Что такое останов реактора
Большая Энциклопедия Нефти и Газа
Останов реакторов для профилактической ревизии и ремонта оборудования производится, как правило, в выходные и праздничные дни. С учетом требований энергообъединения и стремления обеспечить достаточную глубину выгорания, которая растет с увеличением числа перегрузок реактора за полную кампанию, для ВВЭР практикуется режим трех частичных перегрузок топлива за кампанию, который обеспечивает работу блока между перегрузками в течение года. При этом, как правило, количество перегружаемых кассет в каждую перегрузку близко к одной трети всех кассет активной зоны, но может и отклоняться от этого количества на отдельных блоках в зависимости от плановых заданий АЭС в целом. [1]
После останова реактора равновесное состояние ядер Хе135 и Sm149 нарушается. [3]
Система автоматического пуска и останова реактора осуществляет по разрешению оператора плавный подъем давления в реакторе до заданного значения, а также его быстрое снижение. [5]
Возможны ситуации, когда время останова реактора или иной ядерно-энергетической установки, необходимое для осмотра, ремонта или замены узла конструкции, работающего в условии высоких дозовых нагрузок, определяется временем выдержки Т выд для снижения активационного излучения до допустимого уровня. Например, при разработке защиты сверхпроводящих обмоток термоядерных реакторов ( ТЯР) одним из основных критериев защиты является снижение мощности дозы активационного излучения вблизи обмоток до 2 8 мбэр / ч через 36 ч после останова реактора. Причем в данном случае выбор значения Гвыд обусловлен целым рядом причин, а превышение его по условиям радиационной безопасности равносильно простою реактора. [6]
Для надежного и безопасного осуществления пуска и останова реактора на любом этапе необходим надежный контроль нейтронного потока на любом уровне, мощности, в том числе и на заглушенном реакторе. Поэтому система контроля мощности, так же как и система управления реактором, является частью общей системы СУЗ, обеспечивающей пуск и останов реактора. [8]
Основными функциями Автооператора являются: 1) автоматический пуск и останов реактора ; 2) автоматическая стабилизация параметров процесса; 3) автоматическая предупредительная блокировка процесса; 4) автоматическая аварийная защита реактора; 5) логическое управление реактором; 6) визуальный контроль, световая сигнализация и регистрация основных параметров процесса. [9]
Корпусные реакторы несколько осложняют операции по перегрузке топлива ( требуется останов реактора и снятие его крышки), а также по их демонтажу и захоронению после окончания срока работы. [11]
С учетом высокой стоимости ядерного топлива и большого экономического ущерба при останове реактора из-за недовыработки электроэнергии, очень важно, чтобы перегрузка топлива проводилась как можно реже. [13]
Стержни аварийной защиты ( A3) обеспечивают быстрое прекращение реакции деления ( останов реактора ) при возникновении аварийной ситуации. Механизм воздействия на реактивность систем КС, PC, A3 одинаков. [14]
Остановка реактора
В отличие от всех известных тепловых двигателей, реактор никогда не останавливается полностью, т.е. и после остановки в нем присутствует некоторый нейтронный поток, обусловленный предысторией работы реактора па мощности. Считается, что реактор остановлен, когда плотность нейтронного потока уменьшается до уровня, соответствующего интенсивности потока фотонейтронов и нейтронов спонтанного деления, а тепловая мощность соответствует остаточным тепловыделениям за счет бета- и гамма-излучения осколков деления.
Различают аварийную и плановую остановки реактора.
Под аварийной остановкой понимают его остановку при срабатывании автоматической аварийной защиты, а также при дистанционном или ручном взведении стержней аварийной защиты в случае возникновения условий, которые могут привести к повреждениям реактора или других элементов энергетической установки.
Обычно в судовых ядерных реакторах аварийная защита срабатывает по сигналам несанкционированных опасных изменений ряда параметров: при существенном превышении мощности реактора над заданной, снижении расхода теплоносителя, повышении температуры и давления в первом контуре, увеличении мощности с недопустимо малым периодом, снижении давления в первом контуре, повышении давления пара второго контура и др.
Процесс изменения плотности потока нейтронов после появления аварийного сигнала или нажатия кнопки АЗ определяется временем запаздывания системы АЗ, физическим весом и скоростью ввода поглотителей, видом используемого ядерного топлива.
