5. Opis modelu 5.1 Model przestrzennej kinetyki reaktora 5.2 Metoda aproksymacji dla współczynnika sprzężenia 5.3 Podsumowanie sformułowania modelu

Transkrypt

1 SYMULATOR PWR 1

2 Przedmowa Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (IAEA) rozpoczęła działalność w dziedzinie komputerowych programów do symulacji reaktorów jądrowych aby wspomóc swoich członków w edukacji. Celem jest dostarczenie, dla różnych typów zaawansowanych reaktorów, wglądu i ćwiczeń praktycznych w charakterystykach operacyjnych i reakcjach na zaburzenia reaktorów oraz awarii. Aby to osiągnąć IAEA rozpoczęła rozwój i dystrybucje programów symulacyjnych, materiałów edukacyjnych, sponsorowanych kursów i warsztatów. Warsztaty składają się z dwóch części: techniki i narzędzia rozwoju symulatorów reaktorów; oraz zastosowanie symulatorów w kształceniu. Materiały do pierwszej części warsztatów znajdują się w IAEA Training Course Series No. 12, Reactor Simulator Development (2001). Materiały do warsztatów z zastosowania symulatora WWER 1000 pochodzącego z departamentu reaktorów Moskiewskiego Instytutu Fizyki, jest przedstawiony w IAEA Training Course Series No. 21, 2nd edition, WWER Reactor Simulator (2005). Materiał do kursów z użyciem symulatorów reaktorów z wrzącą wodą stworzony dla IAEA przez Cassiopeia Technologies Incorporated of Canada (CTI), jest przedstawiony w publikacji IAEA: Training Course Series No.23, 2nd edition, Boiling Water Reactor Simulator (2005). Ten dokument zawiera materiał do warsztatów z zastosowania symulatora reaktora PWR. W. K. Lam z CTI stworzył ten symulator i przygotował ten raport dla IAEA. Oficerem z ramienia IAEA odpowiedzialnym za tą publikację był R. B. Lyon z Oddziału Energii Jądrowej. 2

3 Spis treści 1. WSTĘP 1.1 Cel 1.2 Tło historyczne 1.3 Ważniejsze charakterystyki PWR 2. SYMULATOR PWR 600 MW(e) 2.1 Uruchomienie symulatora 2.2 Start symulacji 2.3 Lista paneli wyświetlanych przez symulator PWR 2.4 Parametry wyświetlane w każdym panelu 2.5 Przegląd elektrowni PWR 2.6 Pętle sterowania PWR 2.7 Pręty kontrolne i pręty bezpieczeństwa 2.8 System kontroli mocy reaktora PWR 2.9 Warunki samoczynnego zatrzymania reaktora 2.10 System chłodzenia PWR 2.11 Zasoby systemu chłodzenia i sprężarka w PWR 2.12 System kontroli ilości chłodziwa w PWR 2.13 System kontroli ciśnienia chłodziwa w PWR 2.14 Generator i turbina w PWR 2.15 Obieg wtórny i ekstrakcja pary w PWR 2.16 Wartość wodząca mocy generatora i kontrola ciśnienia w wytwornicy pary (SGPC) PWR 2.17 Pasywny system chłodzenia rdzenia w PWR 2.18 Pasywny system chłodzenia obudowy reaktora. 3. Podstawowe operacje i powrót ze stanów nieustalonych. 3.1 Manewrowanie obciążeniem elektrowni tryb wodzący reaktora. 3.2 Manewrowanie obciążeniem elektrowni tryb wodzący turbiny 3.3 Redukcja mocy do 0% pełnej mocy 3.4 Samoczynne zatrzymanie turbiny i powrót turbiny do normalnej pracy 3.5 Samoczynne zatrzymanie reaktora i powrót do normalnej pracy 4. Stany nieokreślone podczas awarii PWR 4.1 Zamknięcie wszystkich zaworów kontrolujących poziom wody wtórnego obiegu. 4.2 Błąd przekaźnika strumienia pary w wytwornicy pary #1 4.3 Całkowite otwarcie zaworu LCV#1 kontroli poziomu wody z wtórnego obiegu 4.4 Całkowite zamknięcie zaworu LCV#1 kontroli poziomu wody z wtórnego obiegu 4.5 Samoczynne zatrzymanie głównej pompy zasilającej wytwornicę pary (BFP) 4.6 Niskie wskazanie przekaźnika przepustnicy ciśnieniowej turbiny 4.7 Otwarcie wszystkich zaworów bezpieczeństwa (SRV) 4.8 Zawór obejścia turbiny nie otwiera się 4.9 Pozorne zatrzymanie turbiny 4.10 Grzałki sprężarki #2 do #6 włączone w wyniku awarii 4.11 Otwarty zawór zasilania pierwotnego systemu chłodzenia (CV12) 4.12 Otwarty zawór drenażu chłodziwa (CV5) 4.13 Otwarcie zaworu bezpieczeństwa (CV22) w sprężarce 4.14 Spadek jednej grupy ciemnych prętów 4.15 Awaria automatycznej kontroli ciemnych prętów 4.16 Awaria cofnięcia i skokowego cofnięcia reaktora 4.17 Utrata jednej z pomp recyrkulacyjnych P Utrata dwóch pomp recyrkulacyjnych w pętli Pęknięcie rozgałęźnika pary 4.20 LOCA pęknięcie gorącej końcówki #1 3

4 5. Opis modelu 5.1 Model przestrzennej kinetyki reaktora 5.2 Metoda aproksymacji dla współczynnika sprzężenia 5.3 Podsumowanie sformułowania modelu dla rdzenia PWR 5.4 Materiały źródłowe sprzężonej kinetyki reaktora 5.5 Transport ciepła z paliwa 5.6 Hydraulika rdzenia 5.7 Transport ciepła do pierwotnego chłodziwa 5.8 Sprężarka 5.9 Wytwornica pary 5.10 Strumień wody wtórnego obiegu 5.11 Główny obieg pary 5.12 Systemy kontrolne i systemy bezpieczeństwa System kontroli ciśnienia w sprężarce System kontroli poziomu w sprężarce System kontroli poziomu w wytwornicy pary System kontroli ciśnienia w wytwornicy pary System kontroli zrzutu pary System kontroli prętów Systemy bezpieczeństwa Dodatek 1 4

5 1. WSTĘP 1.1 Cel Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (IAEA) rozpoczęła działalność w dziedzinie komputerowych programów do symulacji reaktorów jądrowych aby wspomóc swoich członków w edukacji. Celem jest dostarczenie, dla różnych typów zaawansowanych reaktorów, wglądu i ćwiczeń praktycznych w charakterystykach operacyjnych i reakcjach na zaburzenia reaktorów oraz awarii. Aby to osiągnąć IAEA rozpoczęła rozwój i dystrybucje programów symulacyjnych, materiałów edukacyjnych, sponsorowanych kursów i warsztatów. Ta publikacja zawiera materiał szkoleniowy z warsztatów poświęconych symulatorom PWR. Uczestnicy warsztatów mieli dostęp do instrukcji i ćwiczeń praktycznych przy użyciu symulatorów, dzięki czemu zdobyli wgląd w konstrukcje i charakterystyki operacyjne (w warunkach normalnej pracy oraz w sytuacjach awaryjnych) elektrowni jądrowej opartej na PWR. Ta instrukcja napisana była założeniem, iż czytelnik posiadł podstawową wiedzę w zakresie PWR. Z tego powodu nie umieszczono w niej szczegółowego opisu każdego z podsystemów PWR. Opisy te można znaleźć w literaturze naukowej, dokumentacji technicznej reaktorów lub w publikacjach technicznych IAEA. Szczegóły podane są jedynie jeżeli są konieczne do opisu funkcjonalności i cech interaktywnych paneli sterujących poszczególnymi systemami. Instrukcja zawiera opis podstawowych operacji elektrowni jądrowej, takich jak zarządzanie mocą, samoczynne zatrzymanie i powrót do działania w warunkach normalnych np. samoczynne zatrzymanie turbiny i awaryjne wyłączenie reaktora. Dodatkowo zawiera odpowiedzi elektrowni na awarie. Niektóre awarie prowadzą do awaryjnego wyłączenia reaktora lub samoczynnego zatrzymania turbiny. Inne poważne awarie prowadzą do sytuacji wyjątkowych (np. LOCA), powodując rozpoczęcie działania pasywnego systemu chłodzącego reaktor. Należy wspomnieć, że wyposażenie i modelowane procesy przedstawiają rzeczywistą charakterystykę PWR. Jednak, ponieważ symulator ma cel czysto edukacyjny, należało poczynić pewne uproszczenia i założenia, które mogą nie odzwierciedlać specyficznych osiągów konkretnych reaktorów. Należy podkreślić, iż odpowiedzi symulatora na sytuacje awaryjne, nie powinny być używane w celu analizy bezpieczeństwa, mimo iż są wystarczająco dokładne w celach edukacyjnych. W tym przypadku należy założyć, że symulator dla sytuacji awaryjnych dostarcza jedynie przybliżeń pierwszego rzędu dla stanów nieokreślonych reaktora. 1.2 Tło historyczne Początkowo reaktory chłodzone wodą pod ciśnieniem były projektowane dla łodzi podwodnych. Badania i rozwój zostały przeprowadzone przez Knolls Atomic Power Laboratory i Westinghouse Bettis Laboratories. W rezultacie tych działań został zaprojektowany i stworzony komercyjny PWR do zastosowań w elektrowniach jądrowych. Ostatecznie powstało kilka konstrukcji opartych na PWR: Westinghouse, Babcock and Wilcox; and Combustion Engineering w USA; Siemens (Kraftwerk Union) w Niemczech; and Framatone we Francji. Następnie Mitsubishi w Japonii i Agip Nucleari we Włoszech zostały zbudowane na licencji PWR. Przez ostatnie 30 lat wiele PWR było wykorzystywanych, dostarczając tym samym tysiące reaktorowych lat doświadczenia w operowaniu. W ostatnich latach, korzystając z sukcesów, jak 5

6 również z cennego doświadczenia zdobytego podczas wykorzystywania reaktorów tego typu, stworzono nową generację zaawansowanych elektrowni jądrowych opartych na PWR. W zaawansowanych projektach PWR postawiono nacisk na standaryzację elementów, które mają spełnić wymagania projektu. Dzieje się tak ponieważ projekt ma spełnić oczekiwania wielu krajów. Konstrukcja musi również być niedroga. W tym celu, w latach 80 w USA zostały zapoczątkowane ważne programy rozwijające zaawansowane PWR. W 1984 roku Electric Power Research Institute (EPRI), we współpracy z Departamentem do Spraw Energii (DOE), przy udziale amerykańskich projektantów reaktorów jądrowych i kilku zagranicznych organizacji rozpoczęli program, który miał określić zapotrzebowanie na moc i wymagania co do mocy osiąganej przez zaawansowany PWR. W wyniku tego projektu określono zapotrzebowanie na PWR o dużej mocy (od 1200 MW(e) do 1300 MW(e)) oraz PWR średnich rozmiarów o mocy w granicach 600 MW. Najwięcej wysiłku w projekt zaawansowanego PWR włożyła firma Westinghouse, otrzymała ona certyfikat NRC w 1999 r. Westinghouse twierdzi, że projekty reaktorów AP-600 AP-1000 posiadają podstawowe cechy takie jak: 1. Duży rdzeń, co powoduje zmniejszenie gęstości mocy o 25%. 2. Niższe wzbogacenie paliwa, zastosowanie reflektora radialnego w celu polepszenia gospodarki neutronowej. 3. Dłuższy cykl paliwowy. 4. O 15% większy margines bezpieczeństwa dla LOCA i DNB 5. Pręty kontrolne o zredukowanym współczynniku pochłaniania neutronów zastosowane w celu dostosowania do obciążenia bez użycia kwasu borowego. 6. Pasywny system chłodzenia rdzenia, który zawiera mechanizm dekompresji rdzenia, wtrysk bezpieczeństwa, mechanizm usuwania ciepła powyłączeniowego. 7. Pasywny system chłodzenia obudowy reaktora. 8. Zbiornik retencyjny wewnątrz obudowy reaktora. Symulator PWR, któremu poświęcona jest ta publikacja jest głównie oparty na konstrukcji zaawansowanego PWR AP-600 MW(e), podobnego do AP-600. Istnieją jednak pewne różnice. Dane techniczne AP-600, uzyskane z IAEA-TECDOC stanu projektów zaawansowanych reaktorów chłodzonych lekką wodą, udostępnione są do wglądu w dodatku Ważniejsze charakterystyki PWR PWR charakteryzują pewne ważne cechy odróżniające go od innych reaktorów chłodzonych lekką wodą takich jak BWR. W normalnych warunkach pracy rdzenia woda jest w stanie ciekłym. Generacja pary występuje jedynie w obiegu wtórnym, tj. w generatorach pary. Ciśnienie w pierwotnym obiegu utrzymywane jest przy pomocy sprężarki, która używa grzałek do podgrzewania i wytwarzania ciśnienia oraz spryskiwaczy wodnych do chłodzenia i obniżania ciśnienia. Kontrola mocy reaktora zachodzi przy użyciu kombinacji prętów kontrolnych o zwiększonym pochłanianiu neutronów (tzw. ciemne pręty), służących do osiowej kontroli strumienia neutronów, oraz prętów kontrolnych o zmniejszonym współczynniku pochłaniania neutronów (tzw. szare pręty), służących do utrzymania średniej temperatury chłodziwa podczas zmian mocy. Ciekły kwas borowy używany jest jedynie w ograniczonych przypadkach gdy system kontroli przy użyciu prętów napotyka ograniczenia. Kwas borowy rozpuszczony jest w wodzie z obiegu pierwotnego w celu utrzymania poziomu mocy i dystrybucji mocy w rdzeniu pod kontrolą. Przy zastosowaniu takiej kontroli mocy reaktora, możliwe jest, bez istotnego wykorzystania ciekłego kwasu borowego, wykonywanie operacji dostosowania do obciążenia, takich jak kontrola częstotliwości, odpowiadająca wymaganiom sieci. 6

7 Pręty paliwowe PWR są mniejsze i połączone w większe pakiety. Pręty kontrolne PWR umieszczone są w pakietach, a nie pomiędzy nimi. Cały przepływ przez rdzeń jest w warunkach normalnych pompowany przez pompy recyrkulacyjne. Ponieważ w rdzeniu PWR, w normalnych warunkach pracy i w większości normalnych i wyjątkowych stanów nieustalonych nie zachodzi wrzenie, nie ma zbyt dużych zmian gęstości w rdzeniu, w porównaniu z rdzeniem BWR podczas stanu przejściowego. Oznacza to, iż stany przejściowe podczas wytwarzania ciśnienia powodują niewielkie sprzężenie reaktywności rdzenia PWR z gęstością, za czym idzie niewielki wzrost mocy. Z drugiej strony, stany przejściowe podczas spadku przepływu wytwarzają niewielkie, negatywne sprzężenie zwrotne, ograniczające PWR, co sprawia, iż jest to największe termiczne wyzwanie dla systemu. Typowa konstrukcja 600 MW(e) jest przedstawiona na rys. 1. Rycina ta przedstawia system PWR z dwoma generatorami pary, czterema pętlami recyrkulacyjnymi i sprężarką. Pierwotne chłodziwo jest wpompowywane do rdzenia od dołu, przez pompę recyrkulacyjną i wypompowywane górą przez komorę przepływową. Podgrzana woda przepływa następnie przez generator pary, gdzie ciepło jest oddawane do wtórnego systemu chłodzenia. Pierwotne chłodziwo pobierane jest u dołu wytwornicy pary przez pompę recyrkulacyjną i następnie powtarza cykl. Rys. 1 Typowy reaktor z wodą pod ciśnieniem o mocy 600 MW(e) Wtórne chłodziwo opuszcza generator pary jako przegrzana para. Przechodzi przez turbinę gdzie oddaje swoją energię aby napędzić układ turbina generator. Pozostałe ciepło usuwane jest w skraplaczu, gdzie woda powraca do stanu ciekłego. Po opuszczenia kondensera, wtórne chłodziwo przepompowywane jest przez różne systemy pompowania i podgrzewania, w końcu dociera do generatora pary gdzie ponownie pobiera energię od chłodziwa pierwotnego. Następuje powtórzenie cyklu energetycznego. 7

