Об устойчивости энергоблока с ВВЭР-1000 при малых снижениях мощности реактора

Об устойчивости энергоблока с ВВЭР-1000 при малых снижениях мощности реактора

, , В. А Питилимов

ВНИИАЭС, Москва, Россия

, ,

Калининская АЭС, Удомля, Россия

Одной из важнейших задач в процессе пуска и последующей эксплуатации энергоблоков атомных электростанций с ВВЭР-1000 является исследование устойчивости реакторной установки (РУ) при малых изменениях параметров, влияющих на реактивность. При стационарной работе РУ изменение реактивности может быть вызвано изменением содержания бора в теплоносителе первого контура, положения органов регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ) реактора, температуры теплоносителя на входе в реактор (посредством изменения давления пара в парогенераторах) и давления в первом контуре. Особый практический интерес представляет проверка устойчивости (саморегулируемости) РУ после достаточно малого снижения мощности, когда дальнейшему ее снижению вследствие нестационарного отравления реактором ксеноном противодействуют обратные связи по температуре теплоносителя и температуре топлива, сильно зависящие от глубины выгорания топливной загрузки.

Исследования поведения РУ при малых снижениях мощности были выполнены нами дважды:

- первое – на энергоблоке №1 Ростовской АЭС при эффективном времени (Тэф) Работы первой топливной загрузки, полностью укомплектованной из усовершенствованных топливных сборок (УТВС), 81 эффективных суток (эфф. сут);

- второе – на энергоблоке №3 Калининской АЭС практически в конце первой топливной компании (Тэф = 244.4 эфф. сут), состоящей из альтернативных тепловыделяющих сборок (ТВСА).

Обе из указанных топливных загрузок активных зон ВВЭР-1000 являлись головными в отрасли.

Следует отметить, что инициаторами проведения указанных экспериментов являются сотрудники РНЦ «Курчатовский институт» , ,
П. Е Филимонов.

В исходном состоянии отравление реактора ксеноном-135 было стационарным. Снижение мощности выполнялось нами в данных случаях кратковременным вводом в первый контур борного концентрата. Положение ОР СУЗ в ходе эксперимента не изменялось. Регулирующая (десятая) группа ОР находилась в положении (Н10), равном 90% от нижних концевых выключателей (НКВ). Остальные группы ОР СУЗ были в крайнем верхнем положении. Автоматический регулятор мощности (АРМ) реактора на время проведения экспериментов отключался.

Помимо проверки устойчивости РУ в таких исследованиях представлял также научный интерес в получении информации о влиянии изменения именно мощности реактора (N) на распределение энерговыделения в объеме активной зоны (при неизменном положении ОР СУЗ).

Результаты исследований были важны для уточнения и верификации программ имитации топливных циклов.

Измерения и регистрация параметров осуществлялись системой внутриреакторного контроля (СВРК) с периодом 30 с на блоке №1 Ростовской АЭС и с периодом 1 с на блоке №3 Калининской АЭС.

На блоке №1 Ростовской АЭС после ввода в первый контур борного концентрата мощность реактора за 18 минут была снижена с номинального уровня до 95 %Nном, где Nном = 3000 МВт – номинальная мощность [1]. Вследствие нестационарного отравления ксеноном и достаточно «слабых» отрицательных обратных связей по температуре топлива и температуре теплоносителя (начало выгорания топливной загрузки) началась дальнейшая разгрузка РУ с возрастающей во времени (t) скоростью. Температура теплоносителя на входе в реактор снижалась в соответствии с его мощностью. Давление пара в главном паровом коллекторе поддерживалось практически постоянным. Давление теплоносителя в первом контуре поддерживалось в диапазоне (кгс/см2 или (15.4 – 15.7) МПа. При снижении мощности реактора до 56 %Nном периодическим вводом в первый контур дистиллята была достигнута ее стабилизация. В последующем мощность реактора поддерживалась на уровне примерно 55 %Nном (см. рис.1) изменением содержания бора в теплоносителе первого контура. На рис.1 Nакнп – мощность реактора по данным 2-го рабочего диапазона (РД-2) аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП).

1 - Nакнп; 2 – N; 3 – δW Рис. 1. Изменение во времени мощности реактора и аксиального офсета в переходном процессе на ксеноне, обусловленным малым снижением мощности в начале первой топливной компании на энергоблоке №1 Ростовской АЭС

Снижение мощности реактора (рис. 1) вследствие отрицательных обратных связей по температуре теплоносителя привело к смещению максимума энерговыделения в верхнюю часть активной зоны и вызвало аксиальные ксеноновые колебания с достаточно большой амплитудой. По данным СВРК для первого периода этих колебаний максимальное значение аксиального офсета (δW) составило 34.1 %, а минимальное - минус 39.0 %.

