Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Топливная кампания энергоблока АЭС - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Экономичность работы АЭС в значительной степени определяется эффективностью использования ядерного топлива. Под топливной кампанией понимается промежуток времени от момента загрузки ядерного топлива в ядерный реактор до момента его выгрузки из ядерного реактора. Степень использования загруженного в ядерный реактор ядерное топливо за топливную кампанию характеризуется достигаемой глубиной выгорания топлива. Наиболее распространенной характеристикой глубины выгорания ядерного топлива служит количество выделенной за кампанию тепловой энергии, отнесенной к единице массы ядерного топлива, загруженного в ядерный реактор - МВт -сут/т. Для получения 1 МВт - сут требуется выгорания 1,1 г 235U . Если в первом приближении принять эту величину за единицу, то глубина выгорания ядерного топлива в мегаватт-сутках на тонну будет численно равна отношению массы продуктов деления в килограммах к полной топливной загрузке в тоннах.
Естественно, что экономические и эксплуатационные требования предполагают достижение как можно большей глубины выгорания ядерного топлива. В действительности глубина выгорания ядерного топлива ограничивается большим числом факторов, которые можно разбить на три группы:

  1. группа факторов, которая обусловлена необходимостью иметь даже в конце кампании критическую массу топлива и определенный избыток над нею, создающий запас реактивности, необходимый для компенсации шлакования, отравления и, в случае необходимости, температурного эффекта реактивности;
  2. группа факторов, связанная с ограничениями по выбору избытка массы ядерного топлива над критической в момент перегрузки, определяемые тем, что имеющиеся в ядерный реактор органы СУЗ не в состоянии компенсировать чрезмерно большого запаса реактивности;
  3. группа ограничивающих факторов, обусловленная стойкостью оболочек твэлов. Она связана как с накоплением продуктов деления, так и с общей продолжительностью работы твэлов в ядерный реактор и режимами его работы. Накопление газообразных продуктов деления, особенно при большой глубине выгорания, приводит к большому увеличению внутреннего давления на оболочку твэла. Этот эффект усиливается возможным распуханием топлива при накоплении в нем продуктов деления. В сочетании с термоциклическими нагрузками, а также радиационными и коррозионными повреждениями это может стать причиной разгерметизации твэлов.

Указанные выше факторы ограничивают общую продолжительность топливной кампании. Для современных ЯР обычно применяют трехлетнюю кампанию. Для энергоблоков с РБМК перегрузка ядерного топлива проводится на работающем ядерном реакторе без его остановки. На АЭС с ВВЭР перегрузка ядерного топлива может проводиться только после остановки ядерного реактора. Обычно для ВВЭР частичную перегрузку ТВС проводят один раз в год, совмещая ее с ППР ЭБ. Топливная кампания энергоблока с БР составляет примерно 1,5 года, в течение которых на остановленном ядерном реакторе осуществляются три частичные перегрузки ядерного топлива.
Для энергоблоков с ВВЭР глубина выгорания ядерного топлива достигает 3-5% (30 00040 000 МВт - сут/т), для РБМК - 2% (18 000-20 000 МВт- сут/т), для ядерного реактора, работающих на природном уране, - 0,7-0,8%, а для высокотемпературных ЯР и ЯР на БН, использующих высокообогащенное топливо, - 20% (60 000-100 000 МВт-сут/т).
Строго говоря, о топливной кампании применительно к стационарному топливному режиму, следует иметь в виду, что календарные отрезки времени, определяющие ее начало и конец, не совпадают для различных ТВС, находящихся в активной зоне, в зависимости от того, какой год эксплуатируется та или иная ТВС. Поэтому в смысле календарных сроков неправомерно говорить о топливной кампании применительно к ЯР в целом. Для энергоблоков с ВВЭР иногда употребляют термин "рабочая кампания", подразумевая при этом и промежуток времени между двумя последовательными перегрузками ядерного топлива.

Процесс выгорания ядерного топлива.

Под выгоранием ядерного топлива понимается процесс уменьшения концентрации первоначально загруженного в активную зону ядерного реактора делящегося нуклида. В процессе эксплуатации ядерного реактора непрерывно изменяется нуклидный состав ядерного топлива, причем как во время работы ЯР, так и после его остановки. При этом происходит интенсивная реакция деления 235U и других делящихся нуклидов, а также поглощение нейтронов ядрами 238U и других изотопов урана. Параллельно с выгоранием ядерного топлива в активной зоне идут процессы воспроизводства вторичного ядерного топлива, шлакования и отравления ядерного реактора.

