Выговский Физические и конструкционные особенности ядерных 2011

Аппаратура контроля нейтронного потока для РЩУ работает в ждущем режиме и вводится в работу при потере контроля над уровнем нейтронного потока на БЩУ. Эта система осуществляет контроль нейтронного потока только в диапазоне источника и предназначена для контроля подкритичности активной зоны при расхолаживании с РЩУ.

Остановимся несколько подробней на особенностях измерения нейтронной мощности и реактивности с помощью боковых ионизационных камер, входящих в состав аппаратуры АКНП. На рис. 2.20 показано расположение БИК в реакторе ВВЭР-1000 для 3-го блока Калининской АЭС. БИК располагаются за пределами корпуса реактора в трех секторах активной зоны (в каждом секторе располагается три камеры по высоте реактора) и регистрируют преимущественно нейтроны деления из периферийных топливных сборок на краю активной зоны, расположенных напротив БИК. Ток, полученный в БИК, прямо пропорционален нейтронной мощности только нескольких ТВС в активной зоне, расположенных напротив ионизационной камеры. Если бы распределение нейтронной мощности по ТВС было всегда неизменным, то, один раз откалибровав токовый сигнал во всех БИК на тепловую мощность реактора в стационарном режиме, можно было бы измерять нейтронную мощность всей активной зоны по изменению тока в БИК. Однако распределение нейтронной мощности не является постоянным. Особенно сильно оно изменяется при движении различных групп ОР СУЗ. В этом случае возникает большая трудность в интерпретации результатов измерения тока в БИК и в определении нейтронной мощности при ее заметном изменении. Причем, эта трудность не так опасна при измерениях реактивности на мини- мально-контролируемом уровне мощности, но становится очень неприятной на энергетических уровнях мощности при управлении реактора во время снижения мощности, к примеру – до 40 % номинального значения. В этом случае существует опасность разгрузить реактор до значения тепловой мощности заметно меньшей, значения по показаниям АКНП. При этом турбина может оказаться не в проектном тепловом режиме. В главе, посвященной измерениям на АЭС, эта проблема будет более детально освещена. Здесь же обратим внимание на то, что в современных проектах предусмотрена

171

							Измерительные каналы АКНП-7																		1	2	3		устранения целью с ,БИК по измерений результате вполученной	,мощности нейтронной значение корректирует которая ),АКЭзоне(	активной в энерговыделения контроля автоматическогосистема
	1	2	3
	1	2	3																						1	2	3
	1	2	3			T	999.00						IV	T	999.00
	1	2	3			N	3.339e-09							N 5.309e-01						T		999.00			1	2	3
							3.194e-09
													14
							3.328e-09					13			15					N		3.328e-09
						УНО2				12						16						3.184e-09			1	2	3
	1	2	3															17				3.317e-09
								11														УНО5
				T																					1	2	3
					999.00																18							1 комп. ПД и РД - 2, 12, 22
	1	2	3				10																T	999.00
				N 5.113e-01																								1 комп. ИД - 1, 9, 19
							01
						9		4 Петля										3 Петля				19	N 5.147e-01					1 комп. резерв - 8
	1	2	3				02
							03																					1 комп. АФП - 4, 11, 20
					8																	20			1	2	3
							04
		T	999.00
							05																					2 комп. ПД и РД - 7, 17, 27
		N	3.335e-09		7																		21
							06
			3.190e-09																						1	2	3	2 комп. ИД - 5, 15, 23
			3.324e-09				07
																												2 комп. резерв - 24
		УНО4		I			08																		III	УНО3
																								T				2 комп. АФП - 6, 16, 26
	1	2	3				09																		999.00
							10																22	N	3.333e-09
	1	2	3		6		11																		3.188e-09			СКУД - 3, 10, 18, 25
																									3.322e-09
			T	999.00			12																		1	2	3	свободные - 13, 14, 21
						5	13															23
											0	2 4 6	8 0 2 4 6 8															.зоны активнойвышеописанногоопределениимощностидефектав
			N 5.279e-01			4	14	1 Петля										2 Петля				24	T	999.00
	1	2	3				15																N 5.326e-01
								6	8									0	2						1	2	3
172							3	1 1 2 2 2 2 2 3 3 3 3 3 4 4 25
	1	2	3
								2										26							1	2	3
	1	2	3		T	999.00										27
												1
					N	3.330e-09																			1	2	3
	1	2	3			3.185e-09				T		999.00				T	999.00
						3.319e-09							II				3.338e-09								1	2	3
					УНО1					N 5.527e-01						N
																	3.193e-09
	1	2	3														3.327e-09								1	2	3
																		УНО6
					Рис. 2.20. Схематическое изображение расположения БИК в реакторе
												ВВЭР-1000 (проект 320)

2.10.2.Функциональное назначение систем АЗ и ПЗ и состав основного оборудования СУЗ

В состав основного оборудования СУЗ входят:

•два независимых комплекта аварийной защиты (АЗ);

•комплект предупредительной защиты (ПЗ);

•система группового и индивидуального управления (СГИУ);

•система контроля и индикации положения органов регулирования (ОР);

•система автоматического регулирования мощности реактора;

•система силового управления приводами;

•система электропитания.

