Вопросы режимного регулирования весьма актуальны для тех энергетических систем, в которых введены или предстоит ввести АЭС. В энергосистемах с преобладающим содержанием мощностей ТЭЦ и крупноблочных ТЭС введение АЭС резко осложняет ведение режимов суточного регулирования.
Необходимость частичного регулирования мощностей АЭС возрастает по мере увеличения их удельного веса в структуре энергообъединения. Известно, что уже в ближайшее время прирост мощности и увеличение выработки электроэнергии за счет АЭС в ряде энергообъединений, и в особенности в Европейской части России, станут преобладающими. В то же время именно в Европейской части отмечаются наибольшие режимные трудности. Уже в настоящее время регулировочные возможности ТЭС почти полностью исчерпаны, и в ближайшем будущем неизбежно потребуется либо массовая ежесуточная остановка крупных энергоблоков, либо некоторая разгрузка АЭС. Следовательно, необходима правильная комплексная оценка технических возможностей и экономической целесообразности переменных режимов АЭС и допустимых пределов их регулировочного диапазона.
Режимы АЭС с точки зрения участия их в покрытии переменной части графика нагрузки энергосистемы изучены недостаточно. Они могут быть подразделены на две основные группы, одна из которых определяет технические возможности, другая — экономическую целесообразность регулирования мощности АЭС.
Тепловая мощность реактора АЭС может значительно изменяться па отношению к его номинальной мощности, однако существуют некоторые ограничения, связанные с протеканием ядерно-физического процесса и конструктивными особенностями тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ).
При уменьшении мощности АЭС со значения, близкого к номинальному, до нуля или до уровня нагрузки собственных нужд наблюдается так называемое отравление и возникает опасность попадания в «йодную яму». Снижение эффективного коэффициента размножения может оказаться настолько глубоким, что реактор станет на некоторое время подкритичным и введение его в работу окажется возможным только через несколько часов после остановки. Для увеличения же запаса реактивности необходимы сложные дорогостоящие меры. Влияние отравления реактора на маневренные характеристики АЭС наиболее значимо в конце рабочей кампании, когда запас реактивности мал.
Изменение мощности реактора в значительной степени определяется его физическими характеристиками, и в первую очередь эффектом периодического перераспределения мощности по объему активной зоны, так называемыми ксеноновыми колебаниями. В реакторах ВВЭР вероятность ксеноновых колебаний мала, а если они появляются, . то носят апериодический характер, имеют малую амплитуду и быстро затухают. С увеличением размеров активной зоны вероятность ксеноновых колебаний возрастает. Ксеноновые переходные процессы оказывают значительное влияние на маневренность АЭС.
Реактор РБМК представляет собой в совокупности несколько сотен отдельных каналов. Ксеноновые колебания в нем весьма значительны. Быстрый подъем мощности до номинальной, как правило, приводит к превышению средней мощности в отдельных каналах, что может вызвать их повреждение, из-за повышенного энерговыделения. Для выравнивания энерговыделения в каналах выход на режим производится с задержкой: 0,8 номинальной мощности достигается за длительное время (до трех суток).
В зависимости от значения и продолжительности изменения мощности необходимо сохранять определенный запас реактивности, требуемый для компенсации избыточного отравления ксеноном и регулирования полей энерго-выделения по объему реактора. С этой точки зрения работа реактора РБМК на номинальной мощности в переменных режимах ограниченна.
Современные водо-водяные энергетические реакторы работают, как правило, в режиме борного регулирования, что позволяет в стационарном режиме извлечь из активной зоны почти все кассеты системы управления защитой. В активной зоне в полупогруженном состоянии остается лишь управляющая группа, компенсирующая возмущения реактивности, связанные с поддержанием необходимой мощности реактора.
При небольших колебаниях нагрузки оперативного запаса реактивности вполне достаточно для компенсации температурного и мощностного эффекта, а также эффекта отравления в ксеноновых переходных процессах. Если снижение мощности реактора велико, глубина «йодной ямы» становится значительной, что может вызвать необходимость немедленного вывода борной кислоты из 1-го контура для компенсации отравления. Ежесуточное снижение мощности блока до 30—50 % номинала в часы ночного провала графика нагрузки потребует практически непрерывной работы системы борного регулирования.
Маневренность реактора зависит от скорости вывода его на полную мощность. При быстром выводе накопившийся ксенон интенсивно выжигается нейтронным потоком, а дополнительное образование ксенона из йода еще существенно не влияет на реактивность. Это обстоятельство можно использовать для временного повышения мощности станции при покрытии пиковых нагрузок даже в конце рабочей кампании реактора, когда запас реактивности мал. Снижая мощность в часы минимальных нагрузок, можно накопить запас реактивности, необходимый для поддержания полной мощности реактора в часы максимума нагрузки. Регулирование мощности ВВЭР облегчается отрицательным температурным эффектом реактивности.
