Введение. 
Расчёт скорости изменения температуры натрия в активной зоне реактора БН-600 в режиме остаточных тепловыделений

Энергоблок № 3 Белоярской АЭС был введён в эксплуатацию 8 апреля 1980 года. Он относится к энергоблокам АЭС второго поколения и в основном соответствует требованиям нормативно-технической документации, действующий в СССР на момент разработки проекта. До пуска энергоблока, в 1979 году, было разработано «Техническое обоснование безопасности атомной станции с энергоблоком БН-600 (Белоярская АЭС)». Многолетний срок эксплуатации показал надёжную и безопасную работу энергоблока № 3 Белоярской АЭС с РУ БН-600.

На практике подтверждены заложенные в проекте концепции обеспечения безопасности энергоблока № 3, наиболее важными из которых являются:

• · интегральная компоновка реактора, с размещением оборудования и теплоносителя первого контура в одном корпусе, окружённом страховочным корпусом, в сочетании с низким рабочим давлением, практически исключает возможность утечки теплоносителя первого контура;
• · низкое давление в корпусе реактора (близкое к атмосферному) за счёт высокой температуры кипения натрия;
• · использование трёхконтурной схемы с направленностью давления от третьего (пароводяного) контура ко второму (натриевому нерадиоактивному) и первому (радиоактивному) контуру, что исключает возможность распространения радиоактивного натрия первого контура;
• · отсутствие фазовых переходов теплоносителя, что существенно упрощает условия обеспечения надёжного управления реактором;
• · малый начальный запас реактивности, в сравнении с другими типами реакторов, меньшее число факторов, влияющих, на реактивность и отрицательный знак коэффициентов реактивности во всем диапазоне рабочих мощностей обеспечивают простоту и надёжность управления и саморегулирование.

Установленный проектом 30-летний срок эксплуатации энергоблока 3 истекал в 2010 году.

Программой развития ядерной энергетики Российской Федерации на период с 1998 по 2005 годы и на период до 2010 года, утвержденной Правительством РФ постановлением № 815 от 21.07.1998, предусматривает проведение работ по реализации мероприятий, направленных на повышение безопасности энергоблоков действующих АЭС и продления срока их эксплуатации.

Основными принципами обеспечения безопасности (защиты и сохранения эффективности барьеров) в ходе эксплуатации энергоблока 3 с реактором БН-600 являются:

• · эксплуатация энергоблока в соответствии с нормативно-технической документацией по обоснованным эксплуатационным регламентам и инструкциям;
• · поддержание в исправном состоянии систем и оборудования, важных для безопасности, путем проведения на них планово-предупредительных ремонтов, технического обслуживания и замены оборудования, выработавшего ресурс;
• · организация эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля;
• · разработка организационно-технических мероприятий, направленных на предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий — в запроектные, а также направленных на ограничение и ликвидацию аварий, защиту локализующих систем безопасности от разрушения при запроектных авариях;
• · разработка плана мероприятий по защите персонала и плана мероприятий по защите населения в случае возникновения запроектных аварий;
• · подготовка эксплуатационного персонала для действий в нормальных и аварийных условиях, поддержание его квалификации и дисциплины на требуемом уровне.

Такой подход при проектировании, сооружении и эксплуатации энергоблока 3 соответствует принципу глубоко эшелонированной защиты и обеспечивает высокую степень безопасности энергоблока, несмотря на то, что проектирование энергоблока осуществлялось в 60−70 годы, когда отсутствовали основные нормативно-технические документы по безопасности. Ввод в действие этих документов в 70-х годах позволил, в основном, учесть их в проекте, либо устранить несоответствия в ходе эксплуатации. Однако, ввод в действие в процессе эксплуатации энергоблока новых нормативных документов, распространение требований ПУБЭ АЭС на оборудование 3 контура, изменившиеся нормы по сейсмостойкости и стойкости к внешним воздействиям и результаты проведенного анализа соответствия систем и оборудования энергоблока 3 требованиям новых нормативов показали, что энергоблок имеет некоторые отступления от требований нормативно-технических документов, которые предусматривается устранить в ходе проведения работ по реконструкции в плане подготовки энергоблока к продлению срока его эксплуатации.

Сравнивая проект данного энергоблока с аналогичными проектами, следует отметить, что энергоблок 3 с реактором БН-600 был спроектирован с учетом двадцатилетнего опыта проектирования и эксплуатации отечественных реакторов на быстрых нейтронах (БР-5, БОР-60, БН-350), а также зарубежного опыта разработки и эксплуатации таких реакторов.

В процессе разработки проекта энергоблока 3 с реактором БН-600 аналога отечественных энергоблоков не было. Основные отличия энергоблока с реактором БН-600 от других отечественных реакторов на быстрых нейтронах заключались в конструкции реактора (интегральная, баковая компоновка), конструкции парогенератора (секционный, модульный, прямоточный), выборе технологической схемы теплоотвода, усовершенствовании систем безопасности, применении серийного оборудования третьего контура.

Основными мероприятиями по повышению безопасности энергоблока и устранению отступлений от действующей нормативной документации послужили:

• · реконструкция вентсистемы ПС;
• · оснащение реакторной установки дополнительной системой аварийного расхолаживания;
• · разработка и изготовление механизированных средств для снятия верхних крышек боксов ПГ;
• · модернизация системы электроснабжения собственных нужд;
• · модернизация системы радиационного контроля;
• · сооружение РПУ;
• · оснащение реактора каналов измерения температуры до 10 000С;
• · обеспечение сейсмостойкости зданий, сооружений, систем и оборудования;
• · создание второго комплекта аппаратуры аварийной защиты;
• · модернизация системы физической защиты;
• · оснащение дополнительной системой аварийного расхолаживания.