Оборудование СУЗ выполняет следующие функции:

•аварийную защиту реактора путем сброса всех ОР;

•предупредительную защиту путем последовательного движения ОР вниз с рабочей скоростью или запретом движения всех ОР вверх;

•ускоренную предупредительную защиту путем сброса одной группы;

•групповое или индивидуальное управление ОР реактора;

•автоматический переход по жесткому алгоритму с одной группы органов на следующую группу, как при ручном, так и при автоматическом управлении;

•автоматическое шунтирование некоторых сигналов АЗ;

•сигнализацию первопричины срабатывания аварийной и предупредительной защиты;

•автоматическое регулирование мощности реактора;

•индикацию положения ОР на БЩУ, а также выдачу сигналов

оположении каждого ОР в систему внутриреакторного контроля СВРК;

•сигнализацию неисправности.

Аварийная защита формирует команду на падение органов регулирования при возникновении аварийной ситуации. По этой команде все извлеченные ОР падают вниз. ОР выполнены таким образом, что штанга с поглотителем подвешена с помощью защелок, удерживаемых электромагнитом. При потере электропитания на катушках электромагнита ОР падают вниз независимо от положения по высоте зоны. В целях повышения надежности предусмотрены два комплекта аппаратуры АЗ. Каждый комплект аппаратура

173

АЗ выполнен трехканальным, работает по мажоритарному принципу «два из трех», является полностью независимым и размещен в отдельном помещении. На каждый комплект аппаратуры АЗ входные сигналы поступают от трех комплектов датчиков аварийных сигналов, пройдя необходимую обработку в устройстве формирования дискретных сигналов.

Система предупредительных защит предназначена для формирования аварийных команд на запрет повышения мощности реактора или снижения мощности до безопасных пределов. ПЗ предусматривает следующие команды для управления ОР:

•поочередное движение групп ОР вниз с рабочей скоростью до момента снятия аварийного сигнала, при исчезновении сигнала движение вниз прекращается;

•запрет движения ОР вверх, движение вниз разрешается, при исчезновении аварийного сигнала запрет снимается;

•сброс одной группы.

Функции ПЗ реактора также несет устройство разгрузки и ограничения мощности (РОМ). Устройство разгрузки и ограничения мощности реактора (РОМ) предназначено для ограничения тепловой мощности реактора на уровне, задаваемом автоматически в зависимости от числа работающих главных циркулярных насосов (ГЦН) и турбопитательных насосов (ТПН) во втором контуре. Снижение мощности до разрешенного уровня производится путем выдачи устройством РОМ команд на движение рабочей группы ОР вниз. Устройство РОМ структурно включает в себя:

•тракт вычисления тепловой мощности,

•тракт сравнения вычисленной тепловой мощности с нейтронной,

•тракт выработки скорректированного сигнала мощности реактора,

•тракт формирования уставки по мощности,

•тракт сравнения скорректированного сигнала мощности с уставкой по мощности,

•тракт по выработки сигнала воздействия на орган регулирования.

Устройство РОМ получает информацию об уровне нейтронной мощности от АКНП. Устройство РОМ получает также сигналы по перепаду температур на циркуляционных петлях реактора и ин-

174

формацию об отключении ГЦН и ТПН. Устройство РОМ выполнено трехканальным, с выдачей результирующего воздействия по принципу «2 из 3», причем каждый канал конструктивно оформлен в виде отдельной панели, все панели (каналы) абсолютно идентичны.

РОМ должен формировать сигнал ограничения мощности при следующих событиях:

•при частоте электропитания ГЦН большей 49 Гц;

•102 % N ном. – при четырех работающих ГЦН и двух работающих ТПН;

•69 % N ном. – при трех работающих ГЦН и двух работающих ТПН;

•52 % N ном. – при четырех работающих ГЦН и одном работающем ТПН;

•52 % N ном. – при двух работающих ГЦН в противоположных петлях и двух работающих ТПН или при одном работающем ТПН;

•42 % N ном. – при двух работающих ГЦН в смежных петлях

ихотя бы одном работающем ТПН;

•при снижении частоты на трех из четырех секциях электропитания ГЦН до 49 Гц уровень ограничения мощности снижается до 0,9 номинального уровня, определенного в зависимости от количества работающих ГЦН и ТПН при номинальной частоте электропитания.