Температурный эффект реактивности в ряде практически важных случаев способен компенсировать возмущения мощности при развитии аварийных ситуаций без вмешательства органов управления.
Рассмотрим сначала протекание процесса в реакторе после возмущения нагрузки без учета влияния мощностного эффекта реактивности. При неизменной мощности реактора с увеличением нагрузки турбогенераторов расход пара на турбину увеличивается, а давление пара в парогенераторах уменьшается. Снижение давления пара, а следовательно, и температуры насыщения увеличивает температурный напор парогенератора и отвод теплоты от 1-го контура, что, в свою очередь, понижает среднюю температуру теплоносителя в активной зоне. Высвобождаемая при этом реактивность затрачивается на увеличение мощности реактора. После окончания переходного процесса средняя температура теплоносителя в активной зоне становится равной первоначальному значению, а мощность реактора приводится в соответствие с повышенным отбором теплоты из парогенератора. Процесс саморегулирования носит характер затухающих колебаний, амплитуда и период которых зависят от масштаба изменения нагрузки и степени отрицательного температурного эффекта.
Отрицательный мощностный эффект реактивности, проявляющийся при: повышении мощности, до некоторой степени компенсирует влияние температурного эффекта. Поэтому стабилизация параметров реакторной установки фактически происходит при средней температуре теплоносителя, меньшей. температуры, предшествующей переходному процессу, и мощности, соответствующей количеству теплоты, отбираемой из парогенераторов. Изменение средней температуры воды в 1-м контуре определяется соотношением температурного и мощностного коэффициента реактивности ядерного реактора.
При саморегулировании ВВЭР мощность реактора в конечном счете-приходит в соответствие с нагрузкой турбогенераторов. Однако процесс установления стационарного состояния, продолжающийся сравнительно длительное время, является апериодическим с большими первоначальными отклонениями параметров. Поэтому на ВВЭР устанавливают достаточно простые и надежные системы регулирования.
Регулирование мощности ВВЭР осуществляется по различным программам: с постоянной средней температурой воды в реакторе; с постоянные давлением пара во 2-м контуре; со ступенчатым регулированием средней температуры воды в реакторе в зависимости от мощности; по компромиссной программе регулирования с поддержанием постоянного давления-пара во 2-м контуре при малых нагрузках и постоянной средней температуры в 1-м контуре при больших нагрузках. Поддержание постоянной средней температуры теплоносителя в активной зоне сопровождается при уменьшении нагрузки ростом давления пара в парогенераторах.
Достоинством программы поддержания постоянства средней температуры 1-го контура является максимальное использование свойств саморегулируемости реактора, менее жесткие требования к системе компенсации-объема 1-го контура и незначительное изменение количества аккумулированной в 1-м контуре теплоты. Последнее очень важно для надежной работы АЭС в режиме переменных нагрузок. Недостатком этой программы является необходимость изготовления утяжеленных парогенераторов, рассчитанных на давление насыщения при средней температуре 1-го контура (примерно на 1,5—2,0 МПа выше номинального).
Достоинство программы поддержания постоянства давления пара во 2-м контуре состоит в использовании недорогих корпусов для парогенераторов, а также в облегчении температурного режима 1-го контура на пониженной мощности. Однако эта программа регулирования характеризуется наибольшим изменением теплового потенциала 1-го контура при переменных режимах нагрузки парогенераторов: при изменении нагрузки от 0 до 100 % средняя температура теплоносителя 1-го контура увеличивается на 20—30 °С.
Недостатки программ поддержания средней температуры теплоносителя 1-го контура и постоянства давления пара в парогенераторах частично устраняются в компромиссных программах регулирования.
При регулировании реактора ВВЭР допускается изменение нагрузки блока со скоростью 3-5 % в минуту. По своим регулировочным характеристикам АЭС с реакторами ВВЭР могут работать в режиме переменных нагрузок. Объем подаваемого воздуха при этом не особо актуален. Подается воздух при этом по воздуховодам. Цену на круглые воздуховоды вы можете узнать перейдя по ссылке.
