Способ управления выходной мощностью энергоблоков атомной электростанции

Способ управления выходной мощностью энергоблоков атомной электростанции

Реферат

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления мощностью группы ядерных реакторов, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек твэлов.

В ближайшем аналоге (Правила технической эксплуатации электрических станций и сетей. М.: Энергия. 1977, 277 с.) управление группой из 2-4 ядерных реакторов осуществляют по указаниям диспетчерского центра энергосети и заключается в поддержании заданной на конкретный период времени суммарной электрической мощности. Необходимо, чтобы большую часть времени эксплуатации, особенно в зимнее время, группа ядерных реакторов работала на номинальной мощности в 100%. В летнее время, в праздничные и выходные дни, потребность в электроэнергии снижается и диспетчерский центр может потребовать снизить мощность группы на некоторую величину. В этом случае обычно производят разгрузку каждого реактора группы на небольшую величину, от 10 до 25% номинальной мощности реактора, сумма которых равна требуемой. Снижение мощности реакторов осуществляют, в зависимости от типа реактора, либо с помощью ввода в активную зону регулирующих стержней системы управления и защиты на РБМК, либо путем повышения концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура ВВЭР. При этом характер и интенсивность физических процессов в ядерном топливе и физико-химических процессов на наружных поверхностях твэлов практически не изменяются. На поверхностях твэлов происходит нагрев теплоносителя, кипение и парообразование. Эти процессы сопровождаются коррозией конструкционных материалов активной зоны и образованием поверхностных отложений, состоящих из продуктов коррозии и солевых примесей. На поверхностях конструкционных материалов активной зоны имеется два слоя оксидов металлов различного характера и происхождения. Внутренний слой оксидов представляет собой тонкую пленку плотных отложений толщиной около 1-2 мкм. Эта пленка прочно сцеплена с поверхностью металла и образуется, как правило, за счет коррозии конструкционных материалов. На оболочках твэлов внутренний слой помимо нестехиометрического оксида циркония содержит также и оксиды железа, хрома, марганца и никеля. Внешний слой оксидов слабо связан с внутренним и представляет собой рыхлые отложения. Компоненты, составляющие рыхлые отложения, образуются как в активной зоне, так и вне ее. Рыхлые отложения являются основным источником массопереноса. Под действием нейтронов, при работе реактора на мощности, в этих отложениях образуются радиоактивные изотопы (натрий-24, кобальт-60, железо-59, цирконий-95), которые определяют радиационную обстановку при ремонтах. В порах рыхлых отложений происходит концентрирование солевых примесей теплоносителя (степень концентрирования может достигать 10ⁿ при n от 4 до 6), интенсификация процессов радиолиза и соответственно локальное повышение коррозионной агрессивности теплоносителя непосредственно на оболочке твэла (Крицкий В.Г. Проблемы коррозии и водно-химических режимов АЭС. - С-Пб.: СИНТО, 1996, 264 с; Стырикович М.А., Полонский B.C., Цвиклаури Г.В. Тепломассообмен и гидродинамика в двухфазных потоках атомных электрических станций. - М.: Наука. - 1982, 370 с.)

Недостатками ближайшего аналога являются: повышенная загрязненность радионуклидами теплоносителя и поверхностных отложений на оборудовании основного технологического контура реактора вследствие постоянной активации потоком нейтронов продуктов коррозии и солей в отложениях на оболочках твэлов; повышенная вероятность возникновения локальных дефектов оболочек твэлов из-за накопления во времени воздействия сочетания неблагоприятных факторов, высоких значений линейной энергонапряженности по длине твэлов и коррозионной агрессивности упаренного теплоносителя, пропитывающего внешний слой оксидов. Указанные недостатки приводят к увеличению дозозатрат при проведении ремонтных работ, а также затрат, связанных с возрастанием дефектности топлива, особенно в условиях увеличения межремонтных периодов для всех типов ядерных энергетических реакторов (Крицкий В.Г., Родионов Ю.А. и др. Влияние ВХР на формирование мощностей доз на оборудовании КМПЦ РБМКУ / Экология и атомная энергетика, №2, 2006, С.66-70).

Задача, решаемая изобретением, заключается в снижении загрязненности радионуклидами теплоносителя, внутренних поверхностей основного технологического контура реактора, в увеличении надежности эксплуатации твэлов и в уменьшении дозовых затрат при проведении ремонтных работ.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе управления выходной мощностью энергоблоков атомной электростанции с использованием систем управления и защиты блоков предложено в период временных разгрузок энергоблоков мощность энергоблока, с максимальной длительностью эксплуатации, после последней остановки на ремонт снижать на 30-50% от номинальной и поддерживать его работу на этом уровне мощности в течение 16-48 часов, а затем возвращать в режим номинальной мощности.