Автоматический регулятор мощности (АРМ) реактора предназначен для приведения мощности реактора в соответствие с мощностью турбогенераторов и поддержания нейтронной мощности реактора по сигналам аппаратуры контроля нейтронного потока АКНП. Для реакторов типа ВВЭР автоматический регулятор мощности обеспечивает следующие основные режимы работы:

•режим поддержания постоянного давления пара перед регулирующими клапанами турбины (Р2К = const);

•режим поддержания постоянной нейтронной мощности в реакторе (режим "Н").

Устройства группового и индивидуального управления ОР выполняют следующие функции:

• одновременное перемещение вверх или вниз в заданной последовательности органов регулирования, объединенных в фикси-

175

рованные группы, которые управляются от автоматического регулятора мощности или от оператора при ручном управлении;

•стоянка в любом положении по высоте активной зоны;

•сброс всех ОР при срабатывании АЗ;

•поочередное движение вниз групп ОР с рабочей скоростью, начиная с последней по сигналу предупредительной защиты ПЗ-1 (при снятии ПЗ-1 движение прекращается);

•введение запрета на движение ОР вверх при поступлении сигнала предупредительной защиты.

Система контроля положения ОР обеспечивает:

•индикацию положения ОР;

•формирование дискретных сигналов, соответствующих конечным и промежуточным положениям ОР;

•формирование сигнала падения ОР;

•формирование сигнала о неисправности системы контроля положения ОР.

2.10.3. Системы контроля и радиационной защиты

Одной из основных систем контроля в реакторах ВВЭР-1000 является система АКНП. О ней было подробно рассказано выше. Другой не менее важной системой контроля является система внутриреакторного контроля – СВРК. СВРК является системой нормальной эксплуатации важной для безопасности. Система ВРК предназначена для обеспечения безопасной и экономичной эксплуатации реактора на энергетическом уровне мощности. Важность системы для целей радиационной безопасности обусловлена тем, что при маневрировании тепловой мощностью активной зоны при сбросе и увеличении нагрузки, либо при кратковременных неполадках в работе основного оборудования (ПГ, ГЦН и т.д.) происходят колебания нейтронной мощности, вызванные ксеноновыми процессами. При этих колебаниях объемный коэффициент неравномерности может значительно увеличиваться, оболочка твэлов перегреваться, и возможно увеличение числа микротрещин в оболочке твэлов, что приводит к повышению выхода радиоактивных продуктов из ТВЭЛ в теплоноситель и повышению радиационного фона на АЭС. При повышении неравномерности распределения локальной мощности по объему зоны выше допустимых значений, при которых возможна разгерметизация твэлов, система

176

вырабатывает предупредительный сигнал о необходимости снижения интегральной мощности реактора. Опыт эксплуатации ВВЭР1000 показал, что при снижении мощности до 70 % номинального значения масштабы ксеноновых колебаний и вероятность разгерметизации твэлов резко уменьшается. Поэтому при возникновении локальных колебаний мощности с превышением допустимых значений реактор, как правило, переводят на 70 % номинальной мощности. В настоящее время СВРК в автоматическом режиме вырабатывает предупредительный сигнал об уровне снижения мощности.

СВРК выполняет следующие функции:

•сбор, обработку и представление оператору на БЩУ обобщенной информации о текущем состоянии реакторной установки и сигнализацию о выходе параметров за допустимые пределы;

•регистрацию информации для получения протоколов и сво-

док;

•накопление данных, для ведения истории работы реактора;

•обмен данными с информационно-вычислительной системой блока (ИВС);

•контроль работоспособности и диагностику неисправностей оборудования СВРК.

СВРК обеспечивает выполнение перечисленных функций в режиме нормальной эксплуатации, в режимах с нарушениями нормальной эксплуатации и аварийных режимах. СВРК обеспечивает:

• контроль температуры в петлях ГЦК с погрешностью 0.5 °С, на выходе из кассет с погрешностью 1.0 °С;

• расчет тепловой мощности реактора с погрешностью

±2 % номинального значения;

• расчет распределения энерговыделения в активной зоне с погрешностью 5 % для 12 ТВС с максимальной тепловой нагрузкой.

Кроме этого, получаемая от внутриреакторного контроля информация используется оператором:

•при выборе регулирующей группы СУЗ;

•при выравнивании поля энерговыделения по активной зоне;

•для управления борным регулированием;

•для текущей индикации и регистрации информации о состоянии активной зоны;

•для накопления и хранения информации о медленно изменяющихся параметрах с учетом всех изменений режима работы установки;

177

•для выдачи предупредительных и аварийных сигналов. СВРК состоит из следующих основных частей;

•датчиков первичной информации;

•линий связи и вспомогательных устройств;

•информационно-измерительной электронной аппаратуры;

•вычислительного комплекса;

•программного обеспечения.