8 2. SYMULATOR PWR 600 MW(e) Celem symulatora jest edukacja dostarczenie narzędzia treningowego dla profesorów uniwersyteckich i inżynierów zajmujących się nauczaniem tematów związanych z energią jądrową. Również inżynierowie, naukowcy i szkoleniowcy przemysłu jądrowego mogą użyć tego symulatora do poszerzenia zrozumienia stanów przejściowych PWR i dynamiki elektrowni. Symulator można uruchomić na komputerze osobistym. Symulator działa głównie w czasie rzeczywistym, zapewnia wystarczającą wierność odtwarzania dynamicznych odpowiedzi PWR podczas normalnego działania jak i sytuacji awaryjnych. Posiada również interfejs użytkownika, który odzwierciedla prawdziwy panel kontrolny oprzyrządowania, włączając w to system wyświetlania, i co ważniejsze pozwala na interakcje użytkownika podczas wykonywania symulacji. Minimalne wymagania sprzętowe dla symulatora to Pentium 166 MHz, 64 Mb RAMu, HDD 500 Mb, 2Mb karta graficzna pozwalająca wyświetlać rozdzielczość 1024x768, monitor 15, klawiatura i mysz. Systemem operacyjnym może być Win 95/NT/2000/XP. Wymagania, aby uruchomić symulator na zwykłym komputerze PC i wyświetlić główne parametry w czasie rzeczywistym, sprawiają iż model powinien być możliwie najprostszy, jednocześnie powinien generować realistyczne, dynamiczne odpowiedzi. Największy nacisk położono na dostarczanie użytkownikowi pożądanego poziomu realizmu. Oznacza to możliwość wyświetlenia wszystkich parametrów niezbędnych do działania elektrowni, włączając parametry opisujące główny proces, kontrolę i systemy bezpieczeństwa. Obecna konfiguracja symulatora pozwala wygenerować odpowiedzi zarówno na warunki zazwyczaj spotykane podczas działania elektrowni, jak i na sytuacje awaryjne, zawarte w tabeli I. Symulacja wykorzystuje podejście modelowania modułowego: podstawowe modele dla każdego elementu i procesu przedstawione przez algorytmy napisane w FORTRANIE. Podstawowe modele są kombinacją równań różniczkowych pierwszego stopnia, logicznych i algebraicznych relacji. Odpowiednie parametry oraz relacja wejście-wyjście są dobierane do modelu zgodnie z zastosowaniem poszczególnych systemów. Interakcje użytkownik symulator odbywają się przez kombinacje wyświetlanych paneli, klawiaturę i mysz. Monitorowane parametry i panel kontrolny operatora, są przedstawione w symulatorze w identyczny sposób jak na wyświetlaczach w stacji kontroli. Instrumenty panelu kontrolnego (przełączniki, przyciski) przedstawione są jako wystylizowane ikony, zmiany ich statusu można dokonać przy pomocy rozwijalnych menu i wyskakujących okien dialogowych. Ta instrukcja napisana była przy założeniu, iż użytkownik posiada wiedzę na temat głównych charakterystyk elektrowni z zastosowaniem reaktora chłodzonego wodą oraz cech szczególnych reaktora PWR. 8

9 Tablica I. Streszczenie cech symulatora System Zakres symulacji Wyświetlane panele Reaktor Chłodziwo reaktora Para i wtórny obieg chłodzenia -Poziomy strumienia neutronów w zakresie od 0,001 do 110% pełnej mocy, 6 grup neutronów opóźnionych -ciepło rozpadów promieniotwórczych (3 grupy) -wszystkie systemy kontroli reaktywności ciemne pręty; szare pręty, kwas borowy -zatrucie ksenonem/jodem -system kontroli mocy reaktora -system wyłączenia reaktora -główny obieg chłodzenia z 4 pompami, 2 generatorami pary, 4 równoważnymi, skupionymi kanałami chłodzącymi reaktor -kontrola ciśnienia i rezerw w sprężarce, w kondensatorze, zasilania i drenażu, skraplania i zrzutu pary -zakres operacyjny: od zera do pełnej mocy cieplnej -dynamika generatora pary, z uwzględnieniem kurczenia i pęcznienia -dostarczanie pary do turbiny i przegrzewacza -połączenie turbiny i kondensora -przejście fazowe pary w wodę wtórnego obiegu -kontrola ciśnienia -kontrola mocy PWR -pręty kontrolne PWR i pręty bezpieczeństwa -parametry samoczynnego wyłączenia -system chłodzenia PWR -rezerwa chłodziwa i sprężarka w PWR -kontrola rezerw -kontrola ciśnienia w PWR -woda zasilająca i ekstrakcja pary w PWR Sterowanie -moc reaktora i prędkość zmian (dane wejściowe dla komputera kontrolującego) -manualna kontrola systemów kontroli reaktywności pręty kontrolne, dodawanie/usuwanie kwasu borowego -samoczynne wyłączenie reaktora -skokowe cofnięcie reaktora -cofnięcie reaktora -pompy obiegu chłodzenia -pompy uzupełniające -kontrola ciśnienia w sprężarce: grzałki, chłodnice, zawór bezpieczeństwa -kontrola poziomu w sprężarce przez regulowanie dostarczania i odprowadzania chłodziwa -zawory izolacyjne dla: dostarczania i odprowadzania chłodziwa -pompa zasilająca wł/wył -kontrola poziomu w generatorze: automatycznie/ręcznie -punkt wyzwalający kontroli poziomu w generatorze pary w trybie automatycznym -zawór kontrolujący poziom w trybie ręcznym -otwieranie zaworów Awarie -awaria skokowego cofnięcia reaktora i cofnięcia reaktora -1 grupa ciemnych prętów kontrolnych spada do rdzenia reaktora -awaria zaworu bezpieczeństwa -awaria zaworu dostarczającego -awaria zaworu odprowadzającego -grzałki sprężarki (nr 2-6) włączone przez awarię -pęknięcie rury doprowadzającej - wszystkie zawory odcinające kontroli poziomu nie zamykają się -jeden z zaworów kontroli poziomu nie zamyka się -samoczynne zatrzymanie wszystkich pomp zasilających -wszystkie zawory bezpieczeństwa 9

10 Cała elektrownia System bezpieczeńs twa generatora pary -kontrola poziomu w generatorze pary -system zasilający wytwornicy pary -prosty model turbiny -moc mechaniczna i wydajność generatora są proporcjonalne do przepływu pary -przekładnia i zwór zarządzający pozwalają na pracę zsynchronizowaną i niezsynchronizowaną - pełna dynamiczna współpraca między wszystkimi symulowanymi systemami - kontrola mocy całkowitej: tryb wiodący-reaktor, tryb wiodący-turbina -wyświetlanie informacji systemowych i trendów czasowych - komputerowa kontrola wszystkich ważniejszych funkcji systemu Turbinagenerator -turbinagenerator w PWR -przegląd elektrowni PWR -pętla kontrolna PWR -pobór MW SP&SGPC -pasywny system chłodzenia PWR ekstrakcji pary -samoczynne zatrzymanie turbiny -zatrzymanie turbiny -rozruch turbiny i synchronizacja -zawory uwalniające kondensora otwarte -pęknięcie rury doprowadzającej parę -awaria transmitera przepływu pary -fałszywe samoczynne zatrzymanie turbiny -fałszywe zatrzymanie turbiny 2.1 Uruchomienie symulatora uruchomić plik pwr.exe kliknąć gdziekolwiek na ekranie PWR simulator kliknąć OK aby załadować konfigurację początkową-pełna moc ( load full power IC? ) symulator wyświetli ekran przeglądu elektrowni PWR ( PWR plant overview ) ze wszystkimi parametrami ustawionymi na 100% mocy w prawym dolnym rogu kliknąć 'Run' aby rozpocząć symulację. 2.2 Start symulacji Jeżeli w jakimkolwiek momencie zajdzie potrzeba powrócenia do jednego z ustawień początkowych należy wykonać: zatrzymać symulację klikając na 'Freeze' kliknąć na 'IC' kliknąć 'Load IC' 10

11 wybrać FP_100.IC dla warunków początkowych ustawionych na 100% maksymalnej mocy kliknąć 'OK' aby załadować FP_100.IC kliknąć 'YES' aby załadować FP_100.IC kliknąć 'Return' aby powrócić do panelu kontrolnego kliknięcie 'Run' spowoduje rozpoczęcie symulacji 2.3 Lista paneli wyświetlanych przez symulator PWR 1. przegląd elektrowni 2. pętle kontrolne 3. pręty kontrolne/bezpieczeństwa i reaktywność 4. kontrola mocy reaktora 5. parametry samoczynnego zatrzymania 6. system chłodzenia reaktora 7. obwód chłodzenia i sprężarka 8. kontrola obwodu chłodzenia 9. kontrola ciśnienia chłodziwa 10. turbina generator 11. woda zasilająca i ekstrakcja pary 12. pobór MW SP&SGPC 13. pasywne chłodzenie rdzenia 14. Wykresy 2.4 Parametry wyświetlane w każdym panelu Symulator PWR składa się z 14 interaktywnych paneli. Każdy z nich wyświetla tą samą informację u góry i u dołu ekranu: u góry ekranu wyświetlanych jest 21 alarmów i informacji sytemu elektrowni; wskazują one istotne zmiany stanu parametrów elektrowni, które wymagają interwencji operatora w prawym-górnym rogu ekranu wyświetlany jest status symulatora 1. okno pod nazwą 'Labview' (jest to chronione prawami autorskimi oprogramowanie, które generuje obraz w symulatorze) pokazuje odliczanie podczas działania labview; jeżeli działanie labview jest wstrzymane (np. obraz na ekranie nie ulega zmianom) licznik nie będzie przeliczał. 2. okno pod nazwą 'CASSIM' (jest to chronione prawami autorskimi oprogramowanie, które generuje odpowiedzi symulatora) będzie zielone i nie będzie odliczało, jeżeli symulator jest zatrzymany (np. nie są wykonywane programy modelu); zacznie odliczać i zmieni kolor na czerwony w czasie działania symulatora. aby zatrzymać Labview należy kliknąć raz przycisk 'STOP' w lewym, górnym rogu ekranu, aby zrestartować Labview należy kliknąć przycisk => w lewym, górnym rogu ekranu aby rozpocząć symulację należy kliknąć na przycisk 'Run' w prawym, dolnym rogu ekranu; aby zatrzymać symulację należy kliknąć na przycisk 'Freeze' w prawym, dolnym rogu ekranu na dole ekranu pokazane są wartości głównych parametrów elektrowni: 1. neutronowa moc reaktora (%) 2. cieplna moc reaktora (%) 3. wydajność generatora (%) 4.ciśnienie chłodziwa pierwotnego (kpa) 5. przepływ w rdzeniu (kg/s) 6. główne ciśnienie pary (kpa) 7. przepływ pary u wylotu (kg/s) w lewym, dolnym rogu ekranu znajdują się przyciski pozwalające na zainicjowanie dwóch głównych zdarzeń: 1. samoczynne zatrzymanie reaktora 11

12 2. samoczynne zatrzymanie turbiny odpowiadają one przyciskom wbudowanym w rzeczywistej stacji kontrolnej okienko powyżej przycisków samoczynnego zatrzymania wskazuje obecnie wybrany panel (np. przegląd elektrowni); klikając i przytrzymując strzałkę w tym okienku można wyświetlić resztę możliwych paneli, przez podświetlenie można wybrać nowy panel Pozostałe przyciski w prawym, dolnym rogu pozwalają: wykonać tylko jedną iterację ('iterate'), wybrać warunki początkowe ('IC'), wywołanie awarii ('malf') oraz wywołać okno pomocy ('help') 2.5 Przegląd elektrowni PWR Przedstawia diagram liniowy głównych systemów i parametrów elektrowni. Żadne parametry wejściowe nie są z związane z tym panelem. Wyświetlane systemy i parametry począwszy od lewego, dolnego rogu ekranu: REAKTOR jest modelowany równaniami trójwymiarowej przestrzennej kinetyki z sześcioma grupami neutronów opóźnionych; model ciepła rozpadu promieniotwórczego używa trzy grupowego przybliżenia; reaktywność liczona jest z uwzględnieniem urządzeń bezpieczeństwa i kontroli reaktywności, ksenonu, temperatury paliwa, temperatury moderatora, stężenia kwasu borowego. Wyświetlane parametry to: (1) moc neutronowa (% pełnej mocy) (2) moc termiczna reaktora (% pełnej mocy) Główny obwód chłodzenia, z czterema końcówkami zimnymi (CL1, CL2, CL3, CL4); dwoma końcówkami gorącymi (HL1, HL2); systemy kontroli ciśnienia i zawartości wody są pokazane w panelu przeglądu elektrowni, dodatkowe szczegóły są przedstawione w kolejnych oknach. Wyświetlane parametry to: 1. ciśnienie w rdzeniu reaktora (kpa) 2. przepływ przez rdzeń reaktora (kg/s) 3. średnia temperatura chłodziwa ( o C) 4. ciśnienie(kpa) i poziom (m) w sprężarce 5. strumień z/do sprężarki (kg/s) 6. stan czterech pomp recyrkulacyjnych (RCP#1, 2, 3, 4) Dwa generatory pary modelowane są indywidualnie. Wyświetlane parametry to: 1. parownik 1, 2 poziom (m) 2. parownik 1, 2 strumień pary (kg/s) 3. parownik 1, 2 ciśnienie pary (kpa) 4. parownik 1, 2 temperatura pary ( o C) 5. całkowity strumień (kg/s) i stan otwarcia czterech zaworów nadmiarowych (SRV). Cztery zawory reprezentowane są jako jeden symbol zaworu w sytuacji kiedy chociaż jeden z zaworów jest otwarty symbol będzie koloru czerwonego, kiedy wszystkie zawory są zamknięte symbol ma kolor zielony. 6. strumień wypływu z separatora wilgoci i przegrzewacza wtórnego (MSR) (kg/s) 7. stan zaworów kontrolujących jest przedstawiony przy pomocy kolorów: zielony zamknięty, czerwony otwarty 8. stan głównych zaworów odcinających parę (MSV) 9. stan zaworów obejściowych (% otwarcia) wydajność generatora (MW) obliczana jest na podstawie strumienia pary docierającego do turbiny kondensor i pompa skroplinowa (CEP) nie są symulowane. Symulacja wtórnego systemu chłodzenia jest uproszczona; parametry wyświetlane w panelu 12

13 przeglądu elektrowni to: 1. Całkowity strumień wody w generatorze pary (kg/s) 2. Średnia temperatura wody po opuszczeniu wysokociśnieniowych podgrzewaczy (HPHX) 3. Stan pomp zasilających generator pary (BFP) jest oznaczony na czerwono jeżeli którakolwiek pompa działa, lub na zielono, gdy wszystkie pompy są wyłączone. Należy zauważyć, że kiedy symulator jest w trybie 'Run', wszystkie parametry są obliczane na bieżąco i wszystkie wskaźniki są dostępne do wglądu i do zmiany. 2.6 Pętle sterowania PWR Kontrola mocy elektrowni jądrowej PWR jest realizowana przez dwa tryby jeden dla turbogeneratora, zwany trybem wiodącym turbiny; następny dla reaktora, zwany trybem wiodącym reaktora. Te dwa odrębne tryby całkowitej kontroli elektrowni mogą być wzajemnie przełączane i są dobrze dostosowane do rozruchu i wyłączenia elektrowni, wszelkich operacji kontroli mocy, obsługi w warunkach zakłócenia prawidłowej pracy. W trybie wiodącym turbiny, moc generatora jest kontrolowana zgodnie z zapotrzebowaniem na moc, określonym w postaci z góry narzuconej wartości (np. zadane przez operatora), i/lub przez wartość uzyskaną z aktualnej dewiacji częstotliwości generatora. Przy użyciu tej dewiacji od ustalonego punktu, moc reaktora jest dostosowywana przy użyciu średniej temperatury chłodziwa. Ten tryb kontroli jest zazwyczaj używany przy operacjach z bazowym obciążeniem, gdy obciążenie jest stałe lub zaplanowane; również do operacji w reżimie nadążnym z funkcją kontroli częstotliwości. Należy zauważyć, że ciśnienie pary w generatorze pary jest utrzymywane na stałym poziomie w tym trybie kontroli. W trybie wiodącym reaktora, moc reaktora jest określona przez operatora i/lub awarię (np. samoczynne zatrzymanie turbiny), co spowoduje zmianę ustalonego poziomu średniej temperatury chłodziwa, w ten sposób zmieniając moc reaktora zgodnie z nowymi ustawieniami. System obiegu wtórnego, składający się z turbiny z systemem obejścia, generatorami pary, dostosuje się do każdej zmiany mocy reaktora utrzymując stałe ciśnienie w generatorze pary. Do obsługi tych dwóch trybów i funkcji bezpieczeństwa reaktora, PWR posiada następujące pętle kontrolne przedstawione w symulatorze w panelu 'PWR control loops': 1. Wielkość wodząca zapotrzebowanie na moc reaktora Zapotrzebowanie na moc reaktora jest określone przez operatora i/lub przez automatyczne funkcje ograniczające takie jak skokowe cofnięcie reaktora, który wymaga skoku w redukcji mocy, lub cofnięcie reaktora, który wymaga redukcji mocy w określonym tempie. Automatyczne systemy ograniczające są wyzwalane przez specyficzne warunki w reaktorze/chłodziwie, przewyższające poziomy alarmowe. 2. Kontrola mocy reaktora Kontrola mocy reaktora w PWR dokonywana jest przez regulację reaktywności rdzenia i kontrolę dystrybucji mocy. Regulacja reaktywności rdzenia składa się ze zmian reaktywności wynikających ze zmian poziomu mocy i chwilowych poziomów ksenonu powstających na skutek zmian poziomu mocy. Osiągana jest przez kombinację położenia prętów kontrolnych i stężenia kwasu borowego. Pręty kontrolne, przy pomocy których dokonuje się regulacji reaktywności rdzenia, są prętami o zmniejszonym pochłanianiu neutronów tzw. szare pręty. Są wsuwane lub wysuwane gdy różnica między mocą pierwotną (P av ) i mocą odniesienia (P ref ) uzyskaną z obciążenia turbiny (moc wtórna, ciśnienie pierwszego rzędu w turbinie), przekroczy wcześniej ustalony poziom wyzwalania. 13