Перегрузка ядерного топлива может быть полной или частичной. При полной перегрузке в активной зоне заменяется все топливо. Нейтронное поле в активной зоне ядерного реактора неравномерно. Вследствие этого неравномерно происходит и выгорание ядерного топлива. Более интенсивно оно происходит в центре активной зоны, менее интенсивно - на ее периферии. Если проводить полную перегрузку, то наряду с твэлами, в которых достигнуто глубокое выгорание ядерного топлива, будут выгружены и твэлы с относительно небольшой степенью выгорания. Поэтому на практике полная перегрузка применяется крайне редко, и обычно осуществляют режим частичных перегрузок ядерного топлива.
При частичной перегрузке из ядерного реактора выгружается и заменяется свежим лишь наиболее выгоревшая часть топлива. Остальное топливо, как правило, перемещается в другую часть активной зоны. Для выравнивания поля энерговыделения в активной зоне обычно ядерное топливо перемещается от периферии к центру активной зоны. Свежее топливо при частичной перегрузке размещают в периферийной части активной зоны. ТВС со слабовыгоревшим ядерном топливе последовательно перемещают к центральной зоне. Чем большее число перегрузок за одну топливную кампанию, тем с меньшими избытками топлива и соответственно с меньшими запасами реактивности, предназначенными для компенсации избытка топлива, может работать ядерный реактор.
Выбор топливной загрузки. Достижение заданной глубины выгорания топлива при допустимых удельных тепловых нагрузках целиком определяется продолжительностью пребывания твэлов в активной зоне. Так как нейтронное поле и энерговыделение неравномерны по радиусу и высоте активной зоны, то твэлы, расположенные в разных точках активной зоны, работают с неодинаковыми тепловыми потоками и температурами как сердечника, так и оболочки. Поэтому для эффективного использования ядерного топлива важной задачей является задача выравнивания энерговыделения по активной зоне. Одним из путей решения этой задачи является профилирование топливной загрузки, которое сводится к помещению топлива неодинакового обогащения в разные точки активной зоны. При этом используют как свежее топливо разного обогащения, так и ядерное топливо, ранее отработавшее определенное время в ядерный реактор и переставляемое в другое место активной зоны.
Профилирование топливной загрузки осуществляется персоналом ОЯБ АЭС расчетным путем на базе пакета прикладных программ (ППП), разработанных в ИАЭ им. И.В.Курчатова и ВНИИАЭС применительно к вычислительной технике, используемой на АЭС (Приложение 5). Расчет топливной загрузки для конкретного энергоблока предопределяет экономические показатели эксплуатации АЭС и уровень ядерной безопасности при последующей эксплуатации энергоблока. Главной задачей расчета топливной загрузки является получение схемы перестановки ТВС при перегрузке и нейтронно-физических характеристик предстоящей рабочей кампании.
Единственным задаваемым параметром при расчетах топливной загрузки ядерного реактора служит длительность кампании, которая определяется планируемой нагрузкой энергоблока на предстоящий период. Остальные параметры обеспечивают безопасность ЭБ в течение всей рабочей кампании. К ним относятся:
обеспечение надежной подкритичности активной зоны ядерного реактора в холодном неотравленном состоянии;
достаточная эффективность органов АЗ как в холодном, так и горячем состоянии ядерного реактора;
эффективность управляющей группы СУЗ;
отрицательные значения коэффициентов реактивности по мощности, температуре теплоносителя и топлива;
непревышение допустимого уровня мощности в максимально напряженных ТВС и твэлах и другие. Расчетные значения параметров сравниваются с установленными предельными значениями и делается вывод о допустимости или недопустимости рассчитываемой схемы перегрузки.
При проведении расчетов загрузки топлива, составлении схем перестановок ТВС и картограмм перегрузок все ячейки активной зоны нумеруются. Каждой ячейке соответствует своя ТВС, а их расположение с помощью программных кодов ЭВМ подбирают таким, чтобы активная зона обладала свойствами симметрии. Пример таких схем для ВВЭР-1000 приведен на рис. 21.9 и 21.10. Из картограммы на рис. 21.9 видно, что в разные ячейки активной зоны помещается ядерное топливо с разным обогащением: в центре - топливо меньшего обогащения, на периферии - топливо самого высокого обогащения.
На основании полученной схемы перестановок ТВС разрабатывается рабочий график перегрузки, который является основополагающим документом для проведения операций по перемещению ТВС в процессе перегрузки активной зоны ядерного реактора. Координаты ячеек активной зоны этим документом ставятся в соответствие с ячейками БВ, а в дальнейшем - с координатами перегрузочной машины для тех же ячеек.
Таким образом кодируется каждая конкретная операция по перемещению ТВС в пределах активной зоны и БВ ЯР.
Картограмма первой топливной загрузки активной зоны ВВЭР
Рис. 21.9. Картограмма первой топливной загрузки активной зоны ВВЭР-1000 для трехлетнего цикла выгорания (СВП - стержни с выгорающим поглотителем)

