Спосіб управління ядерною енергетичною установкою з реактором водяного типу при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження

Реферат: Винахід належить до ядерної енергетики і може бути використаний для управління ядерною установкою з реактором водо-водяного типу при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження. Спосіб управління ядерною енергетичною установкою з реактором водяного типу при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження, передбачає підтримання аксіального офсету в активній зоні реактора. При зменшенні потужності реактора одночасно здійснюють введення борної кислоти в теплоносій першого контуру, а також підвищують тиск пари в головному паровому колекторі і парогенераторах до величини, що забезпечує постійну температуру теплоносія. При досягненні заданого проміжного рівня потужності реактора, подачу борної кислоти припиняють і подають в перший контур "чистий дистилят". Після проходження максимуму "йодної ями" вводять борну кислоту. Здійснюють одночасно введення UA 100070 C2 (12) UA 100070 C2 "чистого дистиляту" в теплоносій першого контуру, а також знижують тиск пари в головному паровому колекторі і парогенераторах до величини, що забезпечує постійну температуру теплоносія. Технічним результатом заявленого способу є більш висока стабільність поля енерговиділення в активній зоні реактора, більш висока довговічність оболонок тепловиділяючих елементів, менша кількість керуючих впливів і більш висока надійність системи управління реактором при маневруванні потужністю. UA 100070 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Винахід належить до ядерної енергетики і може бути використаний для управління ядерною установкою з реактором водо-водяного типу при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження. Використання атомних електростанцій (АЕС) в покритті графіків навантаження енергосистеми призводить до якісної зміни вимог, накладених на систему управління основними теплотехнічними параметрами. Навіть при роботі АЕС в базовому режимі для енергоблоків великої потужності виникають проблеми при відпрацюванні внутрішніх і зовнішніх збурень системою управління, що складається з окремих локальних регуляторів. Переведення ж реактора в режим спостереження за навантаженням помітним чином змінює умови роботи конструкційних елементів, вузлів і систем реакторної установки. Найбільш жорсткі вимоги при маневреному режимі роботи пред'являються до підсистеми управління потужністю і енергорозподілі в активній зоні (АКЗ) реактора. Відхилення поля енерговиділення від рівноважної форми, а значить, і зміна лінійної потужності тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ) повинно бути мінімальним, оскільки в маневреному режимі воно має циклічний характер і може призвести за певних умов до передчасного виходу з ладу тепловиділяючих збірок. Однією з основних величин, що характеризують нейтронне поле і, отже, енерговиділення в АКЗ реактора є аксіальний офсет (АО), що є мірою зміни аксіального енергорозподілення. Аксіальний офсет (у відсотках) визначається як різниця потужностей верхньої та нижньої половин активної зони, віднесена до її повної потужності. Вибір АО як характеристики нейтронного поля обґрунтований тим, що його перша гармоніка вносить основний вклад у розподіл енерговиділення в АКЗ реактора. Тому зміна АО в перехідних режимах багато в чому характеризує стійкість енергорозподілення, і, керуючи аксіальним офсетом, можна досить ефективно управляти нейтронним полем. При спостереженні за навантаженням, щоразу, коли в результаті зміни потужності та руху стрижнів виникає небезпека, що АО вийде за допустимі межі, оператор повинен змусити стрижні зайняти положення, при якому офсет має прийнятну величину. Відомий спосіб управління ядерною енергетичною установкою (ЯЕУ), що полягає у переміщенні стрижнів регулювання при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження з підтриманням при цьому оптимального аксіального офсету (див. патент US N4222822, МПК G21C 7/00, опубл. 16.09.80). Даний відомий спосіб передбачає також борну систему регулювання. Відомий також спосіб управління ЯЕУ з реактором водо-водяного типу при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження, що полягає у відстеженні зазначених змін системою регулювання турбіни, установку необхідної відповідно до зазначених змін потужності турбіни за допомогою регулюючого клапана, що змінює витрати пари на турбіну, подальше переміщення органів регулювання відповідно до зазначених змін, з підтримкою при цьому оптимального АО у АКЗ реактора (див. заявку GB N2122409, МПК G21C 7/00, опубл. 