что такое останов реактора
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.
Анализ особенностей реализации задач контроля и управления реактором в режимах нормальной эксплуатации
Особенности реализации задач контроля и управления реактором в режимах нормальной эксплуатации, рассмотрим на примере режимов:
· перевод реактора в режим «полугорячий останов»;
· перевод реактора в режим «горячий останов»;
· вывод реактора на минимально контролируемый уровень мощности (МКУ);
· перевод реактора и реакторной установки (РУ) в режим «работа на мощности»;
Режим «Холодный останов»
Ядерная паропроизводящая установка находится в расхоложенном состоянии, реактор переведен в подкритичное состояние.
В данном режиме функций по управлению реактором не осуществляется (см. рисунок 3).
Задача «Контроль состояния и параметров режима работы реактора» обеспечивает:
· контроль технологических параметров (температура теплоносителя на выходе из активной зоны t1K, давление над активной зоной РАКЗ, давление в парогенераторе Рпг, уровень воды в парогенераторе LПГ) по каждому каналу комплектов СУЗ;
· контроль положения органов регулирования;
· уставочный контроль параметров режима, контроль запаса величин параметров до аварийных уставок;
· предупредительную и аварийную сигнализацию о нарушении подкритичности реактора по каждому комплекту СУЗ;
· предупредительную и аварийную сигнализацию о превышении технологическими параметрами соответствующих уставок по каждому комплекту СУЗ;
· обобщенную сигнализацию отказа технических средств для каждого комплекта СУЗ;
· сигнализацию отказа АКНП, АЗТП, КЭ СУЗ для каждого комплекта СУЗ;
· сигнализацию перевода технических средств комплекта СУЗ в состояние проверки.
Перевод реактора в режим «Полугорячий останов»
Перевод реактора в режим «Полугорячий останов» осуществляется с целью проведения гидроиспытаиий 1 и 2 контура, разогрева 1 контура. Разогрев 1 контура обеспечивается работой ГЦНА.
Задача «Управление реактором в режимах нормальной эксплуатации» обеспечивает снятие с упоров органов регулирования, если органы регулирования были сброшены по сигналу A3. Снятие органов регулирования с механических упоров и установка их на нижние конечные выключатели проводится во избежание заклинивания органов регулирования СУЗ при разогреве 1 контура (см. рисунок 4). Других операций по управлению реактором не проводится.
Задача «Контроль состояния и параметров режима работы реактора и РУ» дополнительно обеспечивает:
· контроль состояния ГЦНА;
· контроль частоты энергопитания ГЦНА;
· контроль перепада давления ΔРгцна на ГЦНА;
· контроль скорости разогрева 1 контура (не более 20°С в час);
· контроль запаса до вскипания по температуре теплоносителя 1 контура (не менее 15°С);
· контроль установки органов регулирования СУЗ на нижние конечные выключатели.
Перевод реактора в режим «Горячий останов»
Перевод реактора в режим «Горячий останов» проводится с целью разогрева ЯППУ и достижения таких параметров режима, при которых возможен выход на МКУ. Разогрев ведется работой ГЦНА и электронагревателями компенсатора давления.
Параллельно с разогревом 1 контура вводятся в работу вспомогательные системы турбоагрегата, конденсатно-питательный тракт, ведется прогрев стопорно-регулирующих клапанов турбины, включается в работу в полном объеме АСУ ТП энергоблока. В работе находятся не менее двух ГЦНА.
Все операции по контролю и управлению технологическими системами осуществляются в зоне нормальной эксплуатации реакторной установки и турбоустановки.
В зоне контроля и управления реактором обеспечиваются функции, определенные для режима «Полугорячий останов». Управляющих действий с органами регулирования СУЗ не осуществляется.
Ядерный реактор для чайников: замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году
Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.
Условная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Энергетическая установка с реактором ВВР
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.
Следующий шаг — БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (tплав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.