176 СИСТЕМА РЕГУЛИРОВАНИЯ ПАРОВОЙ ТУРБИНЫ [Гл. 5
частоты сети, меняя свою мощность соответственно
переменной составляющей нагрузки энергосистемы.
5.2. РЕГУЛИРОВАНИЕ
ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС
С РЕАКТОРАМИ ТИПА ВВЭР
Анализ регулирования энергоблока начнем
с рассмотрения особенностей регулирования ядер-
ного реактора.
Для поддержания контролируемой цепной реак-
ции необходимо, чтобы реактивность в стацио-
нарном режиме равнялась нулю. Это означает, что
в среднем только один из двух-трех нейтронов,
образовавшихся в предшествующем акте деления
ядра горючего, вызывает последующее новое деле-
ние. Остальные нейтроны поглощаются теплоноси-
телем, конструкционными материалами или теря-
ются вследствие утечки из активной зоны. Нулевая
реактивность реактора соответствует его крити-
ческому состоянию, для поддержания кото-
рого требуется строго постоянное количество ядер-
ного горючего, равное критической массе.
В зависимости от типа реактора в его системе
управления и защиты (СУЗ) используются те
или иные способы воздействия на реактивность.
Наиболее распространенным способом регулирова-
ния реактора является использование подвижных
поглощающих стержней.
Органы управления выполняют две основные
функции — компенсации медленных изменений
реактивности, вызываемых выгоранием топлива
и накоплением продуктов деления, и регулирования
более быстрых процессов изменений мощности.
Органы защиты предназначены для быстрого ава-
рийного выключения реактора.
При каждой частичной перегрузке в реактор
загружается избыточное по отношению к критиче-
ской массе количество ядерного топлива, которое
и выгорает. Его реактивность компенсируется вве-
дением поглощающих стержней.
В водо-водяных реакторах широкое применение
нашло жидкостное (борное) регулирова-
ние. Жидкий поглотитель — борная кислота —
вводится в воду, являющуюся теплоносителем и за-
медлителем. Борное регулирование используется
для компенсации медленного изменения реактивно-
сти, а тонкое оперативное регулирование осуществ-
ляется подвижными стержнями.
Следует отметить, что при делении ядер топлива
наряду с мгновенными нейтронами, рождающи-
мися в момент деления, при радиоактивном распаде
некоторых осколков деления образуются и запаз-
дывающие нейтроны. Суммарная доля β за-
паздывающих нейтронов мала. Так, для изотопа
урана U она составляет всего лишь 0,64 %, т.е.
более 99 % приходится на мгновенные нейтроны.
Однако несмотря на такой малый выход запазды-
вающих нейтронов их роль в переходных процессах
исключительно велика. Ядерный реактор быстро
реагирует на отклонение реактивности, и только на-
личие запаздывающих нейтронов позволяет осуще-
ствить переходный процесс с допустимой неболь-
шой скоростью. Однако при этом вводимая положи-
тельная избыточная реактивность должна быть за-
метно меньше суммарной доли запаздывающих
нейтронов. При невыполнении этого условия пере-
ходный процесс практически будет определяться
только мгновенными нейтронами, пойдет очень бы-
стро и реактор окажется фактически неуправляе-
мым.
К существенным отклонениям реактивности при
работе реактора может привести изменение темпе-
ратуры теплоносителя и топлива. Здесь сказыва-
ются в первую очередь изменения энергетического
спектра нейтронов и плотности замедлителя. Тем-
пературный коэффициент реактивно-
сти зависит от состава и компоновки активной зо-
ны и может быть как положительным, так и отрица-
тельным. Для устойчивой и безопасной работы ре-
актора желательно, чтобы температурный коэффи-
циент реактивности был отрицательным и неболь-
шим по абсолютному значению. В этом случае уве-
личение мощности, вызывающее повышение темпе-
ратуры, приводит к уменьшению реактивности и
самопроизвольный разгон реактора невозможен.
Регулирование мощности реактора перемеще-
нием регулирующих стержней возможно только
при ограниченных скоростях изменения возмущаю-
щих воздействий. Поэтому система регулирования
и защиты турбины должна обеспечивать такие пре-
дельные значения этих скоростей, чтобы они не
были превышены при изменениях частоты сети или
нарушениях в работе турбины.
Реактор, охлаждаемый водой под давлением,
обладает отрицательным коэффициентом реактив-
ности по температуре как теплоносителя, так и топ-
лива. Поэтому при изменении нагрузки энергоблока
мощность реактора меняется, и он без вмешатель-
ства системы автоматического регулирования бла-
годаря лишь свойству саморегулирования может
перейти на новый установившийся режим работы.
При этом, однако, значительно меняются темпера-
тура теплоносителя, а значит, и его объем в первом
и давление пара во втором контурах, оборудование
которых пришлось бы проектировать на повышен-
ное давление. Потребовалось бы развить и систему
компенсации объема (давления). Поэтому этот
эффект саморегулирования, являющийся важной