В реальных условиях переходный процесс начинается в зависимости от конструкции реактора через 0,1—0,4 с после сброса стержней АЗ. Далее происходит резкое снижение мощности до значения, определяемого по формуле
Этот процесс обусловлен уменьшением плотности мгновенных нейтронов, поэтому практически безынерционен.
Последнее обстоятельство предопределяет практически безынерционное снижение температуры па выходе из активной зоны. Поэтому, если срабатывание аварийной защиты произошло по сигналам, не связанным с увеличением давления в первом контуре, необходимо принять меры к снижению скорости расхолаживания реактора в целях уменьшения температурных напряжений в конструкциях реактора и первого контура. Для этого следует уменьшить расход во втором контуре до 2—5 % номинального, а также снизить расход в первом контуре при наличии такой возможности. Если же причиной аварийной остановки стало превышение допустимого давления в первом контуре, то вначале необходимо несколько расхолодить реактор, чтобы снизить давление до нормального, и только после этого ограничить расход во втором и первом контурах.
После срабатывания аварийной защиты проводится анализ его причин. Если па устранение причин срабатывания необходимо длительное время, все поглотители опускаются в крайнее нижнее положение, а реактор расхолаживается либо поддерживается в разогретом состоянии по мере необходимости. Если причина аварии устранима в короткие сроки или сигнал оказался ложным, приступают к пуску реактора. Для этого необходимо остановить опускающуюся компенсирующую группу, взвести стержни АЗ, поднять в рабочее положение органы автоматического регулирования, а затем вывести реактор в критическое состояние подъемом КГ. Следует отметить, что остановка (подхват) КГ разрешается лишь после того, как ею будет введена отрицательная реактивность, превышающая по абсолютному значению реактивность, внесенную стержнями АЗ и АР, а также высвобожденную при расхолаживании за счет отрицательного температурного эффекта. Если подхватить КГ раньше, то при дальнейшем выводе реактора в критическое состояние подъемом КГ возможно новое срабатывание аварийной защиты по сигналам недопустимого периода разгона или превышения мощности над заданной.
Кроме основных предусматриваются резервные средства аварийной остановки реактора на случай выхода из строя первых. Они используются лишь в крайних случаях, когда создаются условия для самопроизвольного разгона реактора вследствие расхолаживания и разотравления. Наиболее распространенными резервными средствами аварийной остановки являются:
введение в активную зону реактора химических соединений с большим сечением поглощения нейтронов, например борной кислоты; введение поглощающего раствора в реактор — крайняя мера, так как снова ввести реактор в действие можно только после полной замены теплоносителя, сорбентов ионообменных фильтров и промывки коммуникаций первого контура;
введение борной дроби или химических соединений в гильзы органов регулирования системы управления и защиты; выпуск теплоносителя-замедлителя из реактора и др.
Плановая остановка начинается со снижения мощности реактора до уровня, обеспечивающего бесперебойную работу вспомогательных механизмов. При этом расход в первом контуре уменьшается до минимального, а если конструктивно предусмотрена естественная циркуляция теплоносителя (ЕЦТ) — до уровня расхода ЕЦТ. После вывода из действия паротурбинной установки мощность реактора снижается до 3—5 % номинальной. Одновременно с этим уменьшается расход во втором контуре в соответствии с условием поддержания такого соотношения его с мощностью реактора, при котором обеспечивается заданная постоянная скорость расхолаживания. Обычно скорость расхолаживания равна скорости разогрева.
Время работы реактора на различных мощностях при выводе из действия энергетической установки определяется для каждого типа установки и зависит от продолжительности осушения турбин, промывки парогенераторов и др. После окончания указанных процедур фиксируются все параметры, необходимые для последующего расчета пускового положения КГ.
Последней операцией плановой остановки является ввод в активную зону всех поглотителей: КГ, стержней аварийной защиты и автоматического регулирования. После этого начинается расхолаживание реактора.
Содержание материала
ГЛАВА 6
РЕЖИМ ОСТАНОВА РЕАКТОРА
6.1. ОСТАНОВ РЕАКТОРА
Останов реактора осуществляется с помощью системы управления и защиты. На ВВЭР система управления и аварийной защиты реакторов (СУЗ) состоит из управляемых электромеханически стержней с борным поглотителем, системы борного регулирования и системы аварийного ввода бора. Конструкция поглотителей электромеханической СУЗ и принципы действия их приводных механизмов освещены, например, в [5].
