Блоки с канальными реакторами

К статической и динамической точности поддержания давления в блоках этого типа предъявляют повышенные требования, обусловленные тем, что быстрые отклонения давления и связанные с этим изменения объемного пара содержания в технологических каналах реактора при наличии положительного парового коэффициента реактивности могут создавать серьезные проблемы регулирования нейтронной мощности, усугубляющиеся к тому же склонностью реакторов этого типа к нестабильности пространственного распределения энерговыделения. Поэтому для блоков с реакторами РБМК преимущественное применение нашла программа регулирования с постоянным давлением пара р0 перед турбиной. Способ первичного управления турбиной для энергоблоков с канальными реакторами применяют редко. Для реализации программы ПД чаще всего используют схемы регулирования, построенные по принципу первичного управления реактором. Изменение мощности блока производят воздействием на задатчик 4 регулятора нейтронной мощности реактора. Давление пара перед турбиной поддерживают регулятором «до себя» 5, воздействующим через МУТ на регулирующие клапаны турбины. Уровень в барабане-сепараторе, так же как и в барабанных котлах, поддерживает трехимпульсный регулятор питания, управляющий регулирующим питательным клапаном. Такая схема поддерживает базовый режим работы.
Для того чтобы сохранить участие блока в регулировании частоты и мощности в энергосистеме, целесообразно оснастить его обще-блочным регулятором мощности, воздействующим на задатчик регулятора нейтронной мощности реактора, с коррекцией по частоте. Приемистость блока при необходимости может быть повышена временным изменением задания регулятору «до себя», аналогично тому, как это делают на энергоблоках ТЭС.
Как и для блоков с водо-водяными реакторами, применение программы регулирования блока скользящим давлением пара повышает тепловую экономичность турбоустановки при частичных нагрузках. Согласно результатам экспериментальных исследований ЛПИ и ЛАЭС [89] в результате применения СД удельный расход теплоты турбоустановкой блока РБМК-1000 снижается до 1,5 %, а в сочетании с отключением второй ступени СПП — до 3,5 %. Надежное регулирование реактора при СД может быть обеспечено переходом от одного режима к другому в два этапа. На первом этапе производится переход к новому уровню мощности с сохранением того же давления, что было на исходном режиме. На втором этапе медленным изменением задания регулятору «до себя» при неизменной мощности изменяют давление пара с настолько малой скоростью, чтобы возникающие отклонения реактивности могли быть скомпенсированы автоматически или вручную.
Выявленное в п. 8.1 структурное подобие энергоблоков АЭС и ТЭС как объектов регулирования давления и мощности позволяет распространить на энергоблоки АЭС с водо-водяными и канальными реакторами основные результаты выполненного в п. 8.2— 8.4 применительно к энергоблокам ТЭС анализа динамических свойств энергоблоков. В частности, к энергоблокам АЭС могут быть применены номограммы для оценки влияния параметров настройки контура регулирования турбины на запас устойчивости и качество переходных процессов в контуре регулирования пара производящей установки, рекомендации по выбору корректирующих связей между контурами регулирования турбины и ЯППУ, позволяющих исключить взаимное влияние контуров, упростив тем наладку АСР.
На энергоблоки АЭС могут быть распространены также рекомендации по выбору схем регулирования, реализующих различные программы регулирования. Заслуживает серьезного внимания вопрос о возможности использования для ядерных энергоблоков отработанных для ТЭС типовых схем автоматического управления мощностью САУМ-1 и САУМ-2 (рис. 8.19) с «дозированной» приемистостью, что позволило бы иметь унифицированные для всех энергоблоков системы управления, обеспечивающие выполнение современных требований к динамическим характеристикам блоков и их АСР.
Стремясь возможно более полно использовать для энергоблоков атомных электростанций типовые решения, уже апробированные на энергоблоках органического топлива, следует вместе с тем учитывать и определенные отличия, обусловленные спецификой атомных энергоблоков. Так, например, программа регулирования скользящим начальным давлением пара перед турбиной может быть использована применительно к энергоблокам АЭС с водо-водяными реакторами в двух целях: для разгрузки турбины и продления рабочей кампании реактора с поддержанием мощности турбины по мере снижения давления пара на возможно более высоком уровне.
Использование решений, однотипных с применяемыми для энергоблоков тепловых электростанций, может быть пригодным для достижения лишь первой из этих целей. Для достижения второй цели необходимы поиски рациональных схем автоматического регулирования энергоблоков. По-видимому, для этого типовая схема регулирования мощности блока в нормальных режимах должна быть дополнена подключаемым в период продления кампании реактора внешним контуром, открывающим по мере снижения давления свежего пара перегрузочные или специальные обводные клапаны турбины, компенсируя этим снижением мощности за счет давления пара.