 |
|
Возмущение перемещением ОР СУЗ (саморегулирование РУ).
Настоящий режим предусмотрен "Технологическим Регламентом" при проведении измерений температурного плотностного коэффициента реактивности топливной загрузки вблизи номинального уровня мощности ВВЭР-1000. Графики изменения основных эксплуатационных параметров в период переходного процесса приведены на Рис. 2.
Перемещение рабочей группы ОР СУЗ № 10 вниз в течение 10-ти секунд (график "Нcr") означает погружение шести кластеров с поглощающими элементами на 20 сантиметров в активную зону реактора с соответствующим ухудшением условий размножения нейтронов. Снижение эффективного коэффициента размножения нейтронов в ЯР менее 1.0 (или реактивности ЯР ниже нуля) приводит к ссокращению числа делений ядерного топлива в объеме активной зоны, т.е. к снижению тепловой мощности реактора (график "Nrct"). Результатом этого является понижение температуры топливных сердечников твэл (график "Tfue") и уменьшение температурного напора между ядерным топливом и теплоносителем. Последнее означает, что величина теплового потока с поверхности твэл в теплоноситель в активной зоне начинает убывать. В соответствии с величиной текущего теплового потока будет меняться и подогрев теплоносителя в активной зоне, что отразится на температуре теплоносителя на выходе из ЯР и, конечно, на средней температуре теплоносителя в активной зоне реактора (график "Tave").
Следует заметить, что понижение температуры топливных сердечников также будет причиной проявления в этих условиях мощностного эффекта реактивности ( доплер-эффекта ), связанного с изменением вероятности резонансного захвата замедляющихся нейтронов, главным образом в уране-238 с изменением температуры. В данном случае снижение температуры урана вызовет сужение "резонансных пиков" сечения захвата урана-238 и соответствующе понижение вероятности захвата замедляющихся нейтронов. Большее число нейтронов сумеет замедлиться и станет тепловыми. Их будет больше в каждом последующем поколении нейтронов. Таким образом, коэффициент размножения нейтронов ЯР растет благодаря положительному вкладу мощностного эффекта в суммарный запас реактивности ядерного реактора. Вследствие своей безынерционности мощностной эффект реактивности оказывает противодействие снижению мощности ЯР, начиная с первых же секунд переходного процесса. Спад мощности ЯР замедлится (см. график "Nrct"). За это свойство практически немедленного отклика на возмущение по тепловой мощности ЯР данный температурный эффект часто называют "быстрым мощностным" эффектом реактивности.
Через промежуток времени, необходимый для транспорта по "горячим ниткам" главного циркуляционного трубопровода, более холодный теплоноситель окажется в теплообменных трубках парогенераторов. Средний температурный напор между греющей средой (теплоносителем) и нагреваемой (рабочим телом) при этом понизится. Как следует из уравнения теплопередачи в парогенераторе (обозначения см. выше),
снижение температурного напора означает сокращение теплового потока от теплоносителя к рабочему телу и соответствующее сокращение количества генерируемого пара. Это, в свою очередь, вызовет снижение давления пара в парогенераторах и главном паровом коллекторе, поскольку паротурбинная установка потребление пара не изменяла, а интенсивность генерации пара в ПГ уменьшилась. Иными словами, убыль количества пара в ПГ вследствие потребления ТА в этой ситуации станет превышать прибыль вследствие генерации. Масса пара в ПГ начнет снижаться. Именно по этой причине - дисбаланса производства и потребления пара - начнется снижение давления в парогенераторе (см. график "Psg"). Проанализируем уравнение, описывающее тепловую мощность, потребляемую паротурбинной установкой:
(6.1)