14 Dokonuje się kontroli dystrybucji mocy aby utrzymać termiczny margines rdzenia w bezpiecznych i operacyjnych granicach. Dystrybucja mocy, określona przez osiową moc neutronową rdzenia, jest monitorowana i kontrolowana podczas zmian mocy. W zaawansowanych PWR, zespół prętów o zwiększonym pochłanianiu neutronów (tzw. ciemne pręty), jest stosowany do osiowej kontroli mocy. Wraz z wsuwaniem i wysuwaniem ciemnych prętów, 'osiowy kształt' mocy przesuwa się odpowiednio w dół lub w górę. Stąd, dzięki zastosowaniu ciemnych prętów można kontrolować osiowy kształt mocy. Jeżeli podczas zmian mocy, osiowa dystrybucja mocy jest przesunięta w górę, konieczne jest wsunięcie ciemnych prętów. Wysunięcie ciemnych prętów będzie konieczne w przypadku gdy osiowa dystrybucja mocy jest przesunięta w dół. 3. Działanie prętów kontrolnych System kontroli prętów szare i ciemne pręty otrzymują informację o prędkości i kierunku od sytemu kontroli mocy reaktora. Sygnał zarządzania prędkością zawiera się w zakresie określonym przez poziom wejściowego sygnału. Możliwa jest ręczna kontrola wsuwania lub wysuwania prętów z określoną prędkością. W trybie automatycznym, ruch prętów kontrolowany jest przez system kontroli mocy reaktora. Pręty są wsuwane lub wysuwane zgodnie z wcześniej określoną sekwencją. Zespół prętów awaryjnych jest, w normalnych warunkach pracy, zawsze całkowicie wysunięty. Sygnał samoczynnego wyłączenia reaktora powoduje samoczynne opadnięcie prętów awaryjnych pod wpływem grawitacji. Jedynie grupy prętów kontrolnych poruszają się pod wpływem automatycznego układu kontrolującego. Każdy zespół prętów podzielony jest na mniejsze grupy aby uzyskać mniejszą przyrostową zmianę na jeden krok. Wszystkie pręty w grupie są sterowane równolegle aby mogły poruszać się symultanicznie. Wskaźnik położenia jest dostępny dla każdego pręta. Zróżnicowana prędkość ruchu prętów daje możliwość niewielkich zmian reaktywności z niewielkimi prędkościami co daje dokładniejszą kontrolę średniej temperatury chłodziwa, jak również zapewnia kontrolę z dużymi prędkościami w celu skorygowania poważnych stanów nieustalonych. 4. Kontrola stężenia kwasu borowego System kontroli stężenia kwasu borowego jest używany w długoterminowej, powolnej kontroli reaktywności. Dzięki zastosowaniu, do regulacji reaktywności rdzenia i dystrybucji mocy w rdzeniu, kombinacji szarych i ciemnych prętów kontrolnych, system kontroli koncentracji kwasu borowego używany jest jedynie gdy jest to niezbędne. 5. Kontrola ciśnienia chłodziwa pierwotnego Kontrola ciśnienia chłodziwa w PWR jest przeprowadzana przez system kontroli ciśnienia sprężarki. Daje to możliwość utrzymywania lub przywracania ciśnienia o zaplanowanej wartości, podczas stanów nieustalonych, występujących podczas normalnego działania, powodujących zmianę ciśnienia. Kontrola ciśnienia dokonywana jest przez kontrolę grzałek i rozpylaczy w sprężarce. System daje również możliwość uwalniania pary przez kontrolę zaworów nadmiarowych. 6. Kontrola uzupełniania i zasobów pierwotnego obiegu chłodzenia Kontrola uzupełniania i zasobów pierwotnego obiegu chłodzenia dokonywana jest przez system kontroli poziomu w sprężarce. Pozwala na ustalenie, utrzymanie i przywracanie poziomu wody w sprężarce do docelowej wartości, która jest funkcją średniej temperatury chłodziwa. System utrzymuje poziom wody w sprężarce w ustalonych granicach przez dostosowanie strumienia 14

15 zasilającego i odprowadzającego. 7. Zapotrzebowanie na MW Zapotrzebowanie ustalane jest przez operatora. Wartość ta używana jest w celu podwyższania lub obniżania obciążenia turbiny. 8. Kontrola ciśnienia w generatorze pary Ciśnienie w generatorze pary utrzymywane jest w stanie równowagi, stała wartość określona jest przez zbalansowanie ciepła dostarczanego do generatora pary i zużycia pary w turbinie. Jeżeli podczas zmian mocy lub zakłócenia w elektrowni, pojawi się różnica między termiczną mocą reaktora i mocą turbiny, ciśnienie w generatorze pary odchyli się od wartości ustalonej. W trybie wiodącej turbiny, do systemu kontroli mocy reaktora zostanie wysłany sygnał zmniejszenia lub zwiększenia neutronowej mocy reaktora aby ciśnienie w generatorze pary mogło powrócić do wartości ustalonej. W trybie wiodącym reaktora, sygnał zmniejszający lub zwiększający obciążenie turbiny, zostanie wysłany do systemu zarządzania turbiną. W przypadku nagłej zmiany obciążenia turbiny, takiej jak samoczynne zatrzymanie turbiny, kiedy to wyżej opisany system kontroli nie jest w stanie złagodzić zmian ciśnienia wystarczająco szybko, automatyczny system obejścia przekaże parę wprost do kondensora, po przekroczeniu wcześniej ustalonego poziomu ciśnienia w generatorze pary. 9. Kontrola poziomu w generatorze pary System kontroli poziomu w generatorze pary utrzymuje poziom wody, który jest funkcją obciążenia turbiny. Kontroler reguluje trzy elementy: zawór wody zasilającej (pierwszy element), strumień pary (drugi element), utrzymanie poziomu pracy generatora na ustalonym poziomie (trzeci element). 10. Kontrola zarządzania turbiną System kontroli zarządzania turbiną reguluje strumień pary przepływający prze turbinę, przez kontrolę otwarcia zaworu regulatora turbiny. 11. Kontrola chłodzenia rdzenia Pasywny system chłodzenia rdzenia wykorzystuje trzy źródła wody: a) Zbiorniki kompensacyjne (CMT) b) Zbiorniki akumulacyjne c) Wewnętrzny zbiornik retencyjny wykorzystywany podczas zmiany paliwa (IRWST) Te wszystkie źródła wody podłączone są bezpośrednio do dwóch dysz w obudowie reaktora. Zaprojektowane aby pod wpływem grawitacji dostarczyć szybkiego chłodzenia reaktora podczas małych przecieków jak i poważnych strat chłodziwa (LOCA). 2.7 Pręty kontrolne i pręty bezpieczeństwa Ten panel pokazuje status systemu wyłączania (SDS), oraz wkład w reaktywność każdego istotnego urządzenia i zjawiska fizycznego. Pozycja każdego zespołu prętów awaryjnych jest pokazana względem ich normalnej (całkowicie wysuniętej) pozycji. W tym symulatorze PWR, zmiana reaktywności każdego zespołu prętów awaryjnych to -35,365 mk, tak więc całkowita zmiana reaktywności dla 15

16 dwóch zespołów prętów awaryjnych wsuniętych całkowicie to -70,73 mk. Status samoczynnego wyłączenia reaktora jest reprezentowany przez zielony przycisk nie (NO) lub żółty tak (YES), może być zresetowany. Należy zauważyć, że istnieje konieczność zresetowania systemu wyłączania (SDS) zanim kontrola mocy reaktora (RPC) rozpocznie wysuwanie prętów wyłączeniowych. Pokazana jest zmiana reaktywności (mk) i parametr odejścia od 100% stabilnego poziomu mocy każdego mechanizmu. W tym: 1. Pręty bezpieczeństwa 2. Szare pręty 3. Ciemne pręty 4. Ksenon 5. Temperatura paliwa sprzężenie zwrotne z reaktywnością 6. Temperatura moderatora i kwas borowy - sprzężenie zwrotne z reaktywnością Należy zauważyć, że reaktywność jest parametrem obliczanym, nie mierzonym. Może być wyświetlana w symulatorze ale nie jest bezpośrednio dostępna w rzeczywistej elektrowni. Należy również zauważyć, że w momencie, w którym reaktor jest w stanie krytycznym, całkowita reaktywność musi wynosić zero. Ten panel pokazuje również schemat ruchu prętów kontrolnych, i stan trzech mechanizmów kontrolujących reaktywność, sterowanych przez system kontroli mocy reaktora (RPS) szare pręty kontrolne, ciemne pręty kontrolne, stężenie kwasu borowego. Schemat ruchu prętów kontrolnych przedstawia warunki pracy reaktora w postaci błędu odchylenia strumienia (I) oś Y, i różnicy temperatury chłodziwa (T) oś X, gdzie: Błąd odchylenia strumienia I = (górny strumień dolny strumień) zakres tolerancji odchylenia strumienia T = średnia temperatura chłodziwa T avg temperatura odniesienia chłodziwa T ref zakres tolerancji temperatury T db. Obszar A i C na rysunku 2 pokazują obszary dystrybucji mocy odchylonej osiowo obszar A to odchylenie w górę; obszar C to odchylenie w dół. I przekroczył określony przedział I db (4%) w stosunku do wartości odniesienia I ref w obydwu obszarach. Stąd w obszarze A aby zrównoważyć strumień odchylony w górę, wsunięte zostaną ciemne pręty; natomiast w obszarze C, ciemne pręty zostaną wysunięte aby zrównoważyć strumień przesunięty w dół. 16

17 Rys. 2 Diagram limitów kontrolnych Błąd odchylenia strumienia neutronów FT (% odchylenia strumienia) Błąd temperatury średniej DT( o C) Obszar A: FT>4; -0,5<DT<0,5 Obszar C: FT<-4; -0,5<DT<0,5 Obszar B: -4<FT<4; DT<0,5 Obszar D: -4<FT<4; DT>0,5 Obszar E: cztery rogi FT>4; DT<-0,5 FT>4; DT>0,5 FT<-4; DT<-0,5 FT<-4; DT>0,5 W tym symulatorze są cztery grupy ciemnych prętów. Są umieszczone w pobliżu szczytu rdzenia reaktora i mają silny wpływ na osiowy kształt mocy. Poruszają się wspólnie i różnica położenia rzędu paru centymetrów wystarczy do efektywnej kontroli osiowej dystrybucji mocy. Wartość zmiany reaktywności jednej grupy ciemnych prętów to 54,5 mk, tak więc całkowita wartość zmiany reaktywności czterech grup ciemnych prętów to 218 mk, przy całkowitym wsunięciu do rdzenia. Należy zauważyć, iż cztery grupy ciemnych prętów są normalnie kontrolowane przez RPC w trybie auto. Tryb kontroli może być zmieniony na ręczny, gdzie każda grupa kontrolowana jest indywidualnie przy pomocy przycisków IN (wsunięcie), STOP, OUT (wysunięcie). W obszarach B i D, T avg przekracza T db (0,5 o C) w stosunku do wartości odniesienia T ref, jest to spowodowane zmianą reaktywności. W obszarze B, ponieważ T avg jest niższa od T ref o 17

18 wartość tolerancji, szare pręty zostaną wysunięte, po jednej grupie na raz, aby zwiększyć reaktywność. Odwrotnie w obszarze D, szare pręty zostaną wsunięte, po jednej grupie na raz, aby zmniejszyć reaktywność, ponieważ T avg jest większe niż T ref o T db. W tym symulatorze PWR, są cztery grupy szarych prętów kontrolnych, wartość zmiany reaktywności każdej grupy jest odrobinę inna aby uzyskać dokładniejszą kontrolę reaktywności przy dużej mocy: Grupa #1 6,25 mk; Grupa #2 5 mk; Grupa #3 3 mk; Grupa #4 1,75 mk. Tak więc całkowita wartość zmiany reaktywności szarych prętów to 16 mk. Dla zwiększenia mocy w rdzeniu, grupa #1 szarych prętów kontrolnych zostanie wysunięta jako pierwsza, następnie grupa #2, #3, #4. Dla zmniejszenia mocy w rdzeniu, kolejność wsuwania szarych prętów będzie odwrotna. W przypadku kiedy T avg przekroczy o drugą wartość tolerancji T db (1 o C) wartość odniesienia T ref, z powodu szybkich zmian reaktywności, dwie grupy szarych prętów zostaną uruchomione jednocześnie aby zrównoważyć te zmiany. Należy zauważyć, iż cztery grupy szarych prętów są normalnie kontrolowane przez system kontroli mocy reaktora (RPC) w trybie auto. Kontrola może być przełączona w tryb ręczny i każda grupa szarych prętów kontrolnych, z osobna może być sterowana trzema przyciskami: IN, STOP, OUT. W obszarze E, pręty ciemne i szare poruszają się równocześnie, do momentu kiedy warunki w rdzeniu wrócą do jednego z obszarów A, B, C, D. Wtedy kontrola reaktywności i kształtu mocy może zostać utrzymana zgodnie z logiką opisaną wcześniej dla każdego obszaru. Należy wspomnieć, iż w przypadku gdy szare pręty są w pełni wsunięte lub wysunięte, a wymagana jest wciąż zmiana reaktywności, możliwe jest tymczasowe użycie, w ograniczonym zakresie, ciemnych prętów kontrolnych, w celu wspomożenia szarych prętów kontrolnych. Również można użyć systemu kontroli stężenia kwasu borowego do długoterminowej powolnej kontroli reaktywności. Jednak, system kontroli stężenia kwasu borowego jest używany jedynie kiedy to konieczne, aby utrzymać wartość zmiany reaktywności prętów w bezpiecznym przedziale podczas wyłączania, jak również, kiedy pręty kontrolne są ograniczane przez limit wsunięcia prętów kontrolnych. Do kontroli stężenia przeznaczone są przyciski AUTO/MANUAL. Panel pokazuje również w kolorze mapę natężenia znormalizowanego strumienia. Skala natężenia strumienia zaczyna się od 0 (szary kolor) 1,2 (czerwony kolor) Rdzeń podzielony jest na 4 kwadranty, reprezentujące cztery skupione kanały reaktora. Każdy kanał ma 3 części niższy rdzeń, środkowy rdzeń, i część szczytowa rdzenia. W ten uproszczony sposób, trójwymiarowy reaktor może zostać przedstawiony przez 12 części. Natężenie strumienia w każdej części przedstawione jest w postaci kolorowej mapy. W połączeniu z mapą strumienia w rdzeniu, pokazana jest także droga przepływu chłodziwa przez rdzeń. Chłodziwo z wytwornicy pary dociera do zbiornika ciśnieniowego reaktora (RPV) przez 'zimne końcówki' CL 1, CL 2, CL 3, CL 4. Następnie chłodziwo porusza się przez szczeliny opadowe i dociera do niższej komory reaktora, miesza się z pozostałymi strumieniami chłodziwa i wpływa do kanałów paliwowych rdzenia. Chłodziwo w trakcie przepływu przez kanały rdzenia odbiera energię cieplną z peletów paliwowych, opuszcza rdzeń przez wyższą komorę rdzenia i miesza się z pozostałymi strumieniami chłodziwa przed opuszczeniem zbiornika ciśnieniowego reaktora przez dwie gorące końcówki HL 1, HL 2. 18

19 2.8 System kontroli mocy reaktora PWR Ten panel pozwala kontrolować punkt wodzący mocy reaktora i szybkość jego zmian, gdy kontrolę utrzymuje (RPC) np. w trybie wodzącym reaktora. Kilka parametrów kluczowych dla funkcjonowania RPC jest pokazanych na tym ekranie. Stan reaktora jest przedstawiony przez cztery przyciski oznaczone przez (tryb) MODE, (cofnięcie) SETBACK, (skokowe cofnięcie) STEPBACK i (awaryjne wyłączenie reaktora) SCRAM. W normalnym stanie są w kolorze niebieskim, w innym przypadku zmieniają kolor na czerwony. - MODE pokazuje czy reaktor jest w trybie wodzenia turbiny (TURBINE LEADING) czy w trybie wodzenia reaktora (REACTOR LEADING), w tym miejscu można zmienić również tryb. - stan SETBACK oznaczony jest jako tak (YES) i nie (NO); cofnięcie reaktora jest uruchamiane automatycznie przez RPC w określonych okolicznościach, ale w każdej chwili operator może ręcznie uaktywnić cofnięcie, dokonując tego w tym panelu: należy wprowadzić wartość docelową (%) i szybkość zmian (%/sec). - stan STEPBACK oznaczony jest jako tak (YES) i nie (NO); skokowe cofnięcie reaktora jest uruchamiane automatycznie przez RPC w określonych okolicznościach, ale w każdej chwili operator może ręcznie uaktywnić cofnięcie skokowe, dokonując tego w tym panelu: należy wprowadzić wartość docelową (%). - stan SCRAM oznaczony jest jako tak (YES) i nie (NO); awaryjne wyłączenie reaktora jest uruchamiane przez system wyłączania, jeśli warunki na to wskazują; awaryjne wyłączenie może zostać zresetowane w tym miejscu. Należy jednak zauważyć, że konieczne jest wykonanie resetu w panelu prętów awaryjnych zanim RPC wysunie pręty z rdzenia. Na tym ekranie pokazane są również główne składniki algorytmu kontrolującego RPC. - punkt wodzący mocy reaktora wartość docelowa i szybkość zmian są określone przez użytkownika w postaci %pełnej mocy i %pełnej mocy/s, w postaci liniowej, w przeciwieństwie do wartości logarytmicznych używanych w praktyce. Żądana szybkość zmian nie powinna być większa niż 0,8% pełnej mocy na sekundę w celu uniknięcia samoczynnego zatrzymania reaktora. Jest to z łatwością osiągane przy mocy powyżej 15% pełnej mocy, przy bardzo niski poziomach mocy reaktora poniżej 1% pełnej mocy (np. po awaryjnym wyłączeniu) należy stosować niewielką prędkość zmian mocy. - punkt wodzący zapotrzebowania na MW jest równy wartości ustalonej w trybie wodzącym turbiny; w tym miejscu można określić górny i dolny przedział. - aktualny punkt wodzący jest ustawiany zgodnie z docelowym punktem wodzącym mocy reaktora w trybie wodzącym reaktora. - ustawienie przycisku wstrzymania mocy (HOLD POWER) w pozycji włączonej (ON) spowoduje zmianę trybu na tryb wodzący reaktora i zatrzyma wszystkie żądane zmiany punktu wodzącego dla mocy. - żądany punkt wodzący szybkości zmian mocy jest równy zatwierdzonemu punktowi wodzącemu szybkości zmian mocy reaktora, ograniczonemu przez maksymalną wartość 0,8% pełnej mocy na sekundę. - żądany punkt wodzący mocy to przyrostowa, docelowa wartość mocy, o wartości równej bieżącej mocy reaktora(%) + szybkość przyrostu(%/s) * czas trwania cyklu (s). W ten sposób żądany punkt wodzący mocy zbliża się do punktu wodzącego mocy reaktora, z zaakceptowaną szybkością. Temperaturę odniesienia chłodziwa T ref można uzyskać z wykresu zależności T ref od mocy. Następnie T ref jest porównywana z T avg średnią temperaturą chłodziwa w celu określenia różnicy T. Błąd mocy jest określany przez aktualną wartość mocy reaktora minus żądany punkt wodzący mocy. Stąd, szybkość zmian błędu mocy pomiędzy kolejnymi programami RPC 19

