Баклушин Експлуатация АЕС 2011

8.1.2. Регулировочный диапазон

Как и в случае ВВЭР, на регулировочный диапазон блоков РБМК решающее влияние оказывает проблема преодоления эффекта нестационарного отравления активной зоны реакторов ксе- ноном-135. Как уже говорилось, запас реактивности при работе реактора на мощности должен быть 43−48 стержней РР, но не менее 30, что составляет запас реактивности на стержнях 2,4−1,5 %. Использовать же для компенсации реактивности можно только ~ 1/3 из этого запаса. Для преодоления ямы в случае остановки или глубокого снижения мощности реактора запаса реактивности на стержнях не хватает. Более того, технологический регламент эксплуатации требует, чтобы в случае случайного понижения мощности реактора ниже 700 МВт (тепл.) он был немедленно остановлен оператором. Вместе с тем проект предусматривает быстрое снижение мощности блока в ряде ситуаций. Возможный минимальный уровень мощности при необходимости быстрого ее снижения и определяет нижний предел регулировочного диапазона.

Для пояснения этого тезиса на рис. 8.1 представлены параметры иодных ям при снижении мощности [36].

Рис. 8.1. Параметры иодных ям реактора РБМК при снижении мощности

141

1. Кривая ρи.я = f (N1 ↓0) позволяет определить максимальную

глубину иодной ямы в зависимости от мощности реактора перед остановом. Так, при останове с мощности 100 % NНОМ глубина иодной ямы составляет ≈ 1,9 %. При этом имеется в виду, что перед остановом реактор работал не менее 3 сут на данном уровне мощности и имел установившееся стационарное отравление.

2.Кривая tиmax.я = f (N1 ↓0) позволяет определить время, когда наступает максимум нестационарного отравления. Так, при останове с 50 % NНОМ tиmax.я =6,2 ч, с номинальной мощности ≈ 8 ч.

3.Кривая ρи.я = f (Nном ↓ N1) позволяет определить глубину

иодной ямы при снижении мощности с номинальной до нового установившегося уровня N1. Так, при снижении с номинальной мощности до 60 % Nном глубина иодной ямы составит 0,5 %.

4. Кривая tиmax.я = f (Nном ↓ N1) позволяет определить время, когда наступает максимум нестационарного отравления. Так, при

снижении мощности со 100 % NНОМ до 60 % это время составляет ≈

5,2 ч.

Исходя из параметров на рис. 8.1, можно оценить величину допустимого быстрого снижения мощности. Если исходное количество стержней РР 43, а после снижения должно остаться не менее 30, то максимальное допустимое изменение реактивности ρи.я составит 0,65 %, что соответствует допустимому снижению мощно-

сти до ~ 48 % Nном. При исходных 48 РР допустимо снижение до ~ 34 % Nном, но, естественно, автоматическое воздействие должно

ориентироваться на меньшую цифру.

Основным вариантом быстрого изменения нагрузки блоков РБМК является срабатывание технологических защит РУ из-за отказов технологического оборудования, при которых блок автоматически со скоростью 2 % /мин переводится на пониженную мощность: при отключении ГЦН – на 60 %, при отключении одной турбины – на 50 %. В этом случае удается сохранить реактор в работе и иметь некоторый запас реактивности на стержнях, позволяющий управлять реактором (рис. 8.2), а также в любой момент поднять при необходимости мощность до полной. САР турбин обеспечивает этот режим. Таким образом, уровень 50 % и есть нижняя граница регулировочного диапазона.

142

С другой стороны, установленным техническим минимумом нагрузки для реактора является мощность 700 МВт(тепл.) или ~ 200 МВт(эл.). Этот минимум определяется возможностью автоматического регулирования энерговыделения в различных частях активной зоны реактора с помощью локальных автоматических регуляторов (ЛАР).

Но к этой минимальной нагрузке можно прийти и «снизу» – при пуске блока, и «сверху» – при разгрузке блока оператором со скоростью, обеспечивающей ненакопление в активной зоне ксенона в количествах, препятствующих дальнейшей работе реактора.