В обсуждаемом режиме перемещения штоков регулирующих клапанов турбоагрегата не производилось, проходное сечение клапанов для впуска пара осталось прежним. Некоторое снижение давления в ПГ и главном паровом коллекторе слабо повлияет на общий перепад давления в проточной части турбины, поэтому можно утверждать, что расход пара на ТА останется практически неизменным. Как известно, энтальпия сухого насыщенного пара – 
является функцией давления насыщения, однако в рабочем диапазоне давлений пара в ЯЭУ АЭС с ВВЭР-1000 ( от 5.6 до 6.6 МПа) этот параметр практически постоянен и равен приблизительно 2800 кДж/кг. Кроме того, предполагается, что в режиме саморегулирования никаких оперативных переключений в конденсатно-питательном тракте не происходит, температура и энтальпия питательной воды, подаваемой в парогенераторы, также постоянны. Все это позволяет сделать важный вывод о том, что несмотря на действующее в РУ возмущение тепловая мощность паротурбинной установки не изменилась. Просто не оказалось факторов, способных изменить мощность ПТУ в данных условиях. По этой причине мощность ПТУ останется неизменной и до окончания переходного процесса, т.е. полной стабилизации основных параметров ЯЭУ. Необходимо заметить, что стабильное (стационарное) состояние РУ как при саморегулировании, так и при работе штатных регуляторов достигается только в одном единственном случае: при наличии баланса между количеством тепловой энергии, генерируемой в ядерном реакторе и количеством тепловой энергии, потребляемой паротурбинной установкой. Т.е. устойчивость и стабильность работы реакторной установки АЭС напрямую зависят от состояния главного потребителя тепловой энергии, выработанной в ядерном реакторе, - от состояния паротурбинной установки. Это одна из фундаментальных закономерностей, связанных с особенностями эксплуатации реакторных установок АЭС, о которой всегда должен помнить оперативный персонал БЩУ, реакторного и турбинного цехов станции. Из вышеизложенного следует очередной важный вывод текущего анализа: мощность реакторной установки после завершения переходного процесса вернется к своему начальному уровню (существовавшему до начала переходного процесса).
Обратимся к процессам, происходящим в парогенераторах. Начавшееся снижение давления пара повлечет за собой снижение температуры насыщения. Это означает, что первоначально сократившийся температурный напор в ПГ начнет возрастать, а вместе с ним начнет увеличиваться тепловой поток (тепловая мощность) со стороны теплоносителя 1-го контура. Рост тепловой нагрузки ПГ вызовет соответствующий рост количества производимого пара. Поэтому спад давления пара и температуры насыщения в парогенераторах замедлится, а вскоре и вовсе прекратится. Для прекращения снижения (но не восстановления до прежних значений!) достаточно лишь достижения вновь массового баланса в ПГ, равенства, между количеством производимого в парогенераторе и количеством отбираемого на ТА пара, т.е. восстановления количества производимого пара до уровня, предшествовавшего началу переходного процесса. Это также одна из интересных особенностей реакторных установок АЭС с ВВЭР, когда паропроизводительность ПГ возрастает, не дожидаясь соответствующего роста тепловой мощности ядерного реактора. Следует заметить, что восстановление указанного баланса в ПГ будет одновременно означать и то, что произошло восстановление температурного напора между рабочими средами 1-го и 2-го контуров, имеющего вполне конкретное значение для данного уровня мощности. Восстановления давления пара в парогенераторе до начального значения в обсуждаемой ситуации произойти не может, поскольку для этого потребовалось бы накапливать пар в ПГ, т.е. иметь паропроизводительность превышающую потребление пара турбоустановкой. Однако этого здесь не происходило.