20 dostarcza wartość pochodną używaną w algorytmie kontrolującym. Suma różnicy temperatur T i pochodna błędu mocy, z odpowiednim wzmocnieniem, zostanie użyta do kontroli ruchu szarych prętów kontrolnych, jak opisano w rozdziale 2.3. Tryb automatyczny/ręczny (zmieniany przez użytkownika) i średnia pozycja szarych prętów jest wyświetlana w tym panelu. Detektory strumienia są rozmieszczone w rdzeniu reaktora aby mierzyć górny strumień (średnie natężenie strumienia czterech górnych kwadrantów) i średni dolny strumień (średnie natężenie strumienia w czterech dolnych kwadrantów). Różnica tych wartości minus granica tolerancji odchylenia strumienia, I, jest używana do kontrolowania ruchu ciemnych prętów kontrolnych, jak opisano w rozdziale 2.3. Tryb automatyczny/ręczny (zmieniany przez użytkownika) i średnia pozycja szarych prętów jest wyświetlana w tym panelu. - szybkość zmian mocy reaktora jest wyświetlana jako rezultat ruchu prętów kontrolnych. - wyświetlane są następujące zależności czasowe: Moc reaktora, moc termiczna i moc turbiny (%) T chłodziwa ( o C) Aktualny żądany punkt wodzący (%) Odchylenie strumienia (%) Średnia pozycja ciemnych i szarych prętów w rdzeniu (%) Zmiana reaktywności w rdzeniu (K) mk 2.9 Warunki samoczynnego zatrzymania reaktora Ten panel wyświetla parametry, które powodują awaryjne wyłączenie reaktora, skokowe cofnięcie reaktora i cofnięcie reaktora. Skokowe cofnięcie reaktora to redukcja mocy reaktora w postaci dużego skoku, w odpowiedzi na pewne parametry procesów przekraczające wielkości alarmowe, stosowane jako środek wspomagający bezpieczeństwo reaktora. Cofnięcie reaktora to zmniejszanie mocy reaktora z ustaloną szybkością, do wartości docelowej, w odpowiedzi na pewne parametry procesów przekraczające wielkości alarmowe, stosowane jako środek wspomagający bezpieczeństwo reaktora. WAŻNE: w tym symulatorze, pewne parametry samoczynnego zatrzymania mogą zostać wyłączone, przy pomocy przełącznika wł./wył. Zostało to wprowadzone jedynie w celach edukacyjnych. Celem tego jest umożliwienie użytkownikowi przestudiowania różnych poziomów zabezpieczeń wbudowanych w elektrownię tzn. w mało prawdopodobnej sytuacji, w której pewien z parametrów samoczynnego zatrzymania nie zadziała, w konsekwencji system bezpieczeństwa zadziała pod wpływem innych parametrów. W rzeczywistych elektrowniach jądrowych, wyłączanie parametrów samoczynnego zatrzymania reaktora jest niedozwolone lub niemożliwe ze względu na konstrukcję. Parametry dla awaryjnego wyłączenia reaktora to: Niskie ciśnienie wylotowe (gorące końcówki) wyzwalanie 14,380 kpa Niski poziom w wytwornicy pary wyzwalanie 11,94 m Wysokie ciśnienie wylotowe wyzwalanie 16,200 kpa Duży strumień neutronów wyzwalanie 120% strumienia neutronów przy pełnej mocy Duża szybkość zmian logarytmu mocy wyzwalanie 8%/s Mały strumień chłodziwa wyzwalanie 2000 kg/s Niski poziom w sprężarce wyzwalanie 2,7 m Niskie ciśnienie wody zasilającej wyzwalanie 5200 kpa Ręczne wyzwolenie przez operatora 20

21 Przyczyny skokowego cofnięcia reaktora to: Wysokie ciśnienie chłodziwa reaktora (wyzwalanie przy ciśnieniu P > kpa, skok do 2% pełnej mocy) Utrata jednej pompy recyrkulacyjnej (skok do 2% pełnej mocy) Utrata dwóch pomp recyrkulacyjnych (skok do 2% pełnej mocy) Duża szybkość zmian logarytmu mocy (wyzwalanie gdy d(lnp)/dt > 7%/s, skok do 2% pełnej mocy) Ręczne skokowe cofnięcie (wyzwalane przez operatora, skok do wartości ustalonej przez operatora) Duży strumień strefy (wyzwalanie gdy strumień strefy > 115% nominalnego strumienia w strefie przy pełnej mocy Przyczynami cofnięcia reaktora są: Wysokie ciśnienie komory wyzwalanie > 6150 kpa Wysoki poziom w sprężarce wyzwalanie > 12 m Manualne wyzwalanie Niski poziom w wytwornicy pary wyzwalanie < 2 m Duże odchylenie strumienia wyzwalanie > 20% Duży strumień strefy wyzwalanie > 110% 2.10 System chłodzenia PWR Ten panel przedstawia układ systemu chłodzenia reaktora (RCS): dwie wytwornice pary, cztery pętle recyrkulacyjne, sprężarkę, kondenser drenażowy w systemie. Chłodziwo pierwotne jest przepompowywane przez cztery pompy recyrkulacyjne, trafia do rdzenia od dołu zbiornika ciśnieniowego reaktora, przez cztery wejścia, oznaczane jako zimne końcówki. Jedna z końcówek połączona jest z kondenserem drenażowym, w celu odprowadzenia w razie konieczności wody z obiegu. Po dotarciu do zbiornika ciśnieniowego reaktora, chłodziwo porusza się przez kanały paliwowe, dociera do komory wypływowej u szczytu i opuszcza ciśnieniowy zbiornik reaktora dwoma wyjściami, oznaczonymi jako gorące końcówki. Dwie gorące końcówki połączone są odpowiednio z dwoma wytwornicami pary. Jedna z gorących końcówek połączona jest ze sprężarką. Ogrzane chłodziwo przepływa następnie przez dwie wytwornice pary gdzie ciepło jest przekazywane do systemu wtórnego. U dołu generatorów pary chłodziwo pierwotne odbierane jest przez pompy recyrkulacyjne (po dwie na generator), cykl się powtarza. Przedstawione części i parametry systemu to: Średnia temperatura paliwa ( o C), średnia temperatura chłodziwa ( o C), średni przepływ w rdzeniu (kg/s), T wzdłuż rdzenia = wyjściowa temperatura chłodziwa wejściowa temperatura chłodziwa. Strumień wyjściowy pompy recyrkulacyjnej (kg/s), ciśnienie wyjściowe (kpa), temperatura wyjściowa ( o C) Wyskakujące okienka kontroli pomp recyrkulacyjnych, pozwalające włączyć, zatrzymać i zresetować pompę Ciśnienie (kpa), przepływ (kg/s) i temperatura ( o C) na wyjściu reaktora gorące końcówki. Strumień (kg/s) z gorącej końcówki do sprężarki. Jeżeli chłodziwo wpływa do sprężarki strumień będzie przedstawiony jako +ve, jeżeli będzie wychodził ze sprężarki będzie przedstawiony jako -ve. 21

22 Dla każdej wytwornicy pary (SG) strumień wody z wtórnego obiegu (kg/s), poziom wody z pierwotnego obiegu w bębnie (m); ciśnienie pary w bębnie (kpa); strumień pary z wytwornicy do głównego rozgałęźnika (kg/s). Dla pierwszego generatora pary (SG1), pokazany jest strumień (kg/s) wody pierwotnego obiegu wyznaczony przez system kontroli objętości i chemikaliów (CVS). Więcej informacji na temat tego strumienia można znaleźć w panelu zasobów chłodzących i sprężarki W sprężarce znajduje się pięć elektrycznych grzałek (sterowanych skokowo wł./wył.) i jednej sterowanej liniowo. Grzałki te obsługuje system kontroli ciśnienia chłodziwa. Gdy grzałka jest włączona będzie koloru czerwonego, gdy wyłączona zielonego. Przedstawione są następujące parametry procesu: ciśnienie pary w sprężarce (kpa); poziom ciekłej wody w sprężarce (m); strumień ze spryskiwacza (kg/s), w celu kontroli ciśnienia; przepustowość zaworu nadmiarowego (kg/s) w celu zmniejszenia nadciśnienia w sprężarce. Wyświetlane są następujące zależności czasowe: - Temperatura czterech zimnych końcówek ( o C) - Przepływ przez cztery zimne końcówki (kg/s) - Temperatura dwóch gorących końcówek ( o C) - Strumień uzupełniania chłodziwa (kg/s); strumień drenażu chłodziwa (kg/s) - Ciśnienie w czterech zimnych końcówkach (kpa) - Moc reaktora (%) 2.11 Zasoby systemu chłodzenia i sprężarka w PWR Ten panel przedstawia system kontroli ciśnienia chłodziwa, wliczając w to sprężarkę, kondensator drenażowy, zawór nadmiarowy, obwody uzupełniające i drenujące oraz zbiornik uzupełniający chłodziwo. Zbiornik uzupełniający chłodziwo pokazany jest w lewym, dolnym rogu, jego poziom wyświetlany jest w metrach. Zbiornik zapewnia wodę i podciśnienie dla pomp uzupełniających P1 i P2: normalnie działa jedna pompa, wyskakujące okienko pozwala na sterowanie pompą możliwe czynności to start, stop i reset. Wyświetlane są strumień (kg/s) i temperatura ( o C) wody uzupełniającej. Strumień wody uzupełniającej przechodzi przez zawór odcinający MV18 zanim dotrze do wytwornicy pary #1. Strumień z gorącej końcówki #1 do i ze sprężarki normalnie przechodzi przez krótką rurę, ujemna wartość oznacza strumień (kg/s) wychodzący ze sprężarki. Wyświetlane wartości to ciśnienie (kpa), temperatura ( o C) i poziom (m) w sprężarce. Ciśnienie w sprężarce utrzymywane jest przez pięć elektrycznych grzałek (sterowanych skokowo wł./wył.), które są włączane gdy ciśnienie opada i jednej sterowanej liniowo, oraz przez zawory nadmiarowe CV22 i CV23 jeżeli ciśnienie jest za duże. Dodatkowo w celu zmniejszania ciśnienia, pobierane jest chłodziwo z dwóch zimnych końcówek (CL1 i CL2), które przez zawory kontrolujące trafia do spryskiwacza. Parametry wyświetlane dla kondensatora drenażowego to: ciśnienie (kpa), temperatura ( o C) i poziom (m). W celu utrzymania odpowiedniej ilości chłodziwa w głównym obwodzie chłodzenia istnieje możliwość drenażu z zimnej końcówki #3, przez zawory kontrolujące CV5, CV6 i MV8. Miarą ilości chłodziwa w systemie jest poziom w sprężarce. Woda z kondensatora drenażowego trafia do systemu oczyszczania chłodziwa a następnie do zbiornika uzupełniającego. Wyświetlane są również wartość wodząca poziomu sprężarki i wartość wodząca ciśnienia na wyjściu reaktora. Wyświetlanymi parametrami dla rdzenia są: średnia temperatura rdzenia ( o C); średnia temperatura chłodziwa ( o C); ciśnienie w górnej komorze rdzenia (kpa); średni strumień w 22

23 rdzeniu (kg/s) Przedstawione są następujące zależności czasowe: - Ciśnienie w sprężarce (kpa); ciśnienie na wyjściu reaktora (kpa) - Poziom w kondensatorze drenażowym (m); ciśnienie w kondensatorze drenażowym (kpa) - Poziom i wartość wodząca poziomu w sprężarce (m) - Strumień zraszacza w sprężarce (kg/s) - Strumień drenażu (kg/s); strumień wody zasilającej (kg/s) 2.12 System kontroli ilości chłodziwa w PWR Ten panel przedstawia parametry potrzebne do kontrolowania zawartości chłodziwa w pierwotnym obwodzie chłodzenia reaktora. - Kontrola ilości chłodziwa jest osiągana przez kontrolę poziomu sprężarki. W warunkach normalnych poziom w sprężarce znajduje się pod kontrolą komputera, z wartością wodzącą ustalaną na podstawie mocy reaktora i związanych z tym zmian objętości. Kontrola poziomu może zostać przełączona na ręczną i wartość wodząca poziomu w sprężarce będzie ustalana przez operatora. Ilość wody zasilającej i drenowanej jest kontrolowana przez wartość odchylenia, ustaloną tak aby zapewnić stały strumień do systemu oczyszczania. Wielkość tego strumienia może być dostosowana do potrzeb poprzez zmianę wartości odchylenia. Działanie zaworów zasilających i drenujących odbywa się zwykle automatycznie, może jednak zostać przestawione na tryb ręczny. Pokazane jest ciśnienie wyjściowe reaktora, wartość wodząca ciśnienia reaktora (kpa) może być ustalana ręcznie przy pomocy wyskakującego okienka. Wyświetlane są następujące zależności czasowe: - Moc neutronowa reaktora (%); moc termiczna reaktora (%) - Ciśnienie chłodziwa reaktora (kpa) i jego wartość wodząca (kpa) - Poziom w sprężarce (m) i jego wartość wodząca (m) - Pozycja zaworów zasilających i drenujących (%) 2.13 System kontroli ciśnienia chłodziwa w PWR Ten panel został stworzony do zarządzania ciśnieniem chłodziwa reaktora: Sześć grzałek zwykle działa w trybie automatycznym, grzałka (#1) sterowana liniowo służy do modulacji. Pozostałe pięć grzałek jest albo wł. albo wył., i znajduje się pod kontrolą systemu. Poprzez wyskakujące okienka można wybrać tryb ręczny, każda grzałka może zostać wł., wył., i zresetowana. Należy zauważyć, iż w celu ręcznej obsługi grzałki (#1), należy użyć wyskakującego okienka, aby przełączyć tryb kontroli z automatycznej na ręczną, po tym sygnał kontrolujący grzałkę #1 zostanie zamrożony dla wartości liczbowej pokazanej na wyświetlaczu. Należy zwrócić uwagę na informację wyświetlaną nad okienkiem kontroli grzałki. Jeżeli wyświetlane jest MAN O/P OK oznacza to, że grzałka może być kontrolowana przy pomocy wyskakującego okienka MAN. Jeżeli wyświetlane jest MAN O/P NOT OK oznacza to, że sygnał kontrolujący ustawiony w okienku MAN i zamrożona wartość się nie zgadzają. W tej sytuacji należy w okienku MAN wpisać wartość równą wyświetlanej wartości zamrożonej, po wykonaniu tego pokaże się wiadomość MAN O/P OK. Kontrola drenażu ze sprężarki dokonuje się poprzez zawory CV22 i CV23. Normalnie odbywa się to w trybie automatycznym, można jednak zmienić tryb na ręczny i kontrolować zawory poprzez wyskakujące okienka. Kontrola zraszacza zachodzi poprzez zawory SCV1 i SCV2. Normalnie działają w trybie 23

24 automatycznym, można jednak zmienić tryb na ręczny i zarządzać zaworami przy pomocy wyskakujących okienek. Należy zauważyć, iż w celu ręcznej kontroli zaworów drenażowych i zaworów zraszacza, należy najpierw przełączyć tryb przy pomocy wyskakujących okienek, po tym sygnał kontrolujący zostanie zamrożony przy wartości pokazanej na wyświetlaczu. Należy zwrócić uwagę na informację wyświetlaną nad okienkiem kontroli grzałki. Jeżeli wyświetlane jest MAN O/P OK oznacza to, że zawory mogą być zarządzane przy pomocy wyskakującego okienka MAN. Jeżeli wyświetlane jest MAN O/P NOT OK oznacza to, że sygnał kontrolujący ustawiony w okienku MAN i zamrożona wartość się nie zgadzają. W tej sytuacji należy w okienku MAN wpisać wartość równą wyświetlanej wartości zamrożonej, po wykonaniu tego pokaże się wiadomość MAN O/P OK. Pokazane jest bieżące ciśnienie wyjściowe reaktora i jego wartość wodząca (kpa), która może być kontrolowana przy pomocy wyskakującego okienka. Wyświetlane są następujące zależności czasowe: Moc neutronowa reaktora (%), moc termiczna reaktora (%) Ciśnienie wyjściowe reaktora i wartość wodząca (kpa) Poziom w sprężarce i wartość wodząca (m) Pozycja zaworu drenażowego w sprężarce (%) 2.14 Generator i turbina w PWR Ten panel pokazuje główne parametry i pozwala na kontrolę turbiny i generatora. Wyświetlane parametry to: Główne ciśnienie pary (kpa) i główny strumień pary (kg/s), status głównego zaworu odcinającego parę (MSV) Główne ciśnienie pary w rozgałęźniku (kpa) Status głównych zaworów nadmiarowych (SRV) Tryb kontroli (auto/manual), otwarcie (%) i strumień (kg/s) przez zawory obejścia pary Strumień pary wpływający do turbiny (kg/s) Pozycja zaworu zarządzającego (CV) (% otwarcia) Wydatek generatora (MW); pobór mocy do obsługi elektrowni (MW) Prędkość turbiny/generatora (obr./min) Stan wyłącznika awaryjnego generatora Stan samoczynnego zatrzymania turbiny (zatrzymana lub reset) Tryb kontroli turbiny automatyczna lub ręczna Wyświetlane zależności czasowe to: Moc neutronowa i termiczna reaktora (%) Produkcja generatora (MW) Strumień pary w turbinie (kg/s), strumień pary w obwodzie obejścia (kg/s) Prędkość turbiny (obr./min) Pozycja regulatora turbiny (%) Ciśnienie (kpa) wejściowe w głównym zaworze odcinającym parę (MSV) W panelu zamieszczone są następujące wyskakujące okienka: Zmniejszenie wydajności turbiny wartość docelowa (%) i szybkość zmian (%/s) Stan samoczynnego wyłączenia wyłączenie lub reset Zawór obejścia pary tryb auto/manual możliwość wybrania trybu i ustawienia otwarcia zaworu w trybie ręcznym. Ręczna lub automatyczna kontrola przekładni. Kontrola rozruchu turbiny 24

