АНАЛИЗ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ ЭНЕРГОБЛОКОМ ВВЭР-1000 С ТУРБООБВОДОМ В ПЕРИОД ПРОДЛЕНИЯ РАБОЧЕЙ КАМПАНИИ

Иванов В. А., Миронова А. Ю., Тарасов А. В.

СПбГТУ, г. Санкт-Петербург


Один из путей увеличения глубины выгорания топлива в реакторах ВВЭР—продление рабочей кампании между перегрузками топлива, за счет температурного эффекта реактивности, высвобождаемой при скользящем давлении во втором контуре [1]. Нейтронно-физическими расчётами установлено, что в течении определенного периода реактор может продолжать работу с номинальной мощностью. Однако, использованию этой возможности препятствует уменьшение пропускной способности регулирующих клапанов турбины при снижении давления. СПбГТУ совместно со станциями на протяжении многих лет ведутся работы по продлению этого. В частности на ряде АЭС применено отключение регенеративных подогревателей второй ступени СПП и др. [2]. Один из эффективных путей решения отмеченной проблемы состоит в установке дополнительной турбины на паровой линии, обводящей ЦВД главной турбины. Проработками показано, что такая турбина может быть выполнена двухступенчатой, занимая площадь около 7 м2. Расчетами выявлено, что при продлении рабочей кампании на 30 суток может быть сохранена номинальная мощность реактора, а электрическая мощность блока за этот период снижается незначительно — от 1000 до 961 МВт.

Для автоматизации энергоблока в этот период предложена система автоматического управления. При этом система регулирования ядерной паропроизводящей установки и основной турбины сохранена неизменной. Предложенная система реализует принцип первичного управления реактором, при котором командным органом блока является регулятор нейтронной мощности реактора, а давление во втором контуре поддерживается регулятором «до себя», воздействующем на клапаны либо основной турбины, либо дополнительной турбины. Система имеет переменную структуру. После завершения основной рабочей кампании, когда регулирующая группа СУЗ выведена из активной зоны, к выходу регулятора нейтронной мощности подключается задатчик регулятора давления «до себя». Тем самым регулятор нейтронной мощности устанавливает задание на такое понижение давления во втором контуре, при котором поддерживается номинальная мощность реактора. Реализация этого снижения давления производится открытием регулирующих клапанов сначала основной турбины до исчерпания запаса в сторону открытия, а после этого открытием клапанов дополнительной турбины.

Для исследований предложенной системы была разработана математическая модель энергоблока, включающая в себя модели реактора, парогенератора, основной и дополнительной турбин, а также автоматических регуляторов. Расчетными исследованиями на базе этой модели выявлено, что система устойчива, обеспечивает сохранение номинальной мощности реактора в период продления рабочей кампании, а также сохраняет возможность участия энергоблока в первичном регулировании частоты в энергосистеме.

Литература

  1. Особенности работы турбоустановки АЭС при скользящем давлении пара /Иванов В.А., Игнатенко Е.И., Еперин А.П. и др. //Теплоэнергетика, 1979, №6.
  2. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. СПб: Энергоатомиздат, 1994.