Для энергоблоков с ВВЭР принят режим трех частичных перегрузок топлива за кампанию, который обеспечивает работу ЭБ между перегрузками б течение года. При этом, как правило, количество перегружаемых в каждую перегрузку ТВС близко к 1/3 всех ТВС активной зоны, но может отклоняться от этого количества на отдельных энергоблоков в зависимости от плановых заданий АЭС в целом.
При зонной компоновке активной зоны достигается значительная глубина выгорания ядерного топлива, обусловленная снижением неравномерности энерговыделения по радиусу, но при этом несколько увеличивается утечка нейтронов из активной зоны в связи с повышением размножающих свойств топлива на периферии. Улучшение использования ядерного топлива на 5-7% в ВВЭР можно достичь за счет компоновки активной зоны с так называемой уменьшенной утечкой нейтронов. В этом случае традиционная схема перегрузки, при которой на периферии активной зоны размещается только свежее топливо, заменяется схемой, при которой на периферии размещают определенную долю выгоревших ТВС, а свежее топливо загружают в центральные области активной зоны.
Схема перестановки ТВС при перегрузке ВВЭР
Рис. 21.10. Схема перестановки ТВС при перегрузке ВВЭР-1000 для одной шестой части активной зоны

 Размещение выгоревших ТВС на периферии благоприятно сказывается также на надежности корпуса ядерного реактора.
Вариант топливной загрузки энергоблока с РБМК выбирают на основе нейтронно-физических, экономических и динамических исследований активной зоны и РУ в целом. Профилирование топливной загрузки РБМК производится на базе ППП, как и для ВВЭР. Начальный период работы РБМК характеризуется значительным локальным перекосом мощности каналов по радиусу и высоте активной зоны. При стационарном режиме работы РБМК этот перекос существенно снижается.
Структура активной зоны РБМК
Рис. 21.11. Структура активной зоны РБМК:
1 - торцовый отражатель; 2 - графитовая кладка; 3 - боковой отражатель; 4 - канал охлаждения отражателя; 5 - стержень автоматического регулирования; 6 - укороченный стержень - поглотитель; 7 - технологический канал; 8 - ТВС; 9 - стержень ручного регулирования и аварийной защиты

Поэтому, чтобы тепловые нагрузки самых напряженных ТВС не превышали значений, принятых для стационарного режима, РБМК в течение некоторого времени должен работать на пониженной мощности. В период работы ЯР на пониженной мощности для обеспечения допустимой неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны при формировании начальной топливной загрузки в РБМК ТВС размещают не во всех технологических каналах. В свободные ячейки при этом вводят дополнительные поглотители (ДП). Длина поглотителя и распределение его поглощающих свойств выбираются с двумя целями: 1) компенсация совместно со стержнями СУЗ реактивности во всех состояниях ЯР, 2) выравнивание поля энерговыделения по высоте активной зоны до необходимых пределов.
При расчетах перегрузки рабочих каналов РБМК предполагается, что активная зона (рис. 21.11) представляет собой периодическую решетку технологических каналов с различным выгоранием топлива, основным повторяющимся элементом которой является ячейка периодичности. Она включает в себя 14 технологических каналов и 2 канала управления (рис. 21.12). Все ячейки периодичности перегружаются по одинаковой программе с определенной последовательностью замены ТВС. Эта последовательность сохраняется на протяжении всего срока службы РБМК. Для сохранения симметрии топливной загрузки и ее периодичности в каждой области РБМК перегружаются каналы, одинаково расположенные в ячейках периодичности.

Рис. 21.12. Ячейка периодичности с различным расположением дополнительных поглотителей (ДП):
а -штатное; б - шахматное; О - каналы СУЗ

В ЯР на БН активная зона разделяется на собственно активную зону и зону воспроизводства ядерного топлива. Каждая из этих зон разделяется на две концентрические области. Как и в ядерный реактор на тепловых нейтронах, в ядерный реактор на БН реализуется принцип перестановки (движения) ядерного топлива от периферии к центру, что позволяет выровнять поле энерговыделения по радиусу. Во внутренней области зоны воспроизводства, примыкающей к активной зоне, облучение ТВС потоком нейтронов более интенсивно, чем в ее периферийной части. Поэтому для выравнивания накопления вторичного ядерного топлива осуществляется движение воспроизводящего материала от центра к периферии: свежий материал загружают во внутреннюю область зоны воспроизводства, а при частичных перегрузках его переставляют во внешнюю область.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.