25 2.15 Obieg wtórny i ekstrakcja pary w PWR Ten panel przedstawia obieg wtórny składający się z kondensora, podgrzewacza niskociśnieniowego, odpowietrznika, pomp zasilających wytwornice pary, podgrzewaczy wysokociśnieniowych, zaworów kontrolujących poziom w wytwornicach pary. Zamieszczone są następujące wyświetlacze i okienka kontrolne: Ciśnienie pary w rozgałęźniku (kpa), strumień pary przepływający przez główny zawór regulatora turbiny i przez zawór obejścia (kg/s) Poziom (m) i ciśnienie (kpa) w odpowietrzniku; stan zaworu ekstrakcji pary i kontrola ekstrakcji w turbinie, jak również kontrola głównego kontrolera ekstrakcji pary do odpowietrznika. Strumień ekstrakcji (kg/s) pokazane są zarówno dla turbiny jak i głównego systemu ekstrakcji do odpowietrznika. Stan głównej i pomocniczej pompy wodnej wraz z ich wyskakującymi okienkami kontrolnymi pozwalającymi na wł./wył. Zawory podgrzewaczy wysokociśnieniowych MV2 i MV3 oraz ich wyskakujące okienka kontrolujące. Strumień wody (kg/s) przez zawory kontrolujące poziom w wytwornicy pary (LCV1 i LCV2) i temperatura wody ( o C) Wyskakujące okienko zarządzające zaworami kontrolującymi poziom w wytwornicy pary LCV1 LCV2; przełączanie trybu auto/manual Wyskakujące okienko dla zmiany trybu wyznaczania wartości wodzącej poziomu w wytwornicy pary; przełączanie: wartość wodząca auto/ wartość wodząca manual Należy zauważyć, iż w celu zmiany trybu wyznaczania poziomu w wytwornicy pary, należy użyć wyskakującego okienka i przełączyć computer SP na manual SP, wartość wodząca poziomu w generatorze zostanie zamrożona i pokazana na wyświetlaczu. Należy zwrócić uwagę na informację wyświetlaną nad okienkiem kontroli wartości wodzącej. Jeżeli wyświetlane jest MAN SP OK oznacza to, że wartość wodząca poziomu w generatorze pary może być kontrolowana przy pomocy wyskakującego okienka MAN SP. Jeżeli wyświetlane jest MAN SP NOT OK oznacza to, że wartość wodząca ustawiona w okienku MAN SP i zamrożona wartość się nie zgadzają. W tej sytuacji należy w okienku MAN SP wpisać wartość równą wyświetlanej wartości zamrożonej, po wykonaniu tego pokaże się wiadomość MAN SP OK. Wyświetlane są następujące zależności czasowe: Moc neutronowa reaktora (%), moc termiczna reaktora (%), moc turbiny (%) Strumień pary do odpowietrznika (kg/s) Ciśnienie pary w rozgałęźniku (kpa) Strumień pary (kg/s) w grzałkach wysokociśnieniowych HX5A i HX5B Poziom w wytwornicy pary (m) 2.16 Wartość wodząca mocy generatora i kontrola ciśnienia w wytwornicy pary (SGPC) PWR Ten panel pozwala kontrolować obciążenie elektrowni i szybkość zmian obciążenia w trybie wiodącym turbiny. W tym panelu dostępna jest także kontrola ciśnienia w rozgałęźniku, jednak w normalnych warunkach pracy nie ulega ono zmianom. Tryb kontroli elektrowni może być zmieniony z trybu wodzenia reaktora na tryb wodzący turbiny. Docelowe obciążenie można ustalić obciążenie elektrowni (%) i prędkość zmian (%/s), zmiany stają się efektywne kiedy zostaną zaakceptowane przyciskiem ACCEPT. 25

26 Docelowe obciążenie jest ustalone przez operatora, aktualne obciążenie będzie dążyło do obciążenia docelowego z szybkością ustaloną przez operatora. Należy zauważyć iż podany zakres jest jedynie sugestią, w symulatorze możliwe jest wprowadzenie wartości wychodzących poza zakres. Kontrola punktu wodzącego ciśnienia w wytwornicy pary zmienia punkt wodzący w kontrolerze ciśnienia wytwornicy pary, jest to rzadko wykonywane podczas działania elektrowni. Opcję tą należy stosować z ostrożnością. Można jej użyć do badania odpowiedzi elektrowni PWR na różne wartości ciśnienia. Aby zmienić wartość wodzącą ciśnienia w wytwornicy pary, w pierwszej kolejności należy wyskakującego okienka SP Mode aby zmienić tryb wartości wodzącej z wstrzymanej hold na wzrost increase lub spadek decrease, zależnie od docelowej wartości wodzącej. Następnie, należy użyć wyskakującego okienka pressure SP change rate aby wprowadzić nowe wartości dla docelowej wartości wodzącej pressure SP TARGET (w MPa) i dla szybkości zmian wartości wodzącej ciśnienia pressure SP change rate (w MPa/min). Można zaobserwować iż wartość wodząca ciśnienia zmienia się natychmiast po tym jak zostanie ustalona wartość docelowa i prędkość zmian. Zmieni się również ciśnienie w rozgałęźniku. Jeżeli kiedykolwiek zajdzie potrzeba powrócenia do pierwotnej wartości wodzącej ciśnienia, należy wcisnąć przycisk SP recovery. Będzie można zaobserwować powrót wartości wodzącej ciśnienia do 5740 kpa, ciśnienie w rozgałęźniku również zmieni się proporcjonalnie. Wyświetlane są następujące zależności czasowe: Moc neutronowa reaktora (%), moc termiczna reaktora (%) Ciśnienie w rozgałęźniku (kpa) i jego wartość wodząca (kpa) Bieżące obciążenie docelowe (%) i moc turbiny (%) Poziom w wytwornicy pary 1 i Pasywny system chłodzenia rdzenia w PWR Ten panel przedstawia pasywny system chłodzenia w zaawansowanym reaktorze PWR. Pasywny system chłodzenia nie wymaga udziału operatora by osłabić skutki awarii takich jak utrata chłodziwa (LOCA). Działanie systemu opiera się na podstawowych prawach fizyki takich jak grawitacja, naturalna cyrkulacja, termodynamika. Dzieje się to bez udziału pomp, wentylatorów, silników, etc. W systemie zastosowano jedynie kilka zaworów, zasilanych z niezawodnych źródeł. System używa trzech źródeł wody do utrzymania chłodzenia: Dwa zbiorniki uzupełniające (CMT) Dwa zbiorniki akumulacyjne Wewnętrzny zbiornik retencyjny używany podczas wymiany paliwa (IRWST) Wciśnięcie przycisku passive core cooling 3D diagram spowoduje wyświetlenie trójwymiarowego schematu pasywnego systemu chłodzenia, który przedstawia powyższe trzy źródła wody. Wszystkie te źródła podłączone są bezpośrednio do dwóch dysz w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Dla małych ubytków chłodziwa, lub w przypadku gdy standardowy system uzupełniający jest niedostępny, poziom wody w sprężarce jest bardzo niski, nastąpi samoczynne zatrzymanie reaktora oraz samoczynne zatrzymanie pomp recyrkulacyjnych. Kiedy to nastąpi, dwa zawory odcinające w dwóch zbiornikach uzupełniających (CMT), wypełnionych wodnym roztworem kwasu borowego, zostaną otwarte automatycznie. Ponieważ dwa zbiorniki CMT umieszczone są powyżej orurowania systemu chłodzenia reaktora (RCS), w momencie kiedy poziom w sprężarce będzie opadał, zawartość CMT 26

27 zostanie wstrzyknięta do zbiornika reaktora. Będzie to początkowe wstrzyknięcie chłodziwa następujące po niewielkiej awarii LOCA. W przypadku dużej utraty chłodziwa, podczas którego orurowanie RCS mogło ulec poważnym uszkodzeniom, prowadząc do gwałtownego spadku ciśnienia w RCS, początkowe wstrzyknięcie z CMT nie jest w stanie wystarczająco szybko wypełnić zbiornik reaktora. Kiedy ciśnienie w RCS spadnie poniżej ciśnienia w zbiornikach akumulacyjnych, zawór kontrolujący otworzy się i chłodziwo w szybkim tempie wypełni szczelinę opadową i niższą komorę reaktora. Działanie zbiorników CMT i zbiorników akumulacyjnych zapewnia dodatkowy margines, w wysokości około 200 o C, dla limitu temperatury koszulek paliwowych (zaprojektowanych tak aby wytrzymały temperatury do 1000 o C, nawet dla tak poważnych awrii LOCA jak uszkodzenie głównej rury doprowadzającej chłodziwo). Długotrwałe wstrzykiwanie wody ze zbiornika IRWST zachodzi pod wpływem grawitacji. Zbiornik ten jest umieszczony w obudowie reaktora ponad orurowaniem systemu RCS. W normalnych warunkach pracy zbiornik IRWST (pod ciśnieniem atmosferycznym) jest odizolowany od sytemu chłodzenia przez zawór bezpieczeństwa bezpośredniego działania. Dla tego aby IRWST zaczął dostarczać chłodziwo, w systemie RCS musi nastąpić dekompresja. Dokonuje się to poprzez automatyczny system dekompresji (ADS), który składa się z czterech poziomów zaworów, pozwalających na względnie powolną i kontrolowaną redukcję ciśnienia w RCS do 180 kpa (należy zauważyć iż ciśnienie atmosferyczne to 101 kpa). Przy takim ciśnieniu, poziom wody w IRWST jest wystarczający aby przezwyciężyć niskie ciśnienie w RCS i otworzyć zawory bezpieczeństwa. Pierwsze trzy poziomy ADS są połączone poprzez układ zaworów ze sprężarką i odprowadzają chłodziwo reaktora (mieszaninę dwufazową) do spryskiwaczy w IRWST. Czwarty poziom ADS jest podłączony do gorącej końcówki i przez zawory nadmiarowe oddaje chłodziwo do obudowy. Poszczególne poziomy ADS są uruchamiane pod wpływem poziomu w zbiorniku CMT, który będzie się zmniejszał w odpowiedzi na LOCA. Pasywny system usuwania ciepła powyłączeniowego PRHR HX znajduje się w IRWST. Wejście PRHR HX podłączone jest do jednej z gorących końcówek w zbiorniku ciśnieniowym reaktora, a wyjście podłączone jest do jednej z zimnych końcówek w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. W ten sposób PRHR HX jest stosowany jako zapasowe źródło usuwania ciepła powyłączeniowego, pierwotnie funkcję tą spełnia woda z pierwotnego obiegu w wytwornicy pary. Ponieważ PRHR HX znajduje się w zbiorniku IRWST, poziom wody w tym zbiorniku wystarcza aby pochłonąć ciepło rozpadu przez więcej niż godzinę zanim woda zacznie wrzeć. Gdy tylko to nastąpi para ze zbiornika przedostaje się do obudowy gdzie następuje kondensacja stalowego pokrycia obudowy. Następnie, pod wpływem grawitacji woda ścieka spowrotem do zbiornika IRWST, zwiększając tym samym zdolność IRWST do długotrwałego chłodzenia Pasywny system chłodzenia obudowy reaktora. Pasywny system chłodzenia obudowy reaktora (PCS), jak pokazano na ekranie składa się z: Stalowa obudowa, która zawiera jądrowy układ wytwarzania pary (JUWP) zbiornik ciśnieniowy reaktora, obieg chłodzenia reaktora, sprężarkę, wytwornice pary. Stanowi barierę oddzielającą JUWP od zewnętrznej atmosfery. Stanowi także stalowy wymiennik ciepła, który ciepło z wnętrza oddaje do atmosfery. System naturalnej cyrkulacji powietrza ciepło z wnętrza obudowy jest usuwane przez ciągły przepływ powietrza (pobieranego przez zewnętrzne wloty powietrza chłodzącego) wokół stalowej obudowy reaktora. 27

28 W przypadku poważnego wypadku LOCA, wewnątrz obudowy mogą zebrać się duże ilości pary. System naturalnej cyrkulacji powietrza będzie wspomagał kondensację pary wewnątrz obudowy. Również zbiornik wody umieszczony na szczycie obudowy rozpocznie zraszanie obudowy, dostarczając dodatkowego chłodzenia i zwiększając kondensację wewnątrz obudowy. Panel pokazuje następujące parametry: Wewnątrz stalowej obudowy ciśnienie (kpa), temperatura ( o C) Temperaturę wody w zbiorniku IRWST, ciśnienie powietrza w zbiorniku IRWST (kpa) Ciśnienie (kpa) i poziom w sprężarce, i poziom przedstawiony przez animację Animowany poziom w zbiornikach akumulacyjnych i CMT Średni strumień w rdzeniu (kg/s), średnia temperatura paliwa ( o C), średnia temperatura chłodziwa ( o C) Panel pokazuje również różne drogi dostarczania chłodziwa podczas różnych faz awaryjnego wstrzyknięcia, w czasie awarii LOCA. Różne drogi wstrzykiwania chłodziwa przedstawione są na schemacie przez grube, niebieskie linie. Poszczególne fazy to: Wstrzyknięcie ze zbiornika CMT. Wstrzyknięcie ze zbiornika akumulacyjnego Dekompresja RCS przez ADS Działanie zbiornika IRWST i długotrwałe wstrzykiwanie Odzyskiwanie chłodziwa Usuwanie ciepła powyłączeniowego przez PRHR HX Zraszanie obudowy reaktora 28

29 3. Podstawowe operacje i powrót ze stanów nieustalonych. 3.1 Manewrowanie obciążeniem elektrowni tryb wodzący reaktora. Zadanie: redukcja mocy o 10% i powrót do pełnej mocy 1. Włączyć symulator na 100% pełnej mocy 2. Wybrać panel kontrolny mocy reaktora 3. Rozpocząć symulację wciskając przycisk run 4. Wybrać tryb wodzący reaktora. 5. Zapisać w tabeli II następujące parametry w kolumnie pełna moc, przed rozpoczęciem zmian. TABELA II. MANEWROWANIE OBCIĄŻENIEM ELEKTROWNI TRYB WODZĄCY REAKTORA Parametr Jednostka (1) Pełna (2) 90% (3) 90% Powrót do Komentarze moc osiągnięte stabilne 100% stabilne Moc neutronowa % reaktora Moc termiczna % reaktora Wartość % wodząca mocy Aktualna % wartość wodząca moc Żądana wartość % wodząc Żądana szybkość %/s zmian Aktualna moc % reaktora Błąd mocy % Średnia o C temperaturę chłodziwa - T avg Temperatura o C odniesienia chłodziwa - T ref Średnie % położenie szarych prętów Średni strumień % u szczytu rdzenia Średni strumień % u dołu rdzenia Średnie położenie % 29

30 ciemnych prętów Stężenie kwasu borowego Ppm 6. Zmniejszenie mocy przy użyciu wyskakującego okienka kontroli wartości wodzącej mocy reaktora. Wcisnąć przycisk reactor power setpoint w lewym, dolnym rogu ekranu Wpisać wartość docelową 90% w okienku reactor Power SP starget oraz ustalić szybkość zmian w okienku power rate = 0,08%, wcisnąć accept Obserwować zmiany parametrów i zapisywać komentarze Zatrzymać symulator jak tylko moc neutronowa reaktora osiągnie 90% i zanotować wartości parametrów w kolumnie (2) Wznowić działanie symulatora i pozwolić na ustabilizowanie się parametrów, zapisać wartości parametrów w kolumnie (3). 7. Wyjaśnić odpowiedzi poszczególnych parametrów Ciśnienie w wytwornicy pary Ciśnienie chłodziwa pierwotnego Średnia temperatura chłodziwa Ruch szarych i ciemnych prętów 8. Przywrócić 100% pełnej mocy reaktora z szybkością 0,08 %/s przy użyciu wyskakującego okienka kontroli wartości wodzącej mocy reaktora. 9. Po powrocie reaktora do 100% pełnej mocy i ustabilizowaniu się parametrów zapisać zmiany w kolumnie (3) w tabeli II. 10. Należy zwrócić uwagę na wszelkie różnice w wartości parametrów w kolumnie 1 i 2, jeżeli są - wyjaśnić. 3.2 Manewrowanie obciążeniem elektrowni tryb wodzący turbiny Włączyć symulator na 100% pełnej mocy Upewnić się, że wszystkie parametry odpowiadają pracy przy pełnej mocy Wybrać panel wartość wodząca mocy generatora i kontrola ciśnienia w wytwornicy pary (SGPC) PWR Zmienić skalę na wykresach: mocy neutronowej i termicznej reaktora oraz na wykresach aktualnego obciążenia oraz mocy turbiny na %; ciśnienia w rozgałęźniku i jego punku wodzącego na kpa; poziomu w wytwornicy pary na m; ustawić rozdzielczość na maksymalne wyjście. Zapisać odpowiednie parametry w (1) kolumnie tabeli III, odpowiadającej pełnej mocy, przed zmianą mocy. Przejść do panelu kontroli mocy reaktora i zapisać odpowiednie parametry w (1) kolumnie tabeli III, przed zmianami mocy. Wrócić do panelu wartość wodząca mocy generatora i kontrola ciśnienia w wytwornicy pary (SGPC) PWR Zredukować moc w trybie wodzącym turbiny tzn. Zmienić tryb pracy elektrowni na tryb wodzący turbiny Włączyć wyskakujące okienko docelowego obciążenia (%) W okienku zmienić wartość docelową na 90% i szybkość zmian na 1.0 %/s Zatwierdzić zmiany przyciskiem accept i powrócić do panelu. Obserwować zachowanie wyświetlanych parametrów bez zatrzymywania symulatora, aż do końca stanów przejściowych ciśnienia pary. 30

