сравнительно низкой чувствительности штатной аппара­туры контроля нейтронного потока к плотности нейтронного по­тока, создаваемого спонтанным делением ядер урана, приборы не могут зафиксировать переход через критическое состояние, а регистрируют только подкритическую плотность потока нейтронов. Таким образом, существует возможность того, что на неконтро­лируемом участке нарастание мощности будет идти с недопустимо большой скоростью (т.е. с малым значением Т). Такой режим представлен на рисунке 6.1.( увеличение мощности с периодом Т₂ ). Для момента введения реактивности на шаге +r₃ нарастание мощности не контролируется и идет недопустимо быстро.

На рассматриваемом рисунке представлена зависимость изме­нения мощности N от реактивности р в подкритическом и надкри­тическом состояниях при пуске ЯР. Пуск осуществляется шаговым подъемом поглотителей с высвобождением р и выдержкой времени r между шагами Dt. Чувствительность штатной пусковой аппаратуры контроля нейтронного потока соответствует величине N_МКУ.

Для обеспечения безопасности пуска ЯР на практике исполь­зуют следующие приемы:

1. Увеличивают чувствительность пусковой аппаратуры (на рис.6.1. это соответствует N^*_МКУ < N_МКУ ), т.е. уменьшают диапазон неконтролируемого увеличения мощности при пуске. В этом случае при той же программе высвобождения r мощность достиг­нет контролируемого уровня раньше (в нашем примере - при r подкр.4).

Такой метод используют в исследовательских реакторах и критсборках. У него есть существенный недостаток: увеличение чувствительности нейтронных детекторов снижает их надежность.

На энергетических реакторах применяют разделение системы контроля и защиты по параметрам нейтронного потока на диапа­зоны в зависимости от чувствительности датчиков. На ВВЭР-440 эти диапазоны следующие:

- диапазон источника (ДИ), Ф=0, 1-10⁵ нейтр./см²•с;

- промежуточный диапазон (ДП), Ф=10⁴ -10¹⁰ нейтр/см²•с; 8 11 2

- энергетический диапазон (ДЭ), Ф=10⁸ -1, 2•10¹¹ нейтр./см²•с. Соседние диапазоны должны перекрываться.

2. Увеличивают мощность внутреннего источника нейтронов (также используется в исследовательских ЯР и критсборках). Этот метод осуществляется введением в активную зону посторон­него источника нейтронов. На рис.6.1 показано, как при той же чувствительности пусковой аппаратуры N_МКУ ЯР выходит на МКУ при r_подк.4, когда N_подкр.4` > N_МКУ.

Сразу после останова из-за фотонейтронов и запаздывающих нейтронов нет необходимости в постороннем источнике, и весь процесс пуска контролируется оператором.

3. Поднимают органы компенсации реактивности по разрабо­танной программе (так же, по программе, производится и водо­обмен).

Эта программа предусматривает такую скорость высвобожде­ния rr, чтобы мощность N после перехода через критическое сос­тояние успевала увеличиться до контролируемого уровня раньше, чем будет высвобождена опасная реактивность. При этом необхо­димо помнить, что чем ближе ЯР к критическому состоянию, тем быстрее нарастает мощность при постоянной скорости увеличения r (сравните на рис.6.1 приращение мощности при r_ш =r_под2 и r_ш =r_под3).

Это значит, что программа подъема органов компенсации (водообмена) должна предусматривать уменьшение скорости выс­вобождения р по мере приближения к предполагаемому(рассчитанному) критическому положению ОР СУЗ (С_Н3ВО3^кр). Снижение скорости ввода r осуществляется либо уменьшением шага r, либо увеличением времени выдержки между шагами (на рис.6.1 - с r до r_выд ). Благодаря этому мощность в подкритическом состоянии ЯР успевает увеличиться до более высокого контролируемого уровня Nмку при меньшем значении подкритичности r, что означает вывод ЯР на МКУ с большим периодом (рис.6.1 Т₁ > Т₂ ).

Для обеспечения ядерной безопасности при пуске ВВЭР-440 после аварийного останова применяется рассмотренный выше по­шаговый ввод реактивности. Согласно программе подъем 1-5 групп кассет АРК производится шагами по 12, 5 см с выдержкой времени между ними по 1-й минуте. Пусковую (6-ю) группу АРК поднимают шагами по 5 см, при этом дают выдержку времени между шагами до установления Т> 150 cек. В случае если оператор конт­ролирует плотность нейтронного потока по штатной аппаратуре (выход на МКУ в течение часа после срабатывания АЗ) из-за на­личия фотонейтронов и запаздывающих нейтронов, возможно под­нятие 6-й группы АРК по программе взвода групп 1 - 5. При этом нельзя допускать уменьшения периода менее

60 сек.

При подготовке к пуску ЯР после планового останова необ­ходимо произвести расчет критической концентрации борной кис­лоты с учетом текущей и ожидаемой в момент пуска температуры теплоносителя (см. раздел 4). При С_Н3ВО3^кр < C_Н3ВО3^тек после подъема 1-5 групп АРК на ВКВ, а 6 группы до 50-200 см реактор остается подкритичным, и дальнейшие пусковые операции связаны с прове­дением водообмена (ФСД СВО-1 уже насыщены бором). Ядерная бе­зопасность при выводе ЯР на МКУ водообменом обеспечивается регулированием скорости введения положительной реактивности согласно программе. Первоначально осуществляется программа " большого" борного регулирования - водообмен с расходом до 50 т/час (для В-213) или до 18 т/час (для В-230). При достиже­нии концентрации НзВОз в 1 контуре на 1г/кг выше пусковой расчетной перейти на осуществление программы " малого" борного регулирования - водообмена с расходом до 6 т/час (для В-230 и В-213). При выходе реактора на МКУ водообмен прекратить.

Для компенсации неточности определения критической концентрации НзВОз вводится понятие " пусковой интервал". Пуско­вой интервал принимается равным (при Н_{6 гр} =50-100 см) 0, 0075 относительных единиц реактивности.

Контроль за пуском ЯР осуществляется прежде всего по ап­паратуре контроля за плотностью нейтронного потока и ско­ростью его изменения (периоду). Оператору следует помнить, что первым выход на МКУ зафиксирует прибор контроля за периодом. Если после введения положительной реактивности показания при­бора по периоду возвратятся на ¥, то ЯР подкритичен, если ос­танется показание Т< ¥, - надкритичен, при этом изменение по­казания прибора контроля мощности почти незаметно. На практи­ке для энергетических реакторов под выходом на МКУ подразуме­вают вывод их в критическое или подкритическое состояние с максимальным надежно контролируемым периодом.

 

⇐ Предыдущая12345678910Следующая ⇒

Поделиться: