Участие АЭС в покрытии графиков электрических нагрузок

Нагрузку, характерную для наибольшего числа часов работы, называют базовой, для наименьшего – пиковой. Обычно в покрытии годового графика нагрузки системы участвуют агрегаты и станции разной экономичности. Распределяют суммарную нагрузку по отдельным станциям (агрегатам) так, чтобы обеспечить наиболее экономичную работу системы в целом. Этого можно достичь, если станции, имеющие меньшие издержки на топливо и эксплуатационные расходы, будут загружаться большее число часов в го­ду, а станции с большими издержками на топливо и эксплуатационными расходами — меньшее. Станции, работающие с наибольшей возможной на­грузкой значительную часть года и тем самым участвующие в покрытии нижней части графика продолжительности нагрузки, называют базовыми, используемые только в течение части года для покрытия пиковой нагрузки — пиковыми. Кроме того, в системе имеется ряд электростанций, несущих промежуточную нагрузку между базовой и пиковой.

В настоящее время атомные электрические станции строят в основном в районах дорогого органического топлива. Стоимость ядерного горючего, рассчитанная на 1 кВт-ч вырабатываемой электроэнергии, меньше, чем органического топлива. Поэтому атомные электростанции, работающие в системе, целесообразно рассматривать в основном как базовые. Однако в часы значительного уменьшения электропотребления, особенно если продолжительность такого режима невелика (ночной «провал» нагрузки) и полная остановка части оборудования нецелесообразна, АЭС должны допускать частичную разгрузку для улучшения режимов работы других электростанций. Последнее необходимо, например, для мощных блоков, работающих на органическом топливе, поскольку снижение их нагрузки до 60–70% связано с техническими трудностями.

Существенное увеличение мощностей АЭС ближайшей перспективе потребует их участия в регулировании нагрузки. безусловно, должна быть обеспечена работа в базисном режиме для АЭС реакторами на быстрых нейтронах. Это объясняется тем, что такие реакторы являются наработчиками плутония, а также наибольшей стоимостью их оборудования. Что же касается АЭС на тепловых нейтронах, то именно на них должно быть возложено участие в регулировании нагрузки и в тем большей степени, чем большей будет доля АЭС на быстрых нейтронах. Так как в отдаленной перспективе соотношение АЭС на тепловых и на быстрых нейтронах постепенно будет изменяться в пользу последних, то уже в настоящее время к оборудованию АЭС на тепловых нейтронах должны предъявляться требования возможности снижения нагрузки на 20–30% и даже непродолжительного останова со значительной скоростью набора нагрузки.

В качестве пиковых могут сооружаться электростанции, специально пред­назначенные для этой цели. Они должны располагаться вблизи от потребите­лей и быть приспособлены для частого пуска и останова. Тепловая эконо­мичность пиковых электростанций обычно ниже, чем у базовых, что не столь существенно из-за сравнительно небольшой выработки ими электроэнер­гии, но это позволяет снизить стоимость их строительства.

Для покрытия пиковых нагрузок могут использоваться газотурбинные остановки (ГТУ), регулирующие гидроэлектростанции, особенно гидроаккумулирующие электростанции (ГАЭС), которые не только покрывают пики нагрузки, но и позволяют выравнивать электрическую нагрузку за счет работы в насосном режиме в период «провала» нагрузки. Для покрытия пиковых нагрузок могут использоваться также электростанции на дорогом органическом топливе или с устаревшим оборудованием.

Одна из основных характеристик электростанции — ее установленная мощность, определяемая как сумма номинальных мощностей электрогенераторов. Номинальная мощность генератора — это наибольшая мощность, при которой он может работать длительное время в режимах, оговоренных техническими условиями.

Для оценки напряженности и качества работы электростанции иее основного оборудования пользуются коэффициентом μ_уст использования установленной мощности станции. Этот коэффициент представляет собой отношение количества выработанной электроэнергии в течение года Э_год к тому количеству, которое могло быть выработано за тот же период при ра­боте станции с установленной мощностью:

μ_уст = Э_год/(W_{э.уст..год})

где τ_год = 8760 – число часов в году.

Работа станции может также характеризоваться годовым числом часов использования установленной мощности:

τ_уст = Э_год/W_э.уст.

Из сравнения формул видно, что коэффициент использования установленной мощности и число часов использования установленной мощности связаны между собой соотношением:

μ_уст = τ_уст /8760

Число часов использования установленной мощности зависит от того, в каком режиме работает станция, т. е. является ли она базовой, пиковой или несет промежуточную нагрузку. Для станций, работающих с базовой нагрузкой, число часов использования установленной мощности составляет обычно 6000—7000, в то время как в среднем оно около 5500 ч/год, а для специальных пиковых агрегатов может быть 2000 ч/год и менее.

19. Маневренные характеристики энергоблоков с реакторами разного типа.

Маневренность основного оборудования АЭС определяется пусковыми характеристиками, допустимой величиной регулировочного диапазона и, главное, надежностью работы в нормальных, переходных и аварийных режимах.