31 Kiedy parametry się ustabilizują, zatrzymać symulator i zapisać wartości parametrów w tabeli III w kolumnie (2) - ustabilizowane 90%. Zapisać parametry z panelu kontroli mocy reaktora w tabeli IV kolumnie (2). TABELA III. MANEWROWANIE OBCIĄŻENIEM ELEKTROWNI TRYB WODZĄCY TURBINY (1) Parametr Jednostka (1) Pełna moc (2) 90% Powrót do Komentarze stabilne 100% stabilne Moc neutronowa % reaktora Moc termiczna % reaktora Ciśnienie w kpa rozgałęźniku Wartość wodząca kpa ciśnienia w rozgałęźniku Aktualne % obciążenie docelowe Moc turbiny % Poziom w m wytwornicy pary #1 Poziom w wytwornicy pary #2 m TABELA IV. MANEWROWANIE OBCIĄŻENIEM ELEKTROWNI TRYB WODZĄCY TURBINY (2) Parametr Jednostka (1) Pełna moc (2) 90% (3) Powrót do Komentarze stabilne 100% stabilne Moc % neutronowa reaktora Moc % termiczna reaktora Wartość % wodząca mocy Aktualna % wartość wodząca moc Żądana % wartość wodząc Żądana szybkość %/s 31

32 zmian Aktualna moc % reaktora Błąd mocy % Średnia o C temperaturę chłodziwa - T avg Temperatura odniesienia chłodziwa - T ref Średnie położenie szarych prętów Średni strumień u szczytu rdzenia Średni strumień u dołu rdzenia Średnie położenie ciemnych prętów o C % % % % Wyjaśnić główne zmiany Dlaczego ciśnienie w rozgałęźniku najpierw podnosi się a następnie opada do wartości wodzącej, chociaż wartość wodząca ciśnienia pary nie uległa zmianie? Dlaczego poziom w wytwornicy pary najpierw opada potem powraca do poprzedniej wartości? Moc turbiny (%) opóźnia się w stosunku do docelowego obciążenia (%) jednak podąża za nim bez problemów. Moc neutronowa i termiczna reaktora przewyższają wartość 90% mocy, ale powracają do ustalonej wartości. Jednak ich wartości oscylują zanim się ustabilizują. Porównując z poprzednim przypadkiem w trybie wodzącym reaktora, moc neutronowa i termiczna reaktora opadają bez większych oscylacji. Wyjaśnić dlaczego pojawia się to podczas zmian mocy w trybie wodzącym turbiny? Jak jest różnica w sposobie kontrolowania mocy reaktora w trybie wodzącym turbiny a w trybie wodzącym reaktora? Zwiększyć moc do 100% z szybkością 1 % pełnej mocy/s. Kiedy moc reaktora powróciła do 100% i parametry ustabilizowały się, zatrzymać symulator i zapisać parametry w (3) kolumnie w tabeli III. Przejść do panelu kontroli mocy reaktora i zapisać odpowiednie parametry w kolumnie (3) w tablicy IV. Porównać wartości z kolumny (1) i kolumny (2), wyjaśnić ewentualne różnice. 3.3 Redukcja mocy do 0% pełnej mocy Włączyć symulator na 100% pełnej mocy, używając trybu wodzącego reaktora, zmniejszyć moc reaktora w krokach po 25% z szybkością 0,5%/s. 32

33 Podczas zmian mocy, przejść do następujących paneli i zanotować poszczególne parametry w tabeli V. Pręty kontrolne i pręty awaryjne System kontroli mocy reaktora System chłodzenia reaktora Osprzęt systemu chłodzenia i sprężarka Generator i turbina Wtórny obieg chłodzenia i system ekstrakcji pary W kolumnie komentarz należy zanotować rodzaj zmian parametru jako funkcji mocy reaktora 0% 100% pełnej mocy; stała, liniowy wzrost lub spadek, nieliniowy wzrost lub spadek Zanotować wszystkie ostrzeżenia wyświetlane przez symulator podczas zmian mocy. W razie cofnięcia lub skokowego cofnięcia reaktora odpowiedni panel pokaże przyczyny takiego alarmu. TABELA V. REDUKCJA MOCY DO 0% PEŁNEJ MOCY Parametr Jednostka 100% 75% 50% 25% 0% Komentarz Moc reaktora % Średnia % pozycja szarych prętów kontrolnych Średnia % pozycja ciemnych prętów kontrolnych Największy % * błąd odchylenia strumienia Największa o C * T = T ref -T avg Największa mk * zmiana reaktywności Ciśnienie kpa gorącej końcówki #1 Ciśnienie kpa gorącej końcówki #2 Temperatura o C gorącej końcówki #1 Temperatura o C gorącej końcówki #2 Ciśnienie zimnej kpa 33

34 końcówki #1 Ciśnienie zimnej końcówki #2 Ciśnienie zimnej końcówki #3 Ciśnienie zimnej końcówki #4 Temperatura zimnej końcówki #1 Temperatura zimnej końcówki #2 Temperatura zimnej końcówki #3 Temperatura zimnej końcówki #4 Średnia temperatura chłodziwa T avg Średni strumień w rdzeniu Średnia temperatura paliwa Poziom w sprężarce Strumień uzupełniania chłodziwa Strumień drenażu chłodziwa Ciśnienie w wytwornicy pary #1 Ciśnienie w wytwornicy pary #2 Poziom w wytwornicy pary #1 Poziom w wytwornicy kpa kpa kpa o C o C o C o C o C kg/s o C m kg/s kg/s kpa kpa m m 34

35 pary #2 Główny kg/s strumień pary Strumień kg/s wody w obiegu wtórnym Moc układu % turbina generator *Może być konieczne spisanie tych wartości z odpowiednich wykresów w panelu kontroli mocy reaktora lub panelu z wykresami. 3.4 Samoczynne zatrzymanie turbiny i powrót turbiny do normalnej pracy Stany nieokreślone turbiny pojawiają się jako rezultat odrzucenia obciążenia lub awarii turbiny. W czasie samoczynnego zatrzymania turbiny: Główne zawory odcinające parę oraz zawory regulujące zamkną się, natychmiast odcinając strumień pary do turbiny. Bezpiecznik generatora zostanie uruchomiony, co spowoduje niemal natychmiastowy spadek mocy produkowanej przez generator do zera. W rezultacie tego w wytwornicy pary pojawi się znaczne niedopasowanie mocy termicznej reaktora z mocą turbiny. Spowoduje to gwałtowny wzrost ciśnienia pary w wytwornicy pary i w następstwie zaburzenia w systemie chłodzenia reaktora. Jeżeli nie zostaną podjęte żadne działania w celu natychmiastowego zredukowania mocy neutronowej reaktora, z powodu wysokiego ciśnienia w wytwornicy pary otworzą się zawory bezpieczeństwa i spowodują dekompresję. To ponownie spowoduje zaburzenia w pierwotnym systemie. Aby zaradzić zaburzeniom związanym z samoczynnym zatrzymanie turbiny, system kontroli elektrowni podejmie następujące czynności: Moc neutronowa reaktora zostanie szybko zredukowana do 60% przez błyskawiczne wsunięcie prętów kontrolnych skokowe cofnięcie reaktora. Założeniem jest znaczące zmniejszenie mocy reaktora i jednocześnie utrzymanie mocy na poziomie wystarczającym aby wzrost poziomu ksenonu spowodowany skokowym cofnięciem nie przezwyciężył pozytywnego współczynnika reaktywności. Na tak zredukowanym poziomie mocy, system kontroli mocy reaktora posiada wystarczający margines reaktywności aby przywrócić reaktor do pełnej mocy, jeżeli awaria zostanie szybko usunięta. Zawory obejścia turbiny otworzą się automatycznie jak tylko samoczynne zatrzymanie turbiny zostanie wykryte, próbując w ten sposób złagodzić przyrost ciśnienia pary. Po skokowym cofnięciu reaktora, zawory obejścia dostosują stopień otwarcia tak aby dostarczyć do kondensora ilość pary wystarczającą do utrzymania stałego, zgodnego z wartością wodzącą ciśnienia w wytwornicy pary. W ten sposób zawory obejścia zastępują turbinę i stanowią obciążenie dla strumienia pary, eliminując w ten sposób wspomnianą wcześniej niezgodność mocy reaktora i mocy turbiny. Aby przeprowadzić symulację powyższego stanu nieustalonego należy: Włączyć symulator na 100% mocy Otworzyć panel kontroli prętów sterujących i prętów awaryjnych; zapisać położenia szarych i ciemnych prętów kontrolnych. Zaobserwować mapę odchylenia strumienia. Przejść do panelu kontroli mocy reaktora, zapisać błąd odchylenia strumienia (%) i T różnica temperatury chłodziwa. Zapisać wpływ ksenonu na reaktywność (mk) 35

36 Przejść do panelu turbiny i generatora; zapisać pozycję głównych zaworów odcinających, zaworów regulatora turbiny, zaworów obejścia, zaworów bezpieczeństwa wytwornicy pary. Zapisać ciśnienie w wytwornicy pary i wydatek generatora. Wcisnąć przycisk samoczynnego zatrzymania turbiny w lewym, dolnym rogu ekranu i potwierdzić. Zapisać pozycję głównych zaworów odcinających, zaworów regulatora turbiny, zaworów obejścia, zaworów bezpieczeństwa wytwornicy pary. Zapisywać zmiany mocy reaktora, ciśnienie w wytwornicy pary i wydatek generatora w miarę rozwoju sytuacji. Jaka jest moc reaktora kiedy prędkość turbiny ustali się dla 5 obr./min? Jaki jest strumień pary przechodzący przez zawory obejścia? Jakie jest najwyższe ciśnienie w wytwornicy pary podczas zdarzenia? Przejść do panelu prętów kontrolnych i prętów awaryjnych; zapisać pozycję szarych i ciemnych prętów. Jak bardzo szare pręty zmieniły swoją pozycję (średnia pozycja %)? Jak bardzo ciemne pręty zmieniły swoją pozycję (średnia pozycja %)? Zaobserwować odchylenie strumienia neutronów na mapie strumienia. Przejść do panelu kontroli mocy reaktora, zapisać błąd odchylenia strumienia (%), T różnicę temperatury chłodziwa. Zapisać wpływ ksenonu na reaktywność (mk). Jaka jest różnica w mk dla ksenonu przed i po samoczynnym zatrzymaniu turbiny? Przejść do panelu turbiny i generatora, zresetować samoczynne zatrzymanie turbiny, wybrać TRU ENABLE i TRU SPEEDUP aby zsynchronizować generator i obciążenie do około 10 % pełnej mocy. Co dzieje się z zaworami obejścia wraz ze wzrostem mocy turbiny? Zanotować odczyt ciśnienia w wytwornicy pary. Gdy moc turbiny zrówna się z mocą reaktora, przejść do panelu kontroli mocy reaktora i zwiększyć moc do 100% w 25% krokach, z szybkością 1%/s. 3.5 Samoczynne zatrzymanie reaktora i powrót do normalnej pracy Samoczynne wyłączenie reaktora (lub awaryjne wyłączenie reaktora) to mechanizm bezpieczeństwa włączany przez system bezpieczeństwa w przypadku wykrycia przekroczenia przez pewne parametry rdzenia limitów alarmowych. Odpowiednie parametry i wartości wyzwalania samoczynnego wyłączenia są opisane w rozdziale 2.9. Reaktor może zostać awaryjnie wyłączony przez operatora w celu symulacji wypadków. Samoczynne wyłączenie reaktora polega na spadku pod wpływem siły grawitacji dwóch grup prętów awaryjnych do rdzenia reaktora.. Również wszystkie szare i ciemne pręty kontrolne są wsuwane z maksymalną prędkością. Ostatecznym celem jest dostarczenie jak największej negatywnej zmiany reaktywności do rdzenia tak aby natychmiast przerwać reakcję łańcuchową. To ćwiczenie demonstruje stan nieustalony powstały w wyniku samoczynnego wyłączenia reaktora zainicjowanego ręcznie, oraz powrót do pełnej mocy reaktora: Włączyć symulator na 100% pełnej mocy Przejść do panelu prętów kontrolnych i prętów awaryjnych, zapisać pozycję prętów awaryjnych, szarych prętów, ciemnych prętów. Przejść do panelu kontroli mocy reaktora; zapisać wkład w reaktywność mk od odpowiednich parametrów tj. pozycji prętów awaryjnych, szarych prętów, ciemnych prętów, zawartości ksenonu, temperatury paliwa, temperatury moderatora i stężenia kwasu borowego. Ręcznie wyzwolić samoczynne wyłączenie reaktora, używając wyskakującego okienka w lewym, dolnym rogu ekranu. 36

37 Obserwować odpowiedź całego układu. Przejść do panelu z wykresami, zwrócić uwagę na wykresy mocy reaktora, ciśnienia chłodziwa reaktora, ciśnienia w wytwornicy pary, strumienia pary, strumienia wody w obiegu wtórnym i mocy generatora. Poczekać aż moc generatora wynosić będzie zero a moc neutronowa reaktora mniej niż 0,1%. Przejść do panelu prętów kontrolnych i prętów bezpieczeństwa, i zresetować system wyłączania reaktora (SDS). Pręty awaryjne i ciemne pręty są wysuwane z rdzenia. Zapisać czas (używając wyświetlacza pod wykresami) potrzebny do wysunięcia wszystkich prętów awaryjnych. Podnieść moc reaktora do 60% pełnej mocy. Zaobserwować odpowiedzi systemu regulującego reaktor i zmiany reaktywności. 37

38 4. Stany nieokreślone podczas awarii PWR Należy zauważyć, iż stany nieustalone opisane poniżej są spowodowane przez awarie zainicjowane przez symulator. Aby zainicjować awarię: Nacisnąć przycisk MALF znajdujący się w prawym dolnym rogu każdego ekranu. Pojawi się wyskakujące okienko z listą dostępnych awarii. Przez kliknięcie wybrać odpowiednią awarię. Scenariusz wybranej awarii będzie oznaczony czarnym kolorem. Kliknąć na przycisku insert MALF, jeżeli awaria ma zostać zainicjowana natychmiast, lub wpisać wartość opóźnienia w sekundach i wcisnąć insert MALF ; awaria zostanie zainicjowana po upłynięciu wyspecyfikowanego czasu. W momencie pojawienia się awarii włączy się alarm aktywnej awarii. Aby zrezygnować z wybranego scenariusza awarii, należy kliknąć na scenariusz awarii, a następnie clear MALF, lub kliknąć na global clear, co usunie wszystkie wybrane scenariusze. 4.1 Zamknięcie wszystkich zaworów kontrolujących poziom wody wtórnego obiegu. Ta awaria prowadzi do utraty wody z wtórnego obiegu w wytwornicach pary. Podczas tej awarii pojawiają następujące się stany nieustalone: Poziom w wytwornicy pary szybko opada. Włączy się skokowe cofnięcie reaktora gdy poziom opadnie poniżej 12 m. Samoczynne wyłączenie reaktora nastąpi, kiedy poziom opadnie poniżej 11,94 m. Z powodu utraty wody w generatorach pary, zmniejszone jest chłodzenie wody z pierwotnego obiegu. Wyższa temperatura chłodziwa spowoduje jego rozszerzanie. Z drugiej strony, samoczynne wyłączenie reaktora spowoduje nagłe zmniejszenie mocy termicznej reaktora, powodując kurczenie się chłodziwa. W końcowym efekcie ciśnienie chłodziwa będzie spadać. Spadające ciśnienie chłodziwa powoduje odpływ wody ze stabilizatora ciśnienia w sprężarce, w celu złagodzenia zmniejszenia ciśnienia chłodziwa. Należy obserwować kierunek przepływu przez rurociąg przelewowy prowadzący do sprężarki. Włączone również będą elektryczne grzałki w sprężarce, aż do powrotu ciśnienia do wartości wodzącej. W sytuacji kiedy reaktor jest awaryjnie wyłączony, spada gwałtownie ciśnienie w wytwornicy pary, powoduje to zamknięcie zaworów regulatora turbiny przez co następuje samoczynne wyłączenie turbiny i generatora. 4.2 Błąd przekaźnika strumienia pary w wytwornicy pary #1 Ta awaria sprawia, iż przekaźnik strumienia pary w wytwornicy pary #1 wskazuje zbyt niski stan. W konsekwencji, system kontroli poziomu w wytwornicy pary #1 niezgodnie z rzeczywistością stwierdza, że strumień pary zmniejsza się gwałtownie. Z tego powodu strumień wody wtórnego obiegu do generatora pary #1 zostanie natychmiast odcięty aby dostosować układ do fałszywej redukcji strumienia pary, w celu utrzymania poziomu w wytwornicy pary zgodnie z jego wartością wodzącą. W rzeczywistości strumień pary z generatora pary #1 utrzymuje w 100% swoją nominalną wartość. Ponieważ dopływ wody został odcięty przez system kontroli poziomu w wytwornicy pary (SGLC), konsekwencją jest gwałtowny spadek poziomu w generatorze pary #1. W przypadku pojawienia się tej awarii należy: Obserwować strumień pary wychodzący z wytwornicy pary #1 Obserwować strumień wody obiegu wtórnego wchodzący do wytwornicy pary #1 38