1984). Крім того, відомий спосіб передбачає можливість установлення необхідної потужності турбіни вручну оператором або автоматично зовнішньою керуючою системою, а також борне регулювання потужності реактора. Недоліком вищеописаних відомих способів є значне використання системи борного регулювання потужності ядерного реактора, оскільки швидкодія цієї системи невелика і погіршується в міру зменшення концентрації бору протягом кампанії реактора. Найбільш близьким до винаходу, що заявляється, є спосіб управління ЯЕУ, викладений в описі до патенту на винахід Російської Федерації № 2173895. Спосіб здійснюється наступним чином. Відповідно до зміни потужності реактора або зовнішнього навантаження вручну оператором або автоматично зовнішньою керуючою системою установлюють необхідну потужність турбіни за допомогою регулюючого клапана, що змінює витрати пари на турбіну. Штатну систему органів регулювання розбивають на декілька груп (підгруп), число яких і кількість органів регулювання в яких визначають заздалегідь виходячи з коефіцієнта реактивності по температурі теплоносія і моменту кампанії реактора. Здійснюють контроль за величиною, що характеризує неузгодженість між дійсними потужністю реактора і потужністю турбіни. Шляхом зміни глибини занурення і взаємного положення зазначених груп і підгруп стрижнів здійснюють зміну потужності реактора, підтримання вихідного значення АО і підтримку в заданих межах зазначеної величини неузгодженості. При зміні потужності реактора верхнє значення тиску пари в головному паровому колекторі (ГПК) обмежують величиною, рівною значенню тиску відкриття редукційного клапана, розташованого в ГПК. Даний спосіб вибраний прототипом. 1 UA 100070 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Спільним для прототипу і винаходу, що заявляється, є підтримка аксіального офсету в активній зоні реактора. Недоліком вищеописаного способу-прототипу є більш частий, а також більш значний вплив на органи регулювання (ОР) системи управління і захисту (СУЗ), оскільки це: а) при вилученні ОР СУЗ з АКЗ призводить до більш частих і більш значних стрибків лінійної потужності в тепловиділяючих елементах, розташованих поблизу поглинаючих стрижнів (ПС) СУЗ на межі їх руху, через що виникають значні напруження, що сприяють руйнуванню оболонок ТВЕЛ; б) призводить до більшої амплітуди зміни АО, що може стати причиною виникнення перехідних процесів на ксенон, так званих ксенонових коливань, що в свою чергу призведе до циклічної зміни лінійної потужності ТВЕЛ по висоті і може сприяти руйнуванню оболонок ТВЕЛ. В основу винаходу поставлено задачу розробити удосконалений спосіб управління ядерною енергетичною установкою з реактором водяного типу при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження, в якому шляхом зміни порядку виконання технологічних операцій забезпечити більш високу стабільність поля енерговиділення в активній зоні реактора, більш високу довговічність оболонок тепловиділяючих елементів, меншу кількість керуючих впливів і більш високу надійність системи управління реактором при маневруванні потужністю. Поставлена задача вирішена в способі управління ядерною енергетичною установкою з реактором водяного типу при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження, що передбачає підтримку аксіального офсету в активній зоні реактора, тим, що при зменшенні потужності реактора одночасно здійснюють введення борної кислоти в теплоносій першого контуру і робочої групи органів регулювання системи управління та захисту в активну зону реактора за пропорційним законом регулювання, а також підвищують тиск пари в головному паровому колекторі і парогенераторах до величини, що забезпечує постійну температуру теплоносія на вході в реактор, а при досягненні заданого проміжного рівня потужності реактора, подачу борної кислоти припиняють і при досягненні заданого рівня потужності подають в перший контур "чистий дистилят", а після проходження максимуму "йодної ями" для стабілізації потужності реактора на заданому рівні вводять борну кислоту, а для збільшення потужності реактора до нового стаціонарного рівня здійснюють одночасно введення "чистого дистиляту" в теплоносій першого контуру, виведення робочої групи органів регулювання системи управління і захисту з активної зони реактора за пропорційним законом регулювання, а також знижують тиск пари в головному паровому колекторі і парогенераторах до величини, що забезпечує постійну температуру теплоносія на вході в реактор. На відміну від прототипу, у винаході, що заявляється: а) переміщається тільки одна група ОР СУЗ, у зв'язку з чим значно меншу кількість ТВЕЛ відчуває стрибкоподібне збільшення лінійної потужності під час руху ОР СУЗ вгору; б) значно менше амплітуда необхідного переміщення ОР СУЗ, що зменшує зону ТВЕЛ, яка зазнає циклічного навантаження, а також підвищує довговічність оболонок ТВЕЛ; в) поліпшуються умови роботи зварних з'єднань № 111 ПГ; г) для стабілізації поля енерговиділення в