Система аварийного ввода бора (рис. 6.1) состоит из аварийных подпиточных насосов, подающих в 1-й контур раствор борной кислоты высокой концентрации, хранящейся в специальных емкостях.
Рис. 6.1. Схема аварийного ввода борной кислоты в ВВЭР-440: 1 — бак с раствором борной кислоты; 2 — аварийные подпиточные насосы (АПН)
По степени воздействия на мощность реактора ВВЭР-440 сигналы аварийной защиты (АЗ), поступающие от соответствующих датчиков в электронно-релейную аварийную схему (аварийную цепочку), подразделяются на четыре рода (АЗ-1 — A3-IV), причем наиболее эффективны, т. е. снижают мощность реактора с наибольшей скоростью, сигналы АЗ-1. Схема электронной аварийной цепочки объединяет в одну электронную цепь все реле от датчиков и приборов, которые могут быть источниками сигналов АЗ одного рода. Четыре рода АЗ составляют четыре аварийные цепочки. В них возникает стартовый импульс для исполнительных механизмов и схем.
При появлении сигнала АЗ-1 снимается напряжение питания силовых цепей выпрямительных устройств и преобразователей низкой частоты (ПНЧ) и все стержни СУЗ, находящиеся вверху или в промежуточном положении, движутся вниз самоходом со скоростью 20 — 30 см/с. При этом обеспечивается быстрый сброс нейтронной и тепловой мощности реактора.
Аварийные сигналы I рода (АЗ-1) ВВЭР-440 подаются в следующих случаях.
При появлении сигнала АЗ-П преобразователь низкой частоты отключается и стержни групп СУЗ последовательно, начиная с рабочей, движутся вниз самоходом. При исчезновении сигнала АЗ-2 происходит автоматический подхват движущихся групп.
Аварийные сигналы II рода (АЗ-П) ВВЭР-440 подаются в следующих случаях.
С появлением сигнала АЗ-3 движение рабочей группы стержней вверх прекращается. Одновременно на вход всех преобразователей низкой частоты рабочей группы стержней СУЗ подается управляющий сигнал на движение стержней вниз. Рабочая группа стержней СУЗ начинает движение вниз со скоростью 2 см/с. При исчезновении сигнала АЗ-3 происходит автоматический подхват группы.
Аварийные сигналы III рода (АЗ-Ш) ВВЭР-440 подаются в следующих случаях.
При появлении сигнала A3-IV запрещается движение органов регулирования вверх. С исчезновением сигнала запрещение снимается.
Аварийные сигналы IV рода (A3-IV) ВВЭР-440 подаются в следующих случаях.
Кроме аварийных уставок в системе АЗ предусмотрены и соответствующие предупредительные уставки по контролируемым параметрам (табл. 6.1). Это позволяет инженеру-оператору своевременно принимать необходимые меры. Появление предупредительных и аварийных сигналов сопровождается соответствующей световой и звуковой сигнализацией на блочном щите управления (БЩУ). Предусмотрены также блокировки, обеспечивающие автоматический переход на резервное оборудование и электропитание, защищающие реактор, 1-й контур и основное оборудование от недопустимых режимов и обеспечивающие безопасность АЭС. Принцип действия автоматических электросхем некоторых блокировок рассмотрен в [5]. Ниже приводятся перечни основных блокировок на ВВЭР-440.
А. Блокировки, действующие после срабатывания аварийной защиты реактора.
Б. Запуск дизель-генераторов при срабатывании A3-I или отсутствии напряжения на секциях КРУ-6 кВ, к которым подключены дизели.
В. Блокировки, действующие после срабатывания АЗ-1 по сигналу полного
обесточивания АЭС:
Таблица 6.1. Уставки аварийной защиты ВВЭР-440
* УП — уставка предупредительная, УА — уставка аварийная. Срабатывание АЗ по УП приводит к опусканию рабочей группы стержней СУЗ в активную зону со скоростью 2 см/с. Срабатывание АЗ по УА приводит к опусканию всех стержней СУЗ в активную зону со скоростью 20 см/с (самоходом).