39 Obserwować zmiany ciśnienia chłodziwa pierwotnego, odpływ wody ze stabilizatora ciśnienia w sprężarce. Skokowe cofnięcie reaktora zostanie włączone z powodu niskiego poziomu w wytwornicy pary #1. Samoczynne wyłączenie reaktora nastąpi na skutek bardzo niskiego poziomu w wytwornicy pary #1. Obserwować stan nieustalony ciśnienia chłodziwa i odpływ wody ze stabilizatora ciśnienia w sprężarce. Obserwować poziom w wytwornicy pary #1 W sytuacji kiedy reaktor jest awaryjnie wyłączony, spada gwałtownie ciśnienie w wytwornicy pary, powoduje to zamknięcie zaworów regulatora turbiny przez co następuje samoczynne wyłączenie turbiny i generatora. 4.3 Całkowite otwarcie zaworu LCV#1 kontroli poziomu wody z wtórnego obiegu Ta awaria prowadzi do zwiększenia strumienia wody z wtórnego obiegu wpływającej do wytwornicy pary przez źle działający zawór kontroli poziomu LCV#1. Ponieważ strumień wody jest znacznie większy niż strumień pary wychodzący z wytwornicy pary #1, poziom w wytwornicy będzie się zwiększał systematycznie. W przypadku pojawienia się tej awarii: Przejść do panelu wody wtórnego obiegu i ekstrakcji pary, sprawdzić stan zaworu LCV #1 (100% otwarcia). Przejść do panelu systemu chłodzenia reaktora, sprawdzić strumień wody z wtórnego obiegu do wytwornicy pary #1 i strumień pary. Zwrócić uwagę na niedopasowanie tych dwóch strumieni oraz na poziom wody w wytwornicy pary #1. Sprawdzić czy ten stan nieustalony ma jakikolwiek wpływ na pierwotny obieg chłodzenia reaktora. W momencie pojawienia się bardzo wysokiego poziomu w wytwornicy pary, turbina samoczynnie zatrzyma się. Kiedy nastąpi samoczynne zatrzymanie turbiny, odpowiedź systemu będzie podobna do opisanej w rozdziale Całkowite zamknięcie zaworu LCV#1 kontroli poziomu wody z wtórnego obiegu Ta awaria prowadzi do utraty wody z obiegu wtórnego w wytwornicy pary #1. Odpowiedzi systemu podobne są do opisanych w rozdziale Samoczynne zatrzymanie głównej pompy zasilającej wytwornicę pary (BFP) Ta awaria prowadzi do utraty 50% strumienia wody z obiegu wtórnego wpływającej do wytwornicy pary #1 i #2 spowodowanej samoczynny zatrzymaniem jednej z pomp zasilających. Skutkiem tego jest niski poziom w wytwornicy pary, powodujący skokowe cofnięcie reaktora i następnie samoczynne wyłączenie reaktora. Odpowiedź systemu na stan nie ustalony jest podobna do opisanej w rozdziale Niskie wskazanie przekaźnika przepustnicy ciśnieniowej turbiny Ta awaria powoduje zbyt niskie wskazania przekaźnika przepustnicy ciśnieniowej turbiny. W konsekwencji, system kontroli regulatora turbiny rozpoznaje gwałtowny spadek ciśnienia pary, przez co wstrzyma turbinę w celu utrzymania stałego ciśnienia pary. Nastąpi samoczynne zatrzymanie turbiny. 39

40 W rzeczywistości główne ciśnienie pary nie zmniejszyło się. Wstrzymanie turbiny spowoduje natychmiastowy wzrost ciśnienia pary. Pomimo iż zawór obejścia otworzy się aby zapobiec dalszemu wzrostowi ciśnienia, minie trochę czasu zanim ciśnienie pary opadnie. Wzrost ciśnienia ma natychmiastowy wpływ na transfer ciepła w wytwornicach pary. W rezultacie pojawią się stany nieustalone ciśnienia i temperatury chłodziwa. Pojawienie się samoczynnego wyłączenia turbiny spowoduje duże skokowe cofnięcie reaktora, co doprowadzi do stabilizacji reaktora i chłodziwa pierwotnego. W przypadku pojawienia się tej awarii: Przejść do panelu turbiny i generatora, zaobserwować pozycję regulatora turbiny. Obserwować stany nieustalone ciśnienia pary. Jakie jest maksymalne ciśnienie pary? Obserwować gwałtowny spadek mocy turbiny następujący po samoczynnym zatrzymaniu turbiny. Powtórzyć scenariusz tej awarii z włączonym panelem systemu chłodzenia reaktora. Obserwować stan przejściowy w zimnych końcówkach. Konieczna jest zmiana skali na wykresach w celu dokładniejszej obserwacji. Jaka jest najwyższa temperatura zimnej końcówki podczas tej awarii? Wyjaśnić dlaczego temperatura zimnej końcówki podnosi się? 4.7 Otwarcie wszystkich zaworów bezpieczeństwa (SRV) Ta awaria wywoła natychmiastową dekompresję generatorów pary. W odpowiedzi na nagły spadek ciśnienia pary, nastąpi samoczynne zatrzymanie turbiny. Od strony pierwotnego systemu chłodzenia, nagły spadek ciśnienia w wytwornicach pary wywoła stany przejściowe ciśnienia i temperatury chłodziwa, a co za tym idzie skokowe cofnięcie reaktora spowodowane dużym strumieniem neutronów. W przypadku pojawienia się tej awarii: Otworzyć panel turbiny i generatora, obserwować pozycję głównych zaworów bezpieczeństwa. Obserwować pozycję zaworu regulatora turbiny i szybki spadek obciążenia turbiny. W miarę spadku obciążenia obserwować stan nieustalony ciśnienia pary. Czy podczas tego stanu nieustalonego otwiera się zawór obejścia? Powtórzyć scenariusz awarii, tym razem obserwując panel systemu chłodzenia reaktora. Wyjaśnić skąd bierze się skokowe cofnięcie reaktora? 4.8 Zawór obejścia turbiny nie otwiera się Ta awaria spowoduje utratę możliwości bocznikowania strumienia pary w razie samoczynnego zatrzymania turbiny. W przypadku samoczynnego zatrzymania turbiny moc reaktora zostanie automatycznie zredukowana do 60%. Jednak w przypadku awarii zaworu obejścia, ciśnienie w wytwornicy pary zacznie gwałtownie wzrastać, powodując dalsze skokowe cofnięcie reaktora. Otworzą się główne zawory bezpieczeństwa (SRV) aby zmniejszyć wzrastające ciśnienie pary. Zawory bezpieczeństwa (SRV) zamkną się w momencie spadku ciśnienia pary i stan nieustalony ustabilizuje się. W przypadku pojawienia się tej awarii: Otworzyć panel turbiny i generatora, zatrzymać turbinę używając wyskakującego okienka w lewym, dolnym rogu ekranu 'turbine trip'. Obserwować zawory obejścia pozostają zamknięte. Obserwować skokowe cofnięcie reaktora. Zanotować moc reaktora pod koniec skokowego cofnięcia. Obserwować stan nieustalony ciśnienia w wytwornicy pary. Przy jakim ciśnieniu otwierają się zawory bezpieczeństwa? Jakie jest najwyższe ciśnienie pary? 40

41 Przy jakim ciśnieniu zawory bezpieczeństwa zostaną zamknięte? Zapisać i wyjaśnić stany nieustalone ciśnienia i temperatury chłodziwa. 4.9 Pozorne zatrzymanie turbiny Ta awaria wywołuje podobne skutki co samoczynne zatrzymanie turbiny opisane w rozdziale Grzałki sprężarki #2 do #6 włączone w wyniku awarii Ta awaria powoduje wzrost ciśnienia chłodziwa reaktora, spowodowanego przez włączenie wszystkich grzałek sterowanych skokowo. Wzrost ciśnienia chłodziwa jest łagodzony przez spryskiwacze, które włączą się kiedy ciśnienie chłodziwa przekroczy punkt wyzwalania. W przypadku pojawienia się tej awarii: Otworzyć panel kontroli systemu chłodzenia, zaobserwować, że grzałki #2 do #6 są włączone w wyniku awarii. Obserwować wzrost ciśnienia chłodziwa reaktora, a następnie włączenie zraszaczy, włączonych w celu zmniejszenia ciśnienia. Jaki jest całkowity wpływ na ciśnienie chłodziwa reaktora? Co dzieje się z temperaturą chłodziwa zwiększa się czy zmniejsza? Wyjaśnić przyczyny Otwarty zawór zasilania pierwotnego systemu chłodzenia (CV12) Ta awaria powoduje wzrost do maksimum wartości strumienia wody zasilającej pierwotny system chłodzenia. Natychmiastowym skutkiem jest wzrost ilości wody w systemie. W rezultacie wzrośnie poziom w sprężarce, co za tym idzie, wzrośnie również ciśnienie w sprężarce. Dzieje się tak ponieważ objętość dostępna dla oparów została zmniejszona przez podwyższony poziom. Zwiększone ciśnienie w sprężarce jest łagodzone przez działanie spryskiwaczy, które włączają się pod wpływem wysokiego ciśnienia. Jednak spryskiwacze podniosą poziom w większym stopniu. Z powodu wysokiego poziomu w sprężarce system kontroli zawartości wody zwiększy strumień drenażu otwierając zawór drenażu CV5, co spowoduje wzrost poziomu w kondensatorze drenażowym. Po pewnym czasie strumień zasilający i drenujący zrównoważą się i stan przejściowy ustabilizuje się. W przypadku pojawienia się tej awarii: Otworzyć panel zasobów systemu chłodzenia i sprężarki; zwrócić uwagę na pozycję CV12 100% otwarcia, zapisać wartość strumienia zasilającego (kg/s). Obserwować stan przejściowy ciśnienia chłodziwa, i moment włączenia zraszaczy. Obserwować poziom w sprężarce i zanotować wartość strumienia drenażu (kg/s). Obserwować poziom kondensatora drenażowego Otwarty zawór drenażu chłodziwa (CV5) Ta awaria powoduje wzrost strumienia drenażu do jego wartości maksymalnej. W rezultacie, zwiększy się poziom kondensatorze drenażowym. Natychmiastowym skutkiem jest zmniejszenie ilości wody w systemie chłodzenia. Poziom w sprężarce zmniejszy się, prowadząc do zmniejszenia ciśnienia w sprężarce. Dzieje się tak ponieważ objętość dostępna dla oparów zwiększa się na skutek niskiego poziomu. Zmniejszone ciśnienie w sprężarce spowoduje włączenie grzałek. Z powodu niskiego poziomu w sprężarce, system kontroli poziomu zwiększy strumień zasilający, otwierając zawór CV12. Po pewnym czasie strumień zasilający i drenujący zrównoważą się i stan przejściowy ustabilizuje się. W przypadku pojawienia się tej awarii: 41

42 Otworzyć panel zasobów systemu chłodzenia i sprężarki; zwrócić uwagę na pozycję CV5 100% otwarcia, zapisać wartość strumienia drenażu (kg/s). Obserwować stan przejściowy ciśnienia chłodziwa, i moment włączenia grzałek. Obserwować poziom w sprężarce i zanotować wartość strumienia zasilającego (kg/s). Obserwować poziom kondensatora drenażowego Otwarcie zaworu bezpieczeństwa (CV22) w sprężarce Ta awaria powoduje dekompresję sprężarki, w czasie której para ze sprężarki odprowadzana jest do kondensatora drenażowego przez uszkodzony zawór CV22. W wyniku spadku ciśnienia w sprężarce włączone zostaną elektryczne grzałki. Wraz ze zmniejszaniem się ciśnienia wzrastać będzie poziom w sprężarce. Wzrost poziomu spowoduje zwiększenie strumienia drenażu, w celu utrzymania stałej ilości wody w sprężarce. Włączone grzałki nie są w stanie zrównoważyć spadku ciśnienia spowodowanego wadliwym działaniem zaworu bezpieczeństwa. W rezultacie, ciśnienie chłodziwa będzie opadać w czasie tej awarii, prowadząc do samoczynnego zatrzymania reaktora wywołanego niskim ciśnieniem na wyjściu reaktora. W przypadku pojawienia się tej awarii: Otworzyć panel zasobów systemu chłodzenia i sprężarki; zwrócić uwagę na nieprawidłowo otwarty zawór CV22. Obserwować stan przejściowy ciśnienia i poziomu w sprężarce. Zwrócić uwagę na moment włączenia elektrycznych grzałek. Zanotować wartość strumienia drenażu. Kontynuować obserwację ciśnienia chłodziwa, zanotować moment samoczynnego wyłączenia reaktora. Obserwować strumień przepływający przez zawór CV22, w miarę opadania ciśnienia w sprężarce. Przy jakim ciśnieniu zakończy się przepływ przez zawór CV22? Dlaczego? 4.14 Spadek jednej grupy ciemnych prętów Ta awaria spowoduje spadek do rdzenia jednej grupy ciemnych prętów, dostarczając w ten sposób dużej negatywnej zmiany reaktywności w rdzeniu. Prowadzi to do dużej redukcji mocy reaktora, i dużego odchylenia strumienia neutronów w dół rdzenia. Przy dużym błędzie temperatury chłodziwa i błędzie odchylenia strumienia neutronów, system kontroli mocy reaktora (RPC) natychmiast wysunie szare pręty - w celu kompensacji reaktywności i ciemne pręty w celu kompensacji odchylenia strumienia neutronów. Ponieważ zmiana reaktywności dostępna dla szarych i ciemnych prętów jest ograniczona, ich połączona zmiana reaktywności jest niewystarczająca do kompensacji skutków spadku grupy ciemnych prętów do rdzenia. W rezultacie zmniejsza się moc reaktora oraz ciśnienie chłodziwa. Również zmniejszeniu ulegnie ciśnienie pary powodując wstrzymanie turbiny, a następnie samoczynne zatrzymanie turbiny. Wraz z rozwojem stanu nieustalonego moc reaktora będzie się zmniejszać do zera, na skutek zwiększania zawartości ksenonu. W przypadku pojawienia się tej awarii: Otworzyć panel prętów kontrolnych i prętów awaryjnych, zwrócić uwagę na spadek jednej grupy ciemnych prętów do rdzenia. Zapisać całkowitą zmianę reaktywności i moc reaktora natychmiast po zainicjowaniu awarii. Zapisać odchylenie strumienia neutronów. Przejść do panelu kontroli mocy reaktora, zapisać błąd temperatury chłodziwa i błąd odchylenia strumienia neutronów. Sprawdzić czy rzeczywiście szare i ciemne pręty są wysuwane. 42

43 Przejść do panelu systemu chłodzenia reaktora i zaobserwować stan przejściowy ciśnienia chłodziwa. Przejść do panelu turbiny i generatora; zaobserwować stan nieustalony ciśnienia pary i wstrzymywanie turbiny w toku. Wrócić do panelu prętów kontrolnych i prętów awaryjnych; ponownie zapisać całkowitą zmianę reaktywności oraz moc reaktora. Opisać i wytłumaczyć długoterminowy rozwój tej awarii Awaria automatycznej kontroli ciemnych prętów Ta awaria pogarsza kontrolę systemu kontroli mocy reaktora nad odchyleniem strumienia neutronów w czasie zmian mocy. W przypadku pojawienia się tej awarii: Przejść do panelu kontroli mocy reaktora, ustawić tryb wodzący reaktora. Wprowadzić docelową moc reaktora 70% i szybkość zmian 0,5%/s. Zaakceptować zmiany. Obserwować błąd temperatury chłodziwa, błąd odchylenia strumienia neutronów, podczas zmniejszania mocy reaktora do wartości docelowej. Jaki jest błąd odchylenia strumienia neutronów kiedy reaktor osiągnął 70%? Przejść do panelu prętów kontrolnych i prętów awaryjnych; zaobserwować kształt odchylenia strumienia neutronów w rdzeniu Awaria cofnięcia i skokowego cofnięcia reaktora Ta awaria likwiduje pierwszą linię działań ochronnych inicjowanych przez system kontroli reaktora, w celu zmniejszenia mocy reaktora w odpowiedzi na parametry procesów przekraczające wartości alarmowe. Jednak system wyłączania reaktora (SDS) jest zawsze gotowy do działania w przypadku gdy wartości parametrów przekroczą granice bezpieczeństwa. Otworzyć panel prętów kontrolnych i prętów bezpieczeństwa; zainicjować scenariusz awarii cofnięcia i skokowego cofnięcia reaktora. Przy użyciu wyskakującego okienka w lewym, dolnym rogu ekranu zainicjować samoczynne zatrzymanie turbiny. Z powodu awarii skokowe cofnięcie reaktora nie może zostać zainicjowane, dlatego pręty kontrolne nie zadziałają w odpowiedzi na samoczynne zatrzymanie turbiny. Zapisać moc reaktora po samoczynnym zatrzymaniu turbiny. Przejść do panelu turbiny i generatora, zaobserwować stan nieustalony ciśnienia pary. Zawór obejścia turbiny powinien się otworzyć w celu zmniejszenia ciśnienia pary. Przejść do panelu systemu kontroli chłodziwa, zaobserwować stany nieustalone ciśnienia i temperatury chłodziwa. Czy w przypadku tej awarii margines bezpieczeństwa sytemu jest zachowany dla poważnych wypadków takich jak samoczynne zatrzymanie turbiny? 4.17 Utrata jednej z pomp recyrkulacyjnych P1 Ta awaria powoduje samoczynne wyłączenie jednej pompy recyrkulacyjnej. Utrata jednej pompy recyrkulacyjnej zainicjuje natychmiastowe skokowe cofnięcie reaktora. Szybki spadek strumienia w jednej pętli chłodzenia, spowoduje przekroczenie wartości alarmowych i co za tym idzie awaryjne wyłączenie reaktora. Otworzyć panel systemu chłodzenia reaktora; zainicjować scenariusz awarii utraty jednej z pomp recyrkulacyjnych P1. Zaobserwować wyłączenie pompy P1 i zmniejszenie strumienia chłodziwa w pętli chłodzenia. Obserwować strumień chłodziwa w pozostałych pętlach chłodzenia. 43