При управлении мощностью группы реакторов по предлагаемому способу в результате снижения мощности на 30% и больше с теплопередающих поверхностей происходит выход в значимых количествах солей и радионуклидов в составе продуктов коррозии, в частности натрия, хлорида, натрия-24, кобальта-60, изотопов йода и цезия. Выход солей и растворимых продуктов коррозии из отложений на теплопередающих поверхностях при снижении мощности реактора обусловлен тем, что при снижении тепловой мощности уменьшается интенсивность парообразования, капилляры в слое поверхностных отложений частично заполняются теплоносителем, в результате чего происходит вынос в объем первого контура части солевых примесей и продуктов коррозии конструкционных материалов. Растворимые примеси и продукты коррозии с радионуклидами при этом выводятся на фильтрах байпасной очистки. Количественно данный эффект наблюдается при снижении мощности реактора на 30% и более. При снижении мощности реактора на 30% разность температур внутренней и наружной стенок оболочек твэлов в 1,3 раза меньше этой разности при номинальной мощности, а в случае снижения мощности на 50% - в 2 раза (Lin С.Radiochemistry in Nuclear Power Reactors. - Washington.: National Academy Press. - 1996). От 25 до 50% вышедших в теплоноситель примесей выводятся на фильтрах системы очистки в течение 16-48 часов (Патент РФ № 2234753, Бюл. № 32. - 20.08.2004). Выбор предельно допустимого снижения мощности до 50% от номинальной обусловлен тем, что такое снижение нагрузки не приводит к недопустимому снижению оперативного запаса реактивности в 1% (Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат. - 1980, 208 с. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. - М.: Энергоатомиздат - 1990, 352 с). Кроме того, при снижении мощности реактора уменьшается вероятность разгерметизации твэлов в 2-10 раз вследствие уменьшения как коррозионной нагрузки на материал оболочки, так и линейной энергонапряженности твэлов (A Reviwe of Fuel performance and Fission Product Release Studies for Defected Fuel Elements // Lewis B.J., Macdonald R.D., Ivanoff N.V., Iglesias F.C.).

Предлагаемый способ осуществляется следующим образом: после получения предписания о снижении мощности группы из 2-3 реакторов производят снижение мощности в пределах предписанного, но не более чем на 50% от номинального, на реакторе, длительность эксплуатации которого после последней остановки ремонт является максимальной. При выдержке на пониженной мощности проводят дополнительные операции по переключению главных циркуляционных насосов (включение резервных) для того, чтобы перевести радиоактивные отложения продуктов коррозии в обвязке насосов, находившихся в резерве во взвешенное состояние, и удалить их на фильтрах. Последующий подъем мощности до 100% от номинальной производят со скоростью 1% от номинального значения мощности в минуту с обязательной выдержкой на уровне мощности 75÷85% от номинальной в течение не менее трех часов.

Ниже приведен конкретный пример, обеспечивающий пределы снижения мощности энергоблоков при работе в энергетическом режиме.

Пример. В таблице показаны изменения характеристик теплоносителя контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) энергетического канального реактора типа РБМК-1000 с течением времени при номинальной мощности (100%) и после снижения мощности до 90%, 80%, 70%, 60%, 50% от номинальной. Строка 1 таблицы показывает изменение характеристик теплоносителя во времени при работе реактора на номинальной мощности. Изменения носят случайный характер и незначительны по величине. В строках 2 и 3 даны изменения во времени характеристик теплоносителя при снижении мощности реактора на 10 и 20% соответственно. После снижения мощности на 10% (строка 2) изменение характеристик теплоносителя близки аналогичным при эксплуатации на номинальном уровне мощности. Снижение мощности на 20% (строка 3) сопровождается в начальный момент некоторым увеличением значений характеристик теплоносителя, свидетельствующим о выходе из поверхностных отложений растворимых или слабосвязанных примесей в объем КМПЦ, однако эффект незначителен. Начиная с 30% эффект становится значимее (строки 4-6). В результате в течение 24 часов из КМПЦ может быть выведено на фильтрах специальной водной очистки от 65 до 100% натрия, от 35 до 70% продуктов коррозии, от 50 до 80% радионуклидов, находившихся в теплоносителе перед снижением мощности с номинальной до 30-50% от последней.

Заявляемый способ обладает следующими технико-экономическими преимуществами: в результате вывода примесей на фильтрах системы очистки в ходе диспетчерских разгрузок загрязненность теплопередающих поверхностей основного циркуляционного контура продуктами коррозии и радионуклидами снижается и соответственно повышается надежность элементов оборудования контура, а также обеспечивается уменьшение дозозатрат при ремонте.

Способ управления выходной мощностью энергоблоков атомной электростанции
№ п/п	Мощность реактора, %	Характеристики теплоносителя КМПЦ
Удельная электропроводимость, мкСм/см	Содержание натрия, %	Содержании продуктов коррозии, %	Активность, %
время, час	время, час	время, час	время, час
0	24	48	0	24	48	0	24	48	0	24	48
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13	14
1	100	0,108	0,108	0,110	100	102	99	100	97	101	100	99	98
2	90	0,110	0,108	0,111	97	102	100	100	95	98	97	100	99
3	80	0,110	0,108	0,109	105	98	96	103	98	100	108	97	96
4	70	0,118	0,105	0,103	150	85	75	120	85	80	130	80	82
5	60	0,122	0,102	0,100	170	80	70	140	80	70	150	80	75
6	50	0,125	0,100	0,100	175	75	50	150	80	70	160	80	75

Способ управления выходной мощностью энергоблоков атомной электростанции с использованием систем управления и защиты блоков, отличающийся тем, что в период временных разгрузок энергоблоков мощность энергоблока с максимальной длительностью эксплуатации после последней остановки на ремонт снижают на 30+50% от номинальной и поддерживают его работу на этом уровне мощности в течение 16-48 ч, а затем возвращают в режим номинальной мощности.