Снижение мощности реактора с 95 %Nном до 56 %Nном (до начала принудительной стабилизации) составило примерно 4 часа. Согласно имитационным расчетам по программе БИПР-7А это время составляло около 3 часов.

Таким образом, в начале выгорания топливной загрузки, когда обратные связи по температуре теплоносителя и температуре топлива не являются достаточно сильными, реакторная установка при малых снижениях ее мощности не является саморегулируемой. Стабилизировать мощность можно только изменением положения ОР СУЗ, изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура, либо первым и вторым способами попеременно.

На блоке №3 Калининской АЭС двукратным вводом в первый контур борного концентрата (см. рис. 2) мощность реактора за 17 минут была снижена с 98.2 %Nном до 91.7 %Nном. В последующем вследствие отравления реактора ксеноном-135 (при достаточно «сильных» отрицательных обратных связях по температуре топлива и температуре теплоносителя) мощность в течение 3 ч 36 мин снизилась до 83.3 %Nном. Затем в основном из-за разотравления реактора от ксенона, а также, в некоторой степени, из-за смещения поля энерговыделения в верхнюю часть активной зоны (см. рис. 3) мощность реактора стала возрастать. Спустя 4 ч 35 мин после снижения мощности реактора вводом в первый контур бора при N = 84 %Nном запас по объемному коэффициенту неравномерности энерговыделения (Kv) до предельно допустимой величины в кассете с координатами 11-18 снизился до нуля. На этом эксперимент был завершен, после чего было начато снижение мощности реактора до 50 %Nном погружением 10-ой и частично 9-ой групп ОР СУЗ.

1 – N; 2 – Nакнп; 3 – Nр Рис. 2. Изменение мощности реактора по данным СВРК и имитационного расчета в переходном процессе на ксеноне, обусловленным малым снижением мощности в конце первой топливной компании на энергоблоке №3 Калининской АЭС

Основные результаты эксперимента на блоке №3 Калининской АЭС, как уже отмечалось выше, представлены на рис. 2, 3. На этих рисунках Nр и δWр – расчетные значения соответственно мощности реактора и аксиального офсета. Расчетная имитация хода эксперимента выполнялась по программе БИПР-7А в предположении мгновенного снижения мощности активной зоны от 98.2 %Nном до 91.7 %Nном (см. рис. 2).

Согласно рис. 2, 3 экспериментальные данные и результаты имитационных расчетов качественно согласуются. Количественные различия обусловлены, на наш взгляд, следующими факторами:

- различием (во времени) снижения мощности реактора от 98.2 %Nном до 91.7 %Nном посредством ввода в первый контур борного концентрата;

- неучетом в расчетах после мгновенного снижения мощности последующего снижения температуры теплоносителя на входе в реактор при уменьшении N вследствие отравления реактора ксеноном-135;

- неточностью имитации выгорания первой топливной загрузки до Тэф = 244.4 эфф. сут из-за поэтапного освоения мощности блока и множества различных испытаний с изменением параметров РУ;

- неточностью константного обеспечения программы БИПР-7А для головной в отрасли топливной загрузки.

1 – δW; 2 – δWр Рис. 3. Изменение аксиального офсета по данным СВРК и имитационного расчета и положения 10 группы ОР СУЗ в переходном процессе на ксеноне, обусловленным малым снижением мощности в конце первой топливной компании на энергоблоке №3 Калининской АЭС

Таким образом, в конце выгорания топливной загрузки при достаточно «сильных» обратных связях по температуре топлива и температуре теплоносителя после малого снижения мощности реактора вводом в первый контур бора и неизменном положении ОР СУЗ она не снижается до нуля, как это имеет место в начале компании. В данном случае зависимость мощности от времени имеет локальный минимум. Представляет интерес исследование поведения РУ в конце компании при малом снижении N погружением управляющей группы ОР СУЗ без изменения концентрации борной кислоты в реакторе. Возможно, в данном случае после снижения мощности (на величину (5 – 10) %Nном относительно исходной) погружением группы ОР СУЗ и затеем последующем неизменном ее положении стабилизации и последующего увеличения мощности не будет.

В заключение отметим, что выполненная расчетная имитация проведенного на блоке №3 Калининской АЭС эксперимента дает следующие результаты: мощность реактора после ее частичного снижения, обусловленного отравлением ксеноном-135 из-за начального ее малого снижения вводом в первый контур борного концентрата, впоследствии возрастает до величины, значительно превышающей номинальный уровень, а затем снижается до нуля. К сожалению, экспериментально все это проверить не представляется возможным из-за эксплуатационных ограничений как по уровню мощности реактора, так и по допустимым величинам коэффициентов неравномерности энерговыделения (в первую очередь, объемных) в кассетах.

Список литературы

1. , , Лебедев поведения реакторной установки ВВЭР-1000 в переходном процессе, вызванным малым снижением мощности. – Атомная энергия, 2002, т. 93, вып.10, с. 319 – 320.