Рассмотрим влияние теплогидравлических процессов в парогенераторах на состояние ядерного реактора. Оно обязательно проявится, т.к. в ПГ менялась интенсивность теплообмена. Так увеличение температурного напора и тепловой мощности ПГ в результате снижения давления приведут к "захолаживанию" (понижению температуры) теплоносителя выходящего из парогенераторов и направляющегося на вход в реактор. Теперь не только на выходе, но и на входе в реактор оказался теплоноситель с пониженной, в сравнении с начальной, температурой. Это значит, что средняя температура замедлителя нейтронов (теплоносителя в ВВЭР) в активной зоне реактора снизилась, а его плотность повысилась. Среднее расстояние между молекулами воды в активной зоне стало меньше. Число столкновений замедляющихся нейтронов с молекулами воды в активной зоне ЯР возросло. Несмотря на связанное с этим увеличение поглощения нейтронов водой, более сильным фактором в данной ситуации окажется улучшение замедляющих свойств размножающей среды, сокращение средних пространственных смещений нейтронов в процессе замедления и, как следствие, снижение вероятности утечки замедляющихся нейтронов. Благодаря этому число замедлившихся (тепловых) нейтронов в каждом последующем поколении будет возрастать. Итогом конкуренции факторов, сопровождающих изменение температуры теплоносителя в активной зоне ЯР станет высвобождение положительной реактивности. Рассмотренное явление - не что иное, как описание действия плотностного эффекта реактивности, наиболее характерного для реакторов типа ВВЭР.
Итак, в течение переходного процесса, вызванного перемещением ОР СУЗ, будет происходить взаимное противоборство трех составляющих запаса реактивности:
1) отрицательной реактивности, внесенной в активную зону рабочей группой ОР СУЗ при перемещении вниз;
2) положительной реактивности, внесенной мощностным эффектом реактивности с началом снижения температуры топливных сердечников;
3) положительной реактивности, внесенной плотностным эффектом реактивности при захолаживании теплоносителя в активной зоне.
Принимая во внимание тот факт, что мощность реакторной установки, понизившись в начальной фазе переходного процесса, в итоге восстановится, придет в соответствие с неизменной мощностью паротурбинной установки, можно сделать заключение о том, что два указанных выше температурных эффекта будут некоторое время в сумме, по абсолютной величине превышать величину отрицательной реактивности, внесенной стержнями-поглотителями, что приведет не только к прекращению спада тепловой мощности реактора, но и к ее восстановлению до прежнего уровня (см. график "Nrct"). Условием стабилизации (постоянства во времени) мощности реактора является равенство нулю суммарной реактивности топливной загрузки, или взаимная компенсация действующих реактивностей различного знака.
Отличительной особенностью рассматриваемого переходного процесса является безусловный возврат реакторной установки на прежний уровень тепловой мощности для сохранения энергетического баланса с паротурбинной установкой. Это, в свою очередь, подразумевает возврат практически к начальному значению температуры топливных сердечников твэлов. А поскольку отклонение температуры ядерного топлива от начальной в ходе процесса самоликвидируется, то при стабилизации мощности ЯР исчезнет и составляющая мощностного эффекта реактивности, вызванная отклонением мощности реакторной установки от начального уровня. Таким образом, по завершении переходного процесса внесенная в реактор ОР СУЗ отрицательная реактивность будет скомпенсирована практически только лишь одним положительным плотностным эффектом реактивности. Указанная особенность дает возможность с хорошей точностью определять величину плотностного коэффициента реактивности в период проведения НФИ вблизи номинального уровня мощности РУ.
Подводя итоги обсуждения режима с возмущением по реактивности при саморегулировании РУ АЭС отметим его существенные особенности:
· Мощность реакторной установки вернулась к своему начальному значению в соответствии с мощностью, потребляемой паротурбинной установкой;
· Стабилизация мощности РУ наступила при достижении нулевой реактивности ЯР после взаимной компенсации реактивностей, внесенных ОР СУЗ и плотностным эффектом реактивности;
· Средняя температура теплоносителя в ходе процесса понизилась и позволила получить необходимую положительную реактивность для компенсации внесенного возмущения;
· Давление пара в ПГ и ГПК понизилось, обеспечив необходимое для саморегулирования РУ захолаживание теплоносителя 1-го контура;
· Стабилизация давления пара в ПГ произошла с восстановлением баланса количеств генерируемого ПГ и потребляемого турбиной пара с одновременным восстановлением температурного напора до начальной величины.