При рассмотрении маневренных характеристик ядерных реакторов и другого оборудования ядерной паропроизводящей установки (далее ЯППУ) необходимо учитывать физические особенности реакторов, прочностные характеристики оборудования и циклическую стойкость твэлов к изменениям нагрузки. Эти вопросы, главным образом, и определяют возможности оборудования при использовании АЭС в переменных режимах.

Маневренные свойства АЭС характеризуются следующими основными показателями:

1) Регулировочным диапазоном, определяющим допустимое снижение нагрузки энергоблока с возможностью последующего ее восстановления на прежнем уровне.

2) Допустимой скоростью изменения нагрузки. Скорость изменения нагрузки определяет динамические показатели основного оборудования, которые в совокупности характеризуют маневренность энергоблока. Допустимая скорость изменения нагрузки главным образом зависит от эффективности СУЗ реактора, которая должна удовлетворять требованиям ядерной безопасности.

3) Допустимой скоростью разогрева основного оборудования ЯППУ. Скорость разогрева массивного оборудования (корпусов реакторов, толстостенных сосудов, металлических конструкций, цилиндров и роторов турбин и других узлов) и трубопроводов определяет напряженное состояние оборудования.

4) Продолжительностью пуска энергоблока, т. е. временем от начала пусковых операций до включения турбогенераторов в сеть.

5) Количеством допускаемых изменений нормального режима эксплуатации(числом остановок и пусков ЯППУ, количеством срабатываний аварийной защиты и т. п.).

Обеспечение регулярных снижений нагрузки или остановок энергоблоков АЭС значительно усложняется из-за так называемого нестационарного отравления активной зоны реакторов продуктами деления урана.

Одной из основных проблем, возникающих при решении вопросов обеспечения маневренности АЭС и, в частности, при вовлечении АЭС в суточное регулирование графика нагрузки, является проблема преодоления эффекта нестационарного отравления активной зоны реакторов ксеноном-133. Дело в том, что в процессе работы реактора в твэлах накапливаются продукты деления ядерного топлива, в том числе йод-135. В результате радиоактивного распада йода-135 в активной зоне в значительном количестве образуется ксенон-135.

В реакторе, работающем длительное время на постоянной мощности, концентрация ядер ксенона-135 достигает постоянного значения вследствие установления равновесия между образованием ксенона-135 и его убылью в результате поглощения части нейтронов и радиоактивного превращения в другие нуклиды (выгорание ксенона).

При быстром снижении мощности реактора, т. е. при уменьшении нейтронного потока, выгорание ксенона-135 уменьшается, а превращение йода-135 в ксенон-135 в первый период после снижения нагрузки остается практически па прежнем уровне. В результате этого в активной зоне реактора начнется избыточное накопление ядер ксенона-135, являющихся сильным поглотителем нейтронов. На рисунке 9 показано изменение реактивности реактора ВВЭР-440 при сбросах нагрузки до разных уровней мощности за счет отравления ксеноном-135.

Рисунок 9. Изменение реактивности реактора ВВЭР-440 за счет ксенонового отравления (глубина «йодной ямы») после снижения полной мощности до разного уровня.

Для поддержания баланса нейтронов в активной зоне на новом сниженном уровне мощности требуется уменьшить общее поглощение нейтронов в реакторе. От того как быстро это делается и какими средствами, зависит маневренность АЭС. Чаще всего это достигается за счет выведения из активной зоны поглощающих стержней СУЗ.

Основная проблема при работе высокоманевренных АЭС - обеспечение термоусталостной стойкости твэлов. На большинстве АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в качестве топлива применяются ТВС со стержневыми твэлами, изготавливаемыми из двуокиси урана в герметизирующей оболочке из циркониевых сплавов. В стационарном режиме работы в сердечнике твэла устанавливается температура в 4-5 раз большая, чем температура оболочки, а кроме того, температурный коэффициент линейного расширения стержня твэла почти в 2 раза меньше, чем циркониевой оболочки. В связи с этим при быстрых изменениях мощности реактора температура оболочек изменяется незначительно (в пределах 20-30 град), а температура сердечника - на сотни градусов (так как при изменении мощности реактора на 1% температура топлива изменяется на 15-20 град), что приводит к возникновению дополнительных термических (и механических) воздействий на оболочки твэлов, которые могут вызвать их разгерметизацию.

При многократном и регулярном колебании нагрузки воздействия на оболочки носят термоциклический характер, что еще в большей степени снижает стойкость твэлов. Поэтому для АЭС, предназначенных для покрытия переменной части суточных и недельных графиков нагрузки, необходимы высоконадежные ТВС специальной конструкции.

Турбины и электрические генераторы для современных АЭС с точки зрения маневренных характеристик должны удовлетворять техническим требованиям, предъявляемым к аналогичному энергетическому оборудованию тепловых электростанций с конденсационными турбинами. Например, турбинные установки АЭС должны допускать ежесуточное регулирование нагрузки в пределах 30-100% их номинальной мощности, нормальные остановки в нерабочие дни (на 24-36 или 40-60 ч) с последующим восстановлением нагрузки со скоростью не менее 0,6-1% N_ном/мин, а также пуск через любое время после остановки как при номинальных рабочих параметрах пара, так и на скользящих параметрах из холодного и горячего состояний.