а) отключение отпаек трансформаторов для собственных нужд, от которых не питаются ГЦН;
б) отключение механизмов для собственных нужд от секций КРУ-6 кВ, питающих ГЦН (кроме отключения ГЦН),— конденсатных насосов, питательных насосов, циркуляционных насосов, трансформаторов 6 кВ/0.4 кВ, дренажных насосов;
в) отключение резервного питания секций для собственных нужд 0.4 кВ.
а) отключение секционных выключателей при понижении напряжения на полусекциях 6 кВ, питающихся при обесточивании АЭС от дизелей;
б) отключение от системы соответствующего турбогенератора через 2 мин после срабатывания стопорных клапанов;
в) отключение отпаек соответствующих трансформаторов для собственных нужд, от которых не питаются ГЦН, через 2 мин после закрытия стопорного клапана турбины;
г) автоматическое включение резерва (АВР) секций собственных нужд 6 и 0,4 кВ при исчезновении основного питания, в том числе: включение дизелей при потере напряжения на секциях 6 кВ надежного питания собственных нужд II категории и АВР для секций 0,4 кВ надежного питания I категории.
Б. Блокировки, защищающие реактор и основное оборудование от недопустимых режимов.
Главные циркуляционные насосы.
второго импульсного клапана, вызывающего открытие второго предохранительного клапана парогенератора.
Главный паровой коллектор.
В. Блокировки по важнейшим вспомогательным системам, обеспечивающим безопасность АЭС.
Системы аварийной подпитки.
Система нормальной подпитки.
Спринклерная система.
1. Включение, в работу насосов спринклерной установки, переключатель блокировки которых находится в положении «работа», при увеличении избыточного давления в боксе ГЦН — ПГ более 0,3 кгс/см2.
Контур охлаждения ГЦН и приводов СУЗ.
Система технической воды.
При эксплуатации реактора нежелательны излишние остановы. Исследования показали, что стойкость твэлов и надежность оборудования находятся в обратной зависимости от числа так называемых термокачек (полных сбросов и наборов нагрузки) за кампанию. Поэтому число полных и частичных сбросов мощности ограничивается соответствующими техническими требованиями и условиями.
В практике эксплуатации ВВЭР различают следующие виды останова: а) автоматический аварийный останов реактора системой аварийной защиты; б) аварийный останов реактора оператором; в) нормальный останов реактора оператором.
Режимы остановов рассматриваются ниже применительно к ВВЭР-440.
В зависимости от конкретной ситуации нормальный и аварийный остановы могут осуществляться с расхолаживанием либо без расхолаживания 1-го контура (см. § 6.2).
Под нормальным остановом реактора понимается останов без воздействия аварийной защиты, т. е. останов оператором путем постепенного введения поглотителей стержней СУЗ в активную зону и прекращения цепной реакции деления. Все операции по нормальному останову АЭС регламентируются специальными технологическими инструкциями.
Нормальный останов реактора производится: а) для выполнения плановых предупредительных ремонтов (ППР); б) для замены ядерного топлива; в) в случае появления неполадок и неисправностей, при наличии которых работа реактора на мощности запрещается (но допускается нормальный останов).
Нормальный останов реактора без расхолаживания 1-го контура может потребоваться в следующих случаях: а) при необходимости не очень сложного ремонта обоих турбогенераторов; б) для выполнения ремонта оборудования 2-го контура; в) для проведения ремонта на открытом распределительном устройстве (ОРУ), без выполнения которого невозможна работа ТГ под нагрузкой.
Нормальный останов реактора с полным расхолаживанием 1-го контура и переводом реактора в глубоко подкритическое состояние выполняется в следующих случаях: а) для замены ядерного топлива; б) для ремонта систем и оборудования 1-го контура, проходящего с разуплотнением контура; в) для ремонта оборудования 2-го контура, который требует снижения рабочего давления и температуры в главном паровом коллекторе, главных паропроводах, в системе подпитки парогенераторов; г) при ремонте систем, обеспечивающих безопасность реактора и АЭС, когда при проведении ремонтных работ не обеспечивается безопасность критического реактора функционированием этих систем (системы СУЗ, системы аварийного ввода бора, спринклерной системы, системы промежуточного контура и технического водоснабжения реакторного отделения).