Рис. 8.2. Изменение запаса реактивности при снижении мощности с номинальной до 60 % (1) и 50 % NНОМ (2) за счет нестационарного отравления ксеноном

Таким образом, для энергоблоков РБМК диапазон допустимых нагрузок (мощностей) – это интервал от ~ 200 до 1000 МВт (эл.) (700−3200 МВт (тепл.)), а регулировочный диапазон при быстром изменении мощности реактора – от 500 до 1000 МВт (эл.) (1600− 3200 МВт (тепл.)).

8.2. Переходные режимы блока

8.2.1. Допустимая скорость разогрева

Допустимая скорость разогрева и расхолаживания основного оборудования РУ блоков РБМК составляет 10 °С/ч. Критическим узлом, определяющим допустимую скорость разогрева реактора и

143

всего контура МПЦ, является, как уже упоминалось, верхняя защитная плита реактора – сварная коробчатая конструкция, заполненная внутри серпентинитовым бетоном (так называемая схема Е).

Параметрами, по которым контролируют допустимость скорости разогрева, является разность температур между трактами технологических каналов и ребрами жесткости верхней плиты реактора. Эта разность не должна превышать 50 °С в центре зоны и 120 °С на периферии. Кроме того, в процессе разогрева контролируются разность температур между верхней и нижней образующими барабанов-сепараторов (БС), которая не должна превышать 40 °С, и разность температур воды в БС и питательной воды, которая не должна превышать 130 °С. Указанные ограничения действуют весь период разогрева вплоть до достижения номинальных параметров.

В аварийных ситуациях принимаются все меры, чтобы ограничить скорость снижения температуры величиной 30 °С/ч.

Из-за малой скорости разогрева и расхолаживания при кратковременных остановках энергоблоков АЭС реактор и контур МПЦ по возможности не расхолаживают, а переводят в режим «горячего останова», поддерживая рабочее давление в БС.

8.2.2. Допустимая скорость изменения мощности

Она определяется динамическими характеристиками основного оборудования, которые в совокупности и обусловливают маневренность энергоблока.

При рассмотрении режимов нормальной эксплуатации блоков АЭС [15] разбирались факторы, влияющие на переходные режимы, и было показано, как их воздействие, степень возможной опасности зависят от величины изменения нагрузки и, соответственно, изменения температуры, давления и других параметров, скорости этого изменения и т.д.

В случае РБМК подъем мощности реактора ведется ступенями с установленными выдержками после каждой ступени стационарной мощности (рис. 8.3). Более того, подъем на две верхних ступени мощности (2400 и 3200 МВт (т)) разбивается на более мелкие ступеньки [15]. Факторами, влияющими на скорость подъема, являют-

144

ся прогрев верхней защитной плиты (схема Е) и ксеноновые процессы.

Прогрев верхней плиты − достаточно сложный процесс, тем более, что установлены жесткие ограничения на возможные разности температур между ее элементами. Вначале при разогреве контура МПЦ и при работе на малой мощности тепло идет от теплоносителя к плите. При больших уровнях мощности реактора в плите выделяется тепло за счет поглощения γ-излучения из зоны. Направление теплового потока меняется на обратное – от металлоконструкций плиты к теплоносителю. Влияние прогрева защитной плиты хорошо видно из сопоставления установленных выдержек на ступени 2400 МВт(тепл.): при пуске блока после ППР (плита холодная, необходимо время на прогрев и стабилизацию температурного режима) – 10 ч, а при пуске после случайной остановки (плита про-

грета) – 3 ч [15].

Что касается ксеноновых процессов, то выдержки важны не только для того, чтобы оператор успел выровнять поле энерговыделения, но и для исключения выбега положительной реактивности. Рис. 8.3 показывает, что при плавном подъеме мощности такого выбега не происходит [36].

8.2.3. Продолжительность пуска блока

Как уже указывалось в разделе 7.2.4, момент начала пуска блока

внормативной документации однозначно не определен. Для блоков РБМК автор считает правильным начинать отсчет с включения

вработу ГЦН для разогрева контура МПЦ и профилирования расходов через технологические каналы. Пуск РУ из горячего состояния экономит время на разогрев, составляющее почти сутки.