аксіальному напрямі використовуються внутрішньо притаманні АКЗ властивості; д) значно менше амплітуда розбіжності графіків миттєвого і рівноважного АО, що зменшує ймовірність виникнення "ксенонових коливань" (просторового перерозподілу енерговиділення в обсязі АКЗ, викликаного перехідними процесами на ксеноні) і зменшує додаткове навантаження оболонок ТВЕЛ при просторовому перерозподілі енерговиділення в обсязі АКЗ в результаті перехідних процесів на ксеноні; є) при зменшенні потужності реактора підтримання необхідного рівня потужності здійснюється одночасно переміщенням регулюючої групи ОР СУЗ і введенням борної кислоти, а потім переміщенням регулюючої групи і використанням ефекту самоотруєння АКЗ; ж) протягом всього маневру температура теплоносія на вході в АКЗ підтримується постійною. Спосіб здійснюється наступним чином. При необхідності зниження потужності реактора, оператор відключає автоматичний регулятор потужності. Потім: 1) за допомогою насоса борного концентрату і підживлювального агрегату здійснює введення розчину борної кислоти в теплоносій першого контуру в кількості, що визначається необхідною глибиною розвантаження і зі швидкістю, яка визначається необхідною швидкістю розвантаження; 2 UA 100070 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 2) одночасно, оператор реактора вводить робочу групу ОР СУЗ в АКЗ за пропорційним законом регулювання зі швидкістю і до положення, що забезпечує постійне значення миттєвого АО; 3) одночасно, оператор турбіни закриттям регулюючого клапана (РК), що змінює витрата пари на турбіну, підвищує тиск пари в ГПК і ПГ зі швидкістю і до значення, що забезпечує постійну температуру теплоносія першого контуру на вході в реактор. При досягненні рівня потужності Nпром. введення розчину борної кислоти припиняється і зниження потужності до значення Nзад. відбувається за рахунок перехідних процесів на ксеноні ("отруєння" реактора), а також триваючих дій операторів за пп. 2 і 3. Після того, як потужність реактора досягне Nзад., підживлювальним агрегатом з деаератора борного регулювання в перший контур подається вода без бору ("чистий дистилят") у кількості, необхідній для стабілізації потужності на заданому рівні. Після проходження максимуму "йодної ями", для запобігання росту потужності реактора за рахунок перехідних процесів на ксеноні ("разотруєння" реактора), в реактор насосом борного концентрату і підживлювальним агрегатом подається розчин борної кислоти в кількості, необхідній для підтримки Nзад… При надходженні заявки на відновлення потужності: 1а) оператори за допомогою підживлювального агрегату вводять в перший контур "чистий дистилят" в кількості, що визначається новим Nзад.; 2а) одночасно, оператор турбіни відкриттям регулюючого клапана, що змінює витрати пари на турбіну, знижує тиск пари в ГПК і ПГ зі швидкістю і до значень, що забезпечують постійне значення температури теплоносія на вході в реактор; 3а) одночасно, оператор реактора виводить робочу групу ОР СУ3 з АКЗ за пропорційним законом регулювання зі швидкістю і до значень, що забезпечують постійне значення миттєвого АО. Після досягнення нового Nзад. потужність реактора підтримується зміною концентрації борної кислоти у першому контурі, а заглушення незначних ксенонових коливань здійснюється незначним переміщенням регулюючої групи ОР СУЗ. ФОРМУЛА ВИНАХОДУ Спосіб управління ядерною енергетичною установкою з реактором водяного типу при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження, що передбачає підтримку аксіального офсету в активній зоні реактора, який відрізняється тим, що при зменшенні потужності реактора одночасно здійснюють введення борної кислоти в теплоносій першого контуру і робочої групи органів регулювання системи управління та захисту в активну зону реактора за пропорційним законом регулювання, а також підвищують тиск пари в головному паровому колекторі і парогенераторах до величини, що забезпечує постійну температуру теплоносія на вході в реактор, а при досягненні заданого проміжного рівня потужності реактора, подачу борної кислоти припиняють і при досягненні заданого рівня потужності подають в перший контур "чистий дистилят", а після проходження максимуму "йодної ями" для стабілізації потужності реактора на заданому рівні вводять борну кислоту, а для збільшення потужності реактора до нового стаціонарного рівня здійснюють одночасно введення "чистого дистиляту" в теплоносій першого контуру, виведення робочої групи органів регулювання системи управління і захисту з активної зони реактора за пропорційним законом регулювання, а також знижують тиск пари в головному паровому колекторі і парогенераторах до величини, що забезпечує постійну температуру теплоносія на вході в реактор. Комп’ютерна верстка M. Мацело Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 3