Под аварийным остановом реактора понимается останов, вызванный срабатыванием аварийной защиты реактора (АЗ-1, АЗ-2 и АЗ-3) с переводом его в подкритическое состояние. К аварийному останову приравнивается останов реактора оператором при отказе срабатывания аварийной защиты. Ликвидация аварийных состояний на АЭС проводится в соответствии со специальной инструкцией.
Работа реактора на мощности запрещается и реактор останавливается автоматически системой аварийной защиты в следующих случаях:
Работа оборудования при пуске и остановке энергоблоков с ядерными реакторами ВВЭР
Процесс пуска ЭБ с ВВЭР включает в себя следующие этапы:
— подготовку РУ к пуску;
— разогрев теплоносителя первого контура до 373-393 К с помощью электронагревателей КД и работающих ГЦН;
— гидравлические испытания на плотность оборудования и трубопроводов первого контура;
— физический пуск ЯР и проведение экспериментов на РУ; разогрев РУ до рабочих параметров теплоносителя; подготовку к работе основного и вспомогательного оборудования машзала и прогрев паропроводов до турбины;
— пуск турбоагрегатов, их разворот и вывод на холостой ход, испытания, включение генератора в сеть;
— ступенчатый набор электрической нагрузки ЭБ до заданного уровня.
Движение теплоносителя в РУ в пусковых режимах осуществляется в соответствии с проектом по специальным пусковым схемам. Применительно к ЭБ с ВВЭР-1000 пусковая схема приведена на рисунке ниже. К пусковым схемам РУ предъявляются следующие требования:
С целью обеспечения надежного отвода тепла и предотвращения чрезмерного повышения давления в РУ в условиях, когда значительную часть пускового периода закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбин, по пусковой схеме РУ организуется движение пара, генерируемого ПГ, в обвод турбины через специальные паросбросные устройства. К последним относятся быстродействующие редукционные установки (БРУ): БРУ-К — для сброса свежего пара из ПГ в конденсаторы турбин; БРУ-А — для сброса пара из ПГ в атмосферу с целью защиты второго контура от превышения давления, если по какой-либо причине не происходит сброс пара в конденсаторы турбин; БРУ-Д и БРУ-СН — для передачи свежего пара к деаэратору и на собственные нужды. При пуске также производится подача пара к СПП.
Защиты первого контура от недопустимого повышения давления и аварийный отвод тепла от активной зоны (при нарушении движения теплоносителя в пусковой схеме) осуществляется системой предохранительных клапанов, сбрасывающей пар из КД в барботер.
Большинство технологических устройств пусковой схемы используется и в других эксплуатационных режимах РУ (как нормальных, так и особых), в основном для защиты оборудования ЭБ от недопустимого повышения давления (в частности, при полных или частичных сбросах нагрузки).
Элементами пусковой схемы являются линии дренажей и продувок. предназначенных для отвода из паропроводов, корпусов турбин и других элементов РУ влаги, образующейся в них в результате конденсации пара при прогреве.
Технология пуска РУ. Исходное положение РУ при пуске ЭБ с ВВЭР:
При первом пуске РУ по окончании сооружения ЭБ должен быть выполнен весь комплекс ПНР и проведена холодная и горячая промывка оборудования и трубопроводов циркуляционного контура. После проверки работоспособности всех систем и устройств, обеспечивающих надежную и безопасную работу ЭБ, проводятся гидроиспытания (ГИ) реактора, оборудования и трубопроводов первого контура. Сначала ГИ проводятся в холодном состоянии при давлении в первом контуре 3,5-4 МПа для ВВЭР-440 и 5-5,5 МПа для ВВЭР-1000. Затем оборудование первого контура разогревается со скоростью не более 20 К/ч и проводятся ГИ в горячем состоянии. После ГИ выполняют настройку и проверку срабатывания предохранительных клапанов КД, а также проверяют циркуляцию теплоносителя в первом контуре, функционирование электроэнергетической системы, обслуживающей РУ, и системы резервного питания неотключаемых потребителей. Наиболее трудоемкими работами являются функциональные проверки систем сигнализации, управления, блокировок и АЗ ЯР.