Но продолжительность пуска блока не определена и с точки зрения момента окончания процесса. Дело в том, что первый турбогенератор может быть синхронизирован и включен в сеть или до достижения полного проектного давления [15, 20], или после его достижения при мощности около 400 МВт(т), а затем нагружаться по мере подъема мощности реактора до 700 МВт(т), что уже обеспечивает стабильную работу одной турбины. В современных регламентах предусмотрен второй вариант.

145

Рис. 8.3. Отравление реактора РБМК-1000 135Xe

впроцессе подъема мощности после ремонта

Вцелом продолжительность пуска блока РБМК-1000 составляет более полутора суток [15, 38].

8.2.4. Допустимое число изменений режима (циклы)

В табл. 8.1, иллюстрирующей рассматриваемую характеристику, приведены данные, взятые из [20]. Данные по допустимому числу изменений режима для блока в целом в эксплуатационной документации практически отсутствуют.

8.3.Соответствие маневренных характеристик блоков РБМК требованиям энергосистемы

Как и в случае ВВЭР, сравним реальные характеристики блоков РБМК с требованиями энергосистем, изложенными в гл. 5.

Таблица 8.1 Допустимое количество изменений режима блока РБМК-1000

за период эксплуатации

Характеристика	Число циклов
Число остановок РУ с расхолаживанием	300/300*
Число полных сбросов мощности	2000
Число пусков из холодного состояния	300–500
Число пусков из горячего состояния	2500
Число ступенчатых изменений мощности в пределах	5·104
± 20 % текущего значения

*В числителе − данные из [20], в знаменателе – из эксплуатационной документации.

146

8.3.1. Нормальный режим системы

а) Устойчивая работа в диапазоне 10−100 %

Обеспечивается частично. Блоки РБМК-1000 могут перегружаться на ходу и имеют поэтому практически постоянный запас реактивности. Это обеспечивает работу в диапазоне 22−100 % Nном в любой момент времени. Однако перевод блока на уровень мощности ниже 50 % требует снижения нагрузки с малой скоростью, обеспечивающей выжигание ксенона, чтобы исключить попадание реактора в иодную яму.

б) Частичное снижение нагрузки на ночь и выходные дни

Принципиально возможно. Изменение мощности не противоречит проектам и регламентам. Однако при последующем наборе нагрузки должны соблюдаться требования регламента, устанавливающие низкие скорости процесса. Поэтому привлечение блоков РБМК особенно к суточному регулированию нерационально. Правилами ОПЭ АС сегодня предусмотрен базовый режим работы АЭС.

в) Скорости увеличения мощности

В процессе пуска блока после остановки скорости подъема мощности ограничиваются напряжениями в турбине и конструктивных элементах реактора (см. гл. 6), а также процессами в активной зоне. Допустимые скорости заметно ниже требований, указанных в гл. 5.

8.3.2. 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 РБМК-1000 режим экстренной разгрузки не предусмотрен. В случае отключения двух турбин или полного обесточивания блока срабатывает аварийная защита реактора.

б) Работа при отклонениях частоты от стандартной

Согласно регламенту частота в энергосистеме контролируется на всех уровнях мощности энергоблока. Возможность же работы при отклонениях частоты от стандартной отличается от требований, указанных в гл. 5. Согласно регламенту:

147

«При снижении частоты до значения в интервале 49−48,4 Гц на время более 5 мин или при повышении частоты до значения в интервале 50,5−51 Гц на время более 10 с необходимо заглушить реактор кнопкой, остановить турбины воздействием и отключить генераторы от сети.

При снижении частоты ниже 48,4 Гц или при повышении частоты выше 51,0 Гц указанные выше действия выполнить немедленно.

Работа ТГ с частотой в диапазоне 49−48,4 Гц допускается суммарно не более 25 мин в год, но не более 5 мин единовременно. Работа ТГ с частотой в диапазоне 50,5−51 Гц допускается суммарно не более 1 мин в год, но не более 10 с единовременно.»

Таким образом, отличия есть как в допустимой продолжительность работы с отклонением частоты, так и в диапазоне допускаемого отклонения частот.

в) Кратковременная работа при пониженном напряжении на шинах собственных нужд

В регламенте РБМК предусматривается постоянный контроль напряжения на рабочих секциях собственных нужд (сн) 6 кВ на всех уровнях мощности энергоблока, а также напряжения на секциях системы аварийного электроснабжения 6 кВ.