Для продления срока эксплуатации энергоблока в 2012 году была установлена дополнительная система аварийного расхолаживания с воздушным теплообменником (САРХ-ВТО) и в связи с недавней отладкой оборудования этой системы, появилась необходимость пересмотреть техническое задание на разработку программы, производящей расчёт скорости изменения температуры РУ. Именно данная необходимость обуславливает актуальность работы.

Любая реакторная установка имеет ограниченный ресурс эксплуатации, связанный с утратой физических качеств отдельных деталей или составных частей конструкции, находящихся в условиях повышенной нагрузки. Данный ресурс зависит от частоты и качества ремонта установки.

Для проведения планово-предупредительного ремонта реакторных установок необходимо снизить тепловую мощность реактора до 1% и ниже. Процесс, при котором мощность реактора в заранее предусмотренные сроки по заданному алгоритму снижается от исходного уровня, до ~ 1% Nном и ниже — вплоть до полного заглушения, называется плановым остановом энергоблока. Далее в РУ осуществляют отвод остаточного тепловыделения — режим, при котором достаточный состав работающего оборудования определяется отводом тепла от остановленного или работающего на мощности до ~1% Nном реактора, остальное оборудование может быть выведено в ремонт. Во время ремонта РУ БН-600 Белоярской АЭС отвод остаточного тепловыделения производится в соответствии с регламентом. При этом возникает ситуация, когда необходимо прекратить подвод питательной воды в ПГ для осуществления размена петель. Во время данной процедуры происходит разогрев РУ, поэтому для лаборатории контроля реакторов отдела ядерной безопасности и надёжности задача не допускать разогрев оборудования и теплоносителя выше допустимых температур является важной. Данная важность обуславливает значимость выполненной работы. С целью не допустить вышеупомянутого превышения температур, в ЛКР ОЯБиН выпущена программа, которая рассчитывает мощность остаточного тепловыделения, скорость изменения температуры РУ и конечную температуру на интересующем интервале времени. По итогам расчёта времени разогрева установки ремонтный персонал получает программу, с указанными сроками ремонтных этапов.

Данная дипломная работа выполнена с целью выпуска «Программы по расчёту мощности остаточного тепловыделения и скорости изменения температуры реакторной установки БН-600 энергоблока № 3 Белоярской АЭС», её тестирования и отладки, путём сравнительного анализа результатов расчёта и архивных данных показаний термопар, расположенных над активной зоной, в области ЦПК. Программа также может быть использована для обоснования режима отвода остаточных тепловыделений от активной зоны с использованием дополнительной системы аварийного расхолаживания и выводом максимального количества единиц оборудования всех контуров.

Обзор литературы.

Установка на энергоблоке 3 дополнительной системы аварийного расхолаживания реактора (САРХ) входит в перечень мероприятий по оснащению энергоблока 3 техническими средствами для управления запроектными авариями, связанными с необходимостью отвода тепла от реактора, включенных в «Программу подготовки энергоблока 3 Белоярской АЭС к продлению срока эксплуатации».

Дополнительная система аварийного расхолаживания разработана для обеспечения рассеивания в окружающую среду остаточных тепловыделений от реактора при авариях, связанных с потерей системного и надёжного электроснабжения и отказом системы аварийного расхолаживания (вероятность возникновения — менее 10−6 в год).

В 2007 году Белоярской АЭС совместно с СПбАЭП и ФГУП «ОКБМ» проведен ряд плановых работ по выбору варианта дополнительной САРХ и анализу возможности ее размещения в границах действующего энергоблока.

В дипломной работе предложен метод отвода остаточных тепловыделений в режиме «стоп-вода», основанный на использовании натрий-воздушного теплообменника. Проведена сравнительный анализ этого метода. Проведённые расчёты свидетельствуют о возможности расхолаживания энергоблока в условиях остаточных тепловыделений на 10 сутки после заглушения реактора.

На момент получения задания к дипломному проекту в ЛКР ОЯБиН была разработана «Программа по расчёту мощности остаточного тепловыделения и скорости изменения температуры РУ БН-600 Белоярской АЭС», в которой скорость изменения температуры натрия рассчитывалась исходя из соответствующей методики. Так как в 2012 году была установлена дополнительная САРХ с воздушным теплообменником в качестве средства продления ресурса эксплуатации РУ, в методике по расчёту скорости изменения температуры натрия в РУ не был учтён существующий на данный момент вклад в баланс тепла со стороны САРХ-ВТО. Исходя из этого, было проведено ознакомление с существующей методикой расчёта [1], принципом устройства САРХ-ВТО [2], регламентом отвода остаточных тепловыделений [3] и принципом устройства основного оборудования 1 и 2 контура [4]. Было проведено ознакомление с положением о лаборатории, в соответствии с которым одной из основных задач ЛКР является определение условий надежного охлаждения ТВС в переходных режимах. В случае расчёта скорости разогрева РУ, необходимо разместить в регламенте по отводу остаточных тепловыделений «Таблицу скоростей разогрева натрия в РУ» в зависимости от количества прошедших суток после останова и режима расхолаживания.

реакторный циркуляция тепловыделение режим.