Регулировочный диапазон АЭС зависит от типа реактора. У энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 регулировочный диапазон в первый период рабочей кампании (до 150 суток) примерно равен 70%, в последующий период снижается и перед очередной перегрузкой топлива приближается к нулю. Для энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 в первый период за счет некоторых мероприятий можно иметь более широкий диапазон регулирования. Динамические характеристики энергоблоков с реакторами ВВЭР достаточно высокие: эти блоки устойчиво переходят на новые уровни нагрузки даже лри быстрых ее изменениях.
У энергоблоков с реакторами РБМК-1000 регулировочный диапазон .в соответствии с расчетными данными достигает 50 % и не зависит от периода работы реактора. Но практически реализовать такой диапазон регулирования сложно вследствие трудностей перехода на другой уровень нагрузки, а также изменения запаса реактивности.
Применение многократной циркуляции в 1-м контуре реактора ВВЭР и в контуре реактора РБМК обеспечивает удовлетворительные температурные характеристики. Однако ограничения, обусловленные конструктивными особенностями ТВЭЛ, связаны также со значительными изменениями их температур при глубокой разгрузке. Стержневые ТВЭЛ (оболочка из циркониевого сплава, сердечник из компактного диоксида урана) при изменении мощности значительно меняют энерговыделение, что приводит к температурным скачкам. При этом уровни температуры сердечника и оболочки значительно отличаются друг от друга, также различны их коэффициенты термического расширения.
Все это при определенных значениях и периодичности снижения мощности может привести к остаточным деформациям циркониевых оболочек ТВЭЛ, а впоследствии и к их повреждению. Отмеченное ограничение особенно значимо для АЭС с одноконтурными схемами. Поэтому повышение надежности работы ТВЭЛ является главной проблемой при повышении маневренности энергоблоков АЭС.
Пределы регулировочного диапазона АЭС в основном определяются энергоэкономическими соображениями. Повышение коэффициента регулирования электростанции и соответственно уменьшение коэффициента использования мощности увеличивает себестоимость электроэнергии, что сказывается в большей степени на станциях с относительно небольшой топливной составляющей себестоимости и большими постоянными расходами. Именно у АЭС себестоимость электроэнергии имеет относительно низкую топливную составляющую (10—40 % против 65—75 % для ТЭС) и высокую долю постоянных расходов (90—60 % против 35—25 % для ТЭС). Поэтому уменьшение коэффициента, использования мощности АЭС будет сопровождаться большим ростом себестоимости, чем у ТЭС. Разница будет еще заметнее для реакторов на быстрых нейтронах, у которых топливная составляющая очень мала.
Из всего сказанного следует, что перевод АЭС в переменный режим связан с большими трудностями и может оказаться неосуществимым в ближайшем будущем. Но это вовсе не означает, что АЭС должны размещаться только в базисной части графика нагрузки.
При разработке мероприятий по переводу АЭС в переменный режим следует дифференцировать задачу повышения маневренности в зависимости от типа реактора АЭС. Для АЭС с быстрыми реакторами необходима работа с максимальным коэффициентом использования мощности, чтобы обеспечить требуемое воспроизводство ядерного горючего и соответственно прирост мощностей ядерной энергетики.
От АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, за счет которых будет в основном продолжаться развитие атомной энергетики еще длительное время, потребуется выполнение регулировочных функций, особенно в связи с вводом АЭС большой мощности.
При определении наивыгоднейшего распределения нагрузки в энергосистемах, имеющих в своем составе АЭС, следует пользоваться не натуральными, а стоимостными показателями. Участие АЭС в оптимальном распределении нагрузок невыгодно.
Однако некоторая экономия затрат топлива в режимах ежесуточной остановки мощных энергоблоков не может служить достаточным основанием для назначения атомным станциям только базисной нагрузки, так как в этом случае не учитывается ряд отрицательных факторов.
Очевидно, учитывая нереальность массовых остановок энергоблоков, в том числе и блоков мощностью 300 МВт, потребуется привлекать АЭС к умеренному суточному регулированию при сохранении в основном базисного режима на протяжении года.
В перспективе, при широком внедрении АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые должны работать только в базисном режиме, АЭС с реакторами на тепловых нейтронах неизбежно снизят коэффициент использоваиия мощности и будут в некоторых пределах привлекаться к суточному регулированию.
Так как режим работы оказывает значительное влияние на технические и конструктивные особенности АЭС, то учет в проекте возможного перевода в переменный режим, а следовательно, и определенных значений коэффициентов использования мощности скажется на конструировании основных деталей и узлов, а также на технических требованиях к номенклатуре оборудования и, значит, на капиталовложениях в АЭС. В ряде случаев, очевидно, потребуется создание крупных энергетических комплексов АЭС, ТЭС и ГАЭС и разработка их совместных режимов.