Однако в нем нет никаких слов по поводу возможности кратковременной работы блока при пониженном напряжении на шинах сн. Указывается только, что в случае исчезновение напряжения на 4 секциях 6 кB рабочего электропитания собственных нужд энергоблока должна срабатывать аварийная защита реактора. Конечно, это не тот случай, который предусматривают требования энергосистемы.

148

Глава 9. МАНЕВРЕННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ БЛОКОВ АЭС С РЕАКТОРАМИ БН

Маневренные характеристики блоков БН (как БН-350, так и БН-600), вообще говоря, значительно меньше проработаны, чем блоков других типов.

Во-первых, блоки БН до сих пор не строились серийно, обе названные выше установки являются головными. Для головных блоков целью создания ставится доказать возможность осуществления концепции, подтвердить правильность принятых технических решений, найти варианты их совершенствования, а поиск выгодных вариантов стоит не на первом месте.

Во-вторых, до недавних пор быстрые реакторы рассматривались как наработчики вторичного ядерного горючего, а количество его, как известно, зависит от энерговыработки. С этой точки зрения быстрый реактор должен работать постоянно на максимальной мощности. В проекте БН-350 это даже выразилось в наличии резервной петли. В эту же сторону играет и более высокая стоимость блоков БН. В то время (60-е годы ХХ в.) это повышение стоимости оценивалось в 1,5−2 раза.

В-третьих, для улучшения технико-экономических характеристик БН значительно более важную роль играет достижение большого выгорания топлива (до 15 % и более), а переходные режимы, неизбежно связанные с маневрированием, вызывают дополнительные напряжения в оболочках твэлов и препятствуют достижению этой цели. На сегодня желательные характеристики по выгоранию еще не достигнуты, при эксплуатации БН-600 выбор режимов и усовершенствований направлен в первую очередь на это.

Тем не менее обсудим реальные характеристики БН, ориентируясь в первую очередь на блок БН-600.

По-видимому, следует сразу оговориться, что с точки зрения маневренных характеристик блоки БН-350 и БН-600 заметно различаются. Установка БН-350 проектировалась в начале 1960-х гг., когда вопрос о привлечении АЭС регулированию нагрузки в системе не стоял, но признавалась важной наработка вторичного горючего. С самого начала было определено, что РУ БН-350 должна работать в базовом режиме на максимально возможном уровне

149

мощности. Поэтому в проекте ее были сразу предусмотрены указанная выше резервная петля и регуляторы давления пара в парогенераторах «до себя», которые держали это давление постоянным независимо от мощности и тем самым не пропускали ни какие возмущения со стороны системы в сторону РУ.

Блок БН-600 начал проектировать на четыре года позже БН-350 и первоначально задумывался как блок серийной АЭС. Поэтому для него предусматривалась возможность быстрого маневрирова-

ния мощностью в пределах 30−100 % Nном. С этой целью был предусмотрен объединенный регулятор тепловой мощности, который,

воздействуя на скорость вращения ГЦН, расход питательной воды и задатчик мощности реактора, поддерживал бы мощность блока в соответствии с запросами энергосистемы, а также принята статическая характеристика с поддержанием практически постоянной температуры пара перед турбинами во всем указанном диапазоне [15, 42]. Значение, которое придавалось выбору характеристики, объясняется тем, что в тот период возможные ограничения на скорость изменения нагрузки блока ожидали только в связи с режимом турбин. По ряду причин (нестабильность температуры на выходе из реактора в выбранных точках измерения, выявление зоны резонансных частот у ГЦН, обнаруженное сильное влияние переходных режимов на работоспособность твэлов и т.д.) от проектной схемы регулирования блока пришлось отказаться. Сегодня блок работает в базовом режиме.

9.1. Мощностные диапазоны

9.1.1. Диапазон допустимых мощностей

Допустимый диапазон мощностей блоков БН находится между максимальной допустимой мощностью и нагрузкой технического минимума.

Первая величина для блока в целом определяется количеством включенного в работу основного оборудования (ГЦН, паро- и турбогенераторов). Для БН-600 максимально допустимая тепловая мощность реактора − 1470 МВт. При работе на двух петлях она понижается в соответствии с проектом до 67 %.

150