Пусковым операциям предшествуют расчеты пусковой концентрации борной кислоты и положения поглощающих сборок СУЗ для этой концентрации борной кислоты и заданной температуры теплоносителя.
После физического пуска и экспериментов постепенным увеличением мощности ГЦН и теплом, выделяемым в реакторе, последний выводится на режим 1-3% номинала. Когда давление пара в ПГ достигнет 1-1,5 МПа для ВВЭР-440 и 2-2,5 МПа для ВВЭР-1000, приступают к пуску паротурбинной установки, а ЯР продолжает набирать мощность. Номинальным режимом работы РУ считается такой режим, при котором ЯР работает с проектной тепловой мощностью и к нему подключены все циркуляционные петли, ГЦН и ПГ.
Нормальная остановка и расхолаживание реакторной установки
Различают следующие виды остановки РУ:
Под нормальной остановкой РУ понимается остановка без воздействия АЗ, проводимая оператором путем постепенного введения стержней-поглотителей СУЗ в активную зону для прекращения цепной реакции деления. Нормальные остановки РУ бывают плановыми и внеплановыми. Плановые остановки РУ осуществляются для проведения Г1ПР и перегрузки ЯТ. Внеплановые нормальные остановки связаны с отклонениями от режима нормальной эксплуатации РУ, при которых работа ЯР на мощности запрещается, но допускается нормальная остановка. Нормальные остановки ЭБ могут проводиться с расхолаживанием РУ либо без расхолаживания.
Остановка РУ представляет собой совокупность нейтронно-физических и теплогидравлических процессов таких, как:
Нормальная остановка без расхолаживания РУ проводится при устранении неисправностей оборудования турбоустановки или электрической части АЭС, когда ремонт можно сделать без снижения давления и температуры в ПГ, после чего энергоблок снова вводится в нормальную эксплуатацию. Если же остановка ЭБ связана с разуплотнением первого контура и с ремонтом систем, обеспечивающих безопасность ЭБ и АЭС, то выполняется нормальная остановка РУ с расхолаживанием.
Остановке ЭБ предшествует его разгрузка до выхода турбины на холостой ход. При этом воздействии на механизм управления турбиной снижают ее мощность со скоростью, предписанной заводом-изготовителем. Одновременно с разгрузкой турбины снижается нейтронная мощность ЯР путем опускания стержней поглотителей СУЗ либо вручную, либо воздействием на задатчик автоматического регулятора мощности. После снижения мощности до уровня нагрузки СН АЭС электроснабжение СН переводится на резервные трансформаторы. Турбогенераторы отключаются от энергосистемы. Погружая в активную зону все поглощающие сборки СУЗ, ЯР окончательно заглушается.
На атомных станциях особенно важна проблема очистки воды. Для охлаждения используется вода, которая предварительно проходит несколько этапов очистки, в том числе хлорирование. Надёжные хлораторы для атомных и тепловых электростанций на hlorator.ru.
При остановке ЯР без расхолаживания температура теплоносителя в течение достаточно длительного времени поддерживается близкой к исходному значению за счет работы нескольких ГЦН.
Расхолаживание остановленного ЯР осуществляется в несколько этапов. На первом этапе остановки ЯР циркуляция теплоносителя обеспечивается работающими ГЦН. Отвод тепла от первого контура производится отбором пара, генерируемого ПГ, на СН АЭС и в технологический конденсатор. Скорость расхолаживания не должна превышать 30 К/ч. КД расхолаживается впрыском воды в паровое пространство. Второй этап расхолаживания: поочередное отключение ГЦН и постепенный переход от режима с полным расходом теплоносителя к режиму с естественной циркуляцией в первом контуре.
Теплоноситель, нагретый в активной зоне, охлаждается в ПГ, из которых пар отводится в технологические конденсаторы. Третий этап расхолаживания: переход от парового режима охлаждения на водоводяной. Для этого в ПГ подается относительно холодная вода из деаэраторов, которая нагревается; из ПГ вода поступает в технологические конденсаторы, там охлаждается и снова попадает в деаэраторы. Циркуляция воды обеспечивается насосами расхолаживании. При достижении температуры воды 323-333 К в первом контуре РУ считается расхоложенной.
В течение стоянки РУ недопустимо увеличение температуры воды на выходе из активной зоны выше 353 К.