АКСИАЛЬНЫЙ ОФСЕТ КАК МЕРА УСТОЙЧИВОСТИ ЛЕГКОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ПРИ СУТОЧНОМ МАНЕВРЕ МОЩНОСТЬЮ.
DOI:
https://doi.org/10.15673/2312-3125.20/2015.36962Ключевые слова:
Управление офсетом, энергоблок атомной станции, метод регулирования, имитационная модель, многозонная модель реактора.Аннотация
Требованиями, предъявляемыми при эксплуатации энергоблока в маневренном режиме, являются высокая надежность и безопасность энергоблока, которые зависят от устойчивости реактора при переходе с одного уровня мощности на другой. Количественной мерой устойчивости реактора является аксиальный офсет. Двузонная модель реактора позволила контролировать изменение нейтронно-физических и технологических параметров по высоте ВВЭР-1000. Идентифицирована модель борного регулирования, которая отличается от известных тем, что ввод борной кислоты в теплоноситель вводится монотонно. Показано, что изменение температуры на входе в активную зону реактора наносит неконтролируемое возмущение, которое влияет на аксиальный офсет и, как следствие, на устойчивость реактора. Для обеспечения устойчивости реактора предложен компромисно-комбинированный метод регулирования, который отличается от известных тем, что температура теплоносителя на входе в АКЗ реактора поддерживается постоянной за счет изменения давления пара в парогенераторе вследствие изменения положения регулирующих клапанов турбины.
На основе метода регулирования разработана усовершенствованная система регулирования мощности энергоблока. Особенностью системы является метод управления температурным режимом теплоносителя,
что позволило разработать программу изменения мощности ВВЭР-1000 с постоянной входной температурой теплоносителя, характеризующуюся минимальной поврежденностью оболочек при минимальном перемещении регулирующей группы органов СУЗ. Проведено сопоставление предлагаемой программы регулирования с той, что сегодня используется при управлении мощностью энергоблока.
Библиографические ссылки
Model of cladding failure estimation for a cycling nuclear unit / M.V. Maksimov, S.N. Pelykh, O.V. Maslov, V.E.Baskakov // Nuclear Engineering and Design. – 2009. –Vol. 239, № 12. – P. 3021–3026.
Метод оценки эксплуатационного ресурса оболочки твэла ВВЭР-1000 в различных режимах нагружения /M.В. Maксимов, С.Н. Пелых, О.В. Маслов, В.Е. Баскаков // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108, Вып. 5. – С.294–299.
Pelykh, S.N. Cladding rupture life control methods for a power-cycling WWER-1000 nuclear unit / S.N.Pelykh, M.V. Maksimov // Nuclear Engineering and Design. – 2011. –Vol. 241, № 8. – P. 2956–2963.
Пат. 100070 Україна, МПК G 21 C 7/00. Спосіб управління ядерною енергетичною установкою з реактором водяного типу при зміні потужності реактора або зовнішнього навантаження / Максимов М.В., Баскаков В.Е, Пелих С.М., Цисельська Т.О.; заявник та патентовласник Максимов М.В., Баскаков В.Е, Пелих С.М.,
Цисельська Т.О. – № а201102326; заявл. 28.02.2011; опубл. 12.11.2012, Бюл. № 21/2012.
Pelykh, S.N. Estimation of local linear heat rate jump values in the variable loading mode / S. N. Pelykh, R. L.Gontar, T.V. Tsiselskaya // Nuclear Physics and Atomic Energy. – 2011. – Vol. 12, № 3. – P. 242–245.
Maksimov, M. V. A model of a power unit with VVER-1000 as an object of power control / M. V. Maksimov, K.V. Beglov, Т. А. Tsiselskaya // Пр. Одес. політехн. ун-ту. – Одеса, 2012. – Вип. 1(38). – С. 99–106.