Всостав датчиков первичной информации входят внутриреакторные датчики нейтронного потока и датчики температуры на выходе из активной зоны. А также датчики температуры в холодных и горячих нитках ГЦК, датчики давления, по показаниям которых определяется перепады на ГЦН, на ПГ и на активной зоне и др. Кроме этого в СВРК поступает ряд сигналов от станционных датчиков из других систем.

Всостав СВРК входят два комплекта информационноизмерительной электронной аппаратуры (два вычислительных комплекса) и программное обеспечение. При нормальном функционировании оба комплекта аппаратуры осуществляют сбор и передачу в вычислительный комплекс (ВК) системы значений сигналов датчиков для последующей обработки и выдачи результатов расчета на внешние устройства ВК и дисплеи аппаратуры. На рис.

2.21показана структурная схема расчетно-экспериментального комплекса АЭС, где центральное место занимает СВРК.

Передача информации из аппаратуры в ВК осуществляется по инициативе аппаратуры по окончании очередного цикла измерения сигналов датчиков, который составляет 2 с для нормированных и дискретных сигналов и 20-22 с для сигналов низкого уровня. В том случае, если функционируют два комплекта аппаратуры, информация в каждый передается по основному каналу связи. При отказе одного из комплектов или обрыве основного канала информация поступает по резервному каналу от другого комплекта аппаратуры. Кроме того, в этом режиме аппаратура проводит расчет и передачу

вВК основных параметров, характеризующих состояние активной зоны и РУ в целом, сравнение их с уставками, полученными из ВК, и формирование сигналов защиты активной зоны от локальных перегревов. Оба комплекта ВК функционируют в реальном масштабе времени, осуществляя оперативную обработку поступающей

178

	из аппаратуры информации и представление результатов расчетов
	оператору на дисплей. Допускается режим работы СВРК, при ко-
	тором один из комплектов ВК проводит оперативную обработку
	информации, а другой осуществляет фоновые неоперативные рас-
	четы.
		Ограничение максимальной
		линейной нагрузки на ТВЭЛ:
		определение уставок по Ql
		в объёме активной зоны
			Интегральная мощность		Расчет по п/к КАСКАД:
		активной зоны < 3000 МВт			БИПР-7А+ПЕРМАК
	Определение и регулирование			Определение и регулирование
				ространсвенного распределени
	тепловой мощности реактора
				энерговыделения
	Тепловая мощность				СВРК
	1-го и 2-го контуров
					ГИНДУКУШ
	ИВС / СВРК / АКЭ
	АКНП				СВРК
					ХОРТИЦА
	РОМ / УРБ			Мониторы
	СГИУ			Оператор
	Рис. 2.21. Структурная схема расчетно-экспериментального комплекса АЭС

179

12 КАССЕТ С МИНИМАЛЬНЫМ ОТКЛОНЕНИЕМ QL ОТ УСТАВОК В МЕСТАХ РАСПОЛОЖЕНИЯ ДПЗ, Вт/см

Коорд.ТВС Орбита QL											QLlim		Diff
	04 - 37						14		226.6		265.2		-38.6
	12 - 21						14		226.5		265.2		-38.8
	10 - 39						14		226.2		265.2		-39.0
	02 - 27						14		226.1		265.2		-39.1
	06 - 19						14		226.1		265.2		-39.2
	14 - 31						14		226.1		265.2		-39.2
	06 - 39						14		222.3		265.5		-43.2
	08 - 29						1		235.6		278.8		-43.2
	10 - 19						14		222.1		265.5		-43.3
	02 - 31						14		222.1		265.5		-43.3
	14 - 27						14		222.0		265.5		-43.5
	12 - 37						14		221.8		265.5		-43.7

Рис. 2.22. 12 ТВС с наиболее критическими тепловыми нагрузками

В результате обработки показаний станционных датчиков и проведения ряда расчетов в СВРК определяются наиболее достоверные значения мощности активной зоны и мощности 2-го контура. Определяется распределение локальной мощности в объеме активной зоны, распределение допустимых значений локальной мощности по активной зоне для каждого момента кампании в местах расположения ДПЗ. Происходит определение первых 12-ти ТВС, в которых наблюдается минимальная разница между расчет- но-измеренным значением локальной мощности в месте расположения ДПЗ и предельно допустимым значением (уставкой). На рис. 2.22 приведены значения линейных тепловых нагрузок на ТВЭЛ в

180