44 Zaobserwować skokowe cofnięcie mocy reaktora. Zapisać moc reaktora po zainicjowaniu awarii. Zaobserwować stany nieustalone ciśnienia i temperatury chłodziwa. Powtórzyć scenariusz awarii z zainicjowaną wcześniej awarią cofnięcia i skokowego cofnięcia reaktora. Celem tego jest zbadanie zachowania się termicznego marginesu bezpieczeństwa systemu bez początkowego skokowego cofnięcia. Obserwować stany przejściowe mocy reaktora, ciśnienia i temperatury chłodziwa. Opisać i wyjaśnić różnice zachowania się systemu w porównaniu z poprzednią awarią. Powtórzyć scenariusz awarii trzeci raz, z zainicjowaną wcześniej awarią cofnięcia i skokowego cofnięcia reaktora oraz ze zdeaktywowanym samoczynnym wyłączeniem reaktora pod wpływem małego strumienia chłodziwa. Celem jest ponowne zbadanie zachowania się termicznego marginesu bezpieczeństwa systemu bez początkowego skokowego cofnięcia i bez awaryjnego wyłączenia reaktora z powodu małego strumienia chłodziwa. Zaobserwować stan przejściowy mocy reaktora, ciśnienia i temperatury chłodziwa. Opisać i wyjaśnić różnice w porównaniu do poprzedniej awarii. Przedyskutować problemy termicznego marginesu bezpieczeństwa jakie można napotkać podczas tych awarii oraz jak systemy kontrolne radzą sobie z nimi Utrata dwóch pomp recyrkulacyjnych w pętli 1 Ta awaria jest znacznie poważniejsza od opisanej w rozdziale Z powodu drastycznego zmniejszenia strumienia chłodziwa w jednej pętli, natychmiastowym efektem jest szybki wzrost temperatury zimnej końcówki w pętli #1. Otworzyć panel systemu chłodzenia reaktora; zainicjować scenariusz awarii utraty dwóch pomp recyrkulacyjnych w pętli 1. Zauważyć wyłączenie pomp recyrkulacyjnych 1 i 2 i strumień chłodziwa spada gwałtownie w tej pętli. Obserwować strumień chłodziwa w pozostałych pętlach. Zaobserwować skokowe cofnięcie reaktora. Zapisać moc reaktora po zainicjowaniu awarii. Obserwować stany przejściowe temperatury i ciśnienia chłodziwa. Powtórzyć scenariusz awarii z zainicjowaną wcześniej awarią cofnięcia i skokowego cofnięcia reaktora. Celem tego jest zbadanie zachowania się termicznego marginesu bezpieczeństwa systemu bez początkowego skokowego cofnięcia. Obserwować stany przejściowe mocy reaktora, ciśnienia i temperatury chłodziwa. Opisać i wyjaśnić różnice zachowania się systemu w porównaniu z poprzednią awarią. Powtórzyć scenariusz awarii trzeci raz, z zainicjowaną wcześniej awarią cofnięcia i skokowego cofnięcia reaktora oraz ze zdeaktywowanym samoczynnym wyłączeniem reaktora pod wpływem małego strumienia chłodziwa. Celem jest ponowne zbadanie zachowania się termicznego marginesu bezpieczeństwa systemu bez początkowego skokowego cofnięcia i bez awaryjnego wyłączenia reaktora z powodu małego strumienia chłodziwa. Zaobserwować stan przejściowy mocy reaktora, ciśnienia i temperatury chłodziwa. Opisać i wyjaśnić różnice w porównaniu do poprzedniej awarii. Przedyskutować problemy termicznego marginesu bezpieczeństwa jakie można napotkać podczas tych awarii oraz jak systemy kontrolne radzą sobie z nimi Pęknięcie rozgałęźnika pary Ta awaria powoduje pęknięcie rury doprowadzającej parę przed głównym zaworem odcinającym (MSV), prowadząc do nagłej dekompresji we wtórnym obiegu. Turbina ulegnie samoczynnemu zatrzymaniu, co zainicjuje skokowe cofnięcie reaktora. Na skutek pęknięcia rury zwiększy się również strumień pary opuszczający wytwornicę pary, 44

45 prowadząc do zwiększonego wydalania ciepła z pierwotnego systemu chłodzenia reaktora. Dla tego zmniejszy się temperatura i ciśnienie chłodziwa. Otworzyć panel systemu chłodzenia reaktora, zainicjować pęknięcie rozgałęźnika pary. Zapisać strumień pary z wytwornicy pary i główne ciśnienie pary. Obserwować odpowiedzi ciśnienia i temperatury chłodziwa. Zaobserwować zatrzymanie turbiny. Zapisać moc reaktora po skokowym cofnięciu. Monitorować w dalszym ciągu ciśnienie i temperaturę chłodziwa. Przedyskutować problemy marginesu bezpieczeństwa podczas tej awarii oraz jak systemy kontrolne radzą sobie z nimi LOCA pęknięcie gorącej końcówki #1 Ta awaria powoduje pęknięcie dyszy wylotowej zbiornika ciśnieniowego reaktora (RPV), łączącej wyższą komorę reaktora z gorącą końcówką #1. To pęknięcie powoduje awarię utraty chłodziwa LOCA. Przed zainicjowaniem scenariusza awarii, użytkownik powinien zapoznać się z pasywnym systemem chłodzenia rdzenia opisanym w rozdziale Włączyć symulator na 100% mocy. Otworzyć panel systemu chłodzenia reaktora, wybrać i zainicjować scenariusz awarii LOCA pęknięcie gorącej końcówki #1. Zwrócić uwagę na alarm aktywnej awarii. Zwrócić uwagę na natychmiastową zmianę parametrów. Zanotować strumień ucieczki w tabeli VI. Zapisać ciśnienie chłodziwa dla awaryjnie wyłączonego reaktora. Po awaryjnym wyłączeniu reaktora przejść do panelu pasywnego systemu chłodzenia. W tym panelu droga wstrzykiwania chłodziwa będzie przedstawiona przez grube niebieskie linie, podczas różnych etapów procesu chłodzenia opisanych przez informacje wyświetlane po prawej stronie ekranu. Zapisać odpowiednie parametry w tabeli VI podczas rożnych etapów chłodzenia. Wyjaśnić skoki ciśnienia chłodziwa podczas rozwoju awarii. Kiedy i dlaczego się pojawiają? Wyjaśnić potrzebę istnienia zbiorników akumulacyjnych. Czy można wyeliminować zbiorniki akumulacyjne jeżeli zwiększy się zbiorniki uzupełniające CMT? Wyjaśnić dlaczego dekompresja jest konieczna. TABELA VI. LOCA pęknięcie gorącej końcówki #1 Etapy chłodzenia Działanie CMT Działanie akumulacyjnych zbiorników Czas od wystąpienia awarii 1 Moc reaktora (%) Moc turbiny (%) Termiczna moc reaktora (%) s po wyst. awarii s po wyst. awarii Start dekompresji s po wyst. awarii Działanie IRWST, PRHR HX, start odzyskiwania chłodziwa s po wyst. awarii 1 Aby wyznaczyć czas, który upłynął od wystąpienia awarii, należy liczbę iteracji CASSIM, znajdującą się w prawym górnym rogu ekranu, pomnożyć przez 0,1 sekundy. Tak obliczony czas jest prawidłowy jeżeli scenariusz awarii został zainicjowany dla 0 iteracji. 45

46 Strumień ucieczki (kg/s) Całkowity strumień wstrzykiwania (kg/s) Strumień w rdzeniu (kg/s) T avg ( o C) Temperatura paliwa ( o C) Poziom w sprężarce (m) Ciśnienie w sprężarce (kpa) Ciśnienie chłodziwa w zimnych końcówkach (kpa) Ciśnienie w obudowie (kpa) Temperatura w obudowie ( o C) Poziom w CMT (% pełnego zbiornika) Poziom w zbiorniku akumulacyjnym (% pełnego zbiornika) Temperatura IRWST ( o C) 46

47 5.1 Model przestrzennej kinetyki reaktora 5. Opis modelu Model neutronowy reaktora zastosowany w tym symulatorze PWR to model przestrzennej kinetyki używający teorii węzłowego podejścia powiązanych obszarów Avery ego (rozdział 5.4). Rdzeń reaktora podzielony jest poprzecznie i podłużnie na węzły (strefy). Wybór węzłów podyktowany jest symetrią rdzenia, wymaganą dokładnością opisu strumienia neutronów i czasem potrzebnym do wykonania modelu. Dla tego symulatora, rdzeń podzielony jest na 12 stref: 4 strefy w wyższym rdzeniu, 4 strefy w środkowym rdzeniu i 4 strefy w niższym rdzeniu. Każda strefa reprezentuje kwadrant przekroju czynnego rdzenia. Chwilowe strumienie węzłowe są obliczane w przy użyciu następujących węzłowych równań kinetycznych używających teorii Avery ego. Dla strefy i: Gdzie: i, j = 1, 2,, 12 numer strefy m = 1, 2,, 6 numer grupy opóźnionych neutronów N i Strumień neutronów w strefie i m Stałą rozpadu m-tej grupy neutronów opóźnionych całkowita frakcja neutronów opóźnionych m frakcja neutronów opóźnionych m-tej grupy K ij współczynnik sprzężenia określający prawdopodobieństwo wyprodukowania przez neutron pochodzący ze strefy j neutronu rozszczepieniowego w strefie i w następnym pokoleniu. m C mj częściowa moc strefy j pochodząca od m-tej grupy neutronów opóźnionych. C mj koncentracja neutronów opóźnionych grupy m-tej w strefie j l i średni czas życia neutronów Równanie (1) może być przepisane regrupując współczynniki sprzężenia dla strefy i, Składniki powyższej sumy reprezentują wkład w strumień neutronów pochodzący z następujących źródeł: (a) Jest zmianą strumienia neutronów w strefie i wywołaną reaktywnością. (b) Jest zmianą strumienia neutronów w strefie i wywołaną koncentracją grup neutronów opóźnionych. 47

48 (c) Jest zmianą strumienia neutronów w strefie i wywołaną sprzężeniami ze strumieniami neutronów z pozostałych 11 stref. (d) Jest zmianą strumienia neutronów w strefie i wywołaną sprzężeniami ze strumieniami neutronów opóźnionych w pozostałych 11 strefach. Przez wprowadzenie definicji reaktywności k i =(K ii -1)/K ii, równanie (3) można przepisać w postaci: Gdzie: Równanie (4) jest prawie identyczne z punktowym modelem kinetycznym strefy i, z wyjątkiem dodatkowych czynników sprzężenia stref: i 48

49 Efekt sprzężenia stref może zostać zintegrowany do jednego czynnika reaktywności stref ii, równanie punktowej kinetyki dla strefy i może być zapisane: Gdzie: ii zmiana reaktywności strefy i ij zmiana reaktywności w strefie i ze względu na efekty sprzężenia ze strefą j Równania (4) i (5) będą identyczne jeżeli: Dla strefy 1 i 2 Dla strefy 1 i 3 Dla strefy 1 i 4 Dla strefy 1 i 12 Zapisać te równania dla pozostałych 11 stref. Zatem równanie zmiany reaktywności w strefie i ze względu na sprzężenie ze strefą j ij, będzie postaci: Można zauważyć, że równanie (6) wymaga obliczenia współczynników sprzężenia K ij. Te współczynniki określają prawdopodobieństwo wyprodukowania przez neutron powstały w strefie j neutronu rozszczepieniowego w węźle i, w następnym pokoleniu. 49

50 5.2 Metoda aproksymacji dla współczynnika sprzężenia W wyrażeniu Avery'ego współczynniki sprzężenia dla dwóch grup energetycznych neutronów są przedstawione w postaci następujących wzorów: Gdzie: -przekrój czynny na produkcję neutronów rozszczepieniowych th (r) rzeczywisty strumień neutronów termicznych w punkcie r * f (r) towarzyszący strumień neutronów szybkich w punkcie r jth (r) wkład do pochodzący neutronów rozszczepieniowych wyprodukowanych w strefie j w poprzednim pokoleniu z rozkładem Obliczenie K ij to rozkład rzeczywistego strumienia neutronów termicznych i towarzyszących strumieni neutronów szybkich co pochłania dużo mocy obliczeniowej procesora. Niepraktycznym byłoby obliczanie tych strumieni w czasie rzeczywistym. Aby temu zaradzić, zaimplementowano metodę przybliżoną do obliczania w czasie rzeczywistym współczynników sprzężenia, metoda ta stosuje rachunek zaburzeń (związany z wartościami w stanie równowagi): Gdzie: - nominalna wartość K ij (nominalna wartość współczynnika sprzężenia) g ij zmiana współczynnika sprzężenia w węźle i na skutek zaburzeń w węźle j g ij definiuje się jako: Gdzie: P k zaburzenie reaktywności netto w strefie k (mk) K ijk zmiana współczynnika sprzężenia w węźle i ze względu na węzeł j ze zmianą o wartości +1,0 mk w węźle k (znormalizowany gradient zaburzenia) Przepisując równanie (8): Można zauważyć, że implementacja tej metody przybliżania zawiera dwa podstawowe komponenty nominalny współczynnik sprzężenia i znormalizowany gradient zaburzeń K ijk. może być obliczone wcześniej dla danych (nominalnych) parametrów rdzenia przy użyciu 50

51 równania (7) dla wszystkich i, j. Zaburzenie nominalnych parametrów rdzenia następuje na skutek zmiany reaktywności w jednej ze stref, np. #1 i równanie (7) jest użyte ponownie do obliczenia nowych współczynników sprzężenia K ij dla wszystkich i, j. Przy użyciu równania (10), można obliczyć K ij1 dla wszystkich i, j. Aby otrzymać K ijk (k = 1, 2,..., 12) należy powtórzyć obliczenia dla wszystkich stref. Następnie wartości i K ijk mogą zostać zapisane w plikach bibliotecznych i zostać użyte do obliczenia ij w równaniu (6). Równanie (6) jest przeliczane w każdej iteracji symulacji i ij uzyskuje się dla wszystkich i, j a następnie sumuje się i wykorzystuje się jako wartości początkowe zmiany reaktywności w strefie. 5.3 Podsumowanie sformułowania modelu dla rdzenia PWR Znajduje się tu podsumowanie ważnych szczegółów kinetycznego modelu przestrzennego: 12 punktowe modele są używane do symulacji 12 stref w rdzeniu. Każdy punktowy model kinetyczny obliczy moc neutronową w oparciu o 6 różnych grup neutronów opóźnionych i całkowitej zmiany reaktywności dla strefy. Zmiana reaktywności w każdej strefie będzie funkcją urządzeń kontrolujących (np. prętów kontrolnych), strefowej koncentracji ksenonu, strefowej temperatury paliwa, strefowej temperatury moderatora, stężenia kwasu borowego, efektu sprzężenia reaktywności w strefach i urządzeń bezpieczeństwa. Obliczenie ciepła rozpadu w każdej ze stref zakłada istnienie 3 różnych grup produktów rozpadu, każdy z inną stałą rozpadu. Gdzie: P moc termiczna uwolniona przez paliwo (znormalizowana) N FLUX strumień neutronów (znormalizowany) D i koncentracja produktów rozszczepienia dla i-tej grupy neutronów opóźnionych i frakcja produktów rozszczepienia dla i-tej grupy neutronów opóźnionych i stała rozpadu dla i-tej grupy neutronów opóźnionych Ciepło rozpadu każdej ze stref jest używane przez moduł transferu ciepła z paliwa do chłodziwa aby obliczyć temperaturę paliwa i chłodziwa w każdej ze stref. Kanały paliwowe reaktora są podzielone na 4 skupione kanały. Z tymi kanałami powiązana jest cieć przepływu chłodziwa, jak pokazano na rysunku rysunku 3. 51

52 Rys. 3 Hydrauliczna sieć przepływu chłodziwa Przy takim połączeniu, każda skupiona strefa kanału (niższa, środkowa i wyższa) ma własny strumień chłodziwa i własny skupiony element paliwowy. W każdym takim elemencie paliwowym obliczana jest temperatura i temperatura osłony w każdym takim elemencie będzie użyta do obliczenia transferu ciepła do chłodziwa. W każdym reaktorze strefowym, zmiana reaktywności zawiera: Zmianę pochodzącą od czterech grup szarych prętów. Dystrybucja reaktywności prętów w strefach jest zależna od ich pozycji. W miarę wysuwania prętów, wyższe strefy będą miały więcej negatywnej reaktywności pochodzącej od prętów, dlatego kształt strumienia neutronów będzie odchylał się w dół, wraz ze wzrostem mocy reaktora, jak pokazano na rys. 4. Rys. 4 Wartość szarych prętów 52

53 Rys. 5 Wartość ciemnych prętów Zmianę reaktywności pochodzącą od czterech grup ciemnych prętów. Ponownie, dystrybucja reaktywności prętów w strefach jest zależna od ich pozycji. W miarę wysuwania prętów wpływ reaktywności prętów będzie większy w wyższych strefach. Podobnie, gdy pręty są wsuwane ze swojej nominalnej pozycji ich wpływ w niższych strefach będzie większy. Na rys. 5 przedstawiony jest wykres wartości reaktywności prętów (wyrażonej w znormalizowanych jednostkach) od pozycji prętów (wyrażonych jako % wysunięcia z rdzenia). Zmian reaktywności spowodowanych zmianami temperatury paliwa. Gdzie a 1 i a 2 to stałe. T f temperatura paliwa Zmian reaktywności spowodowanych zmianami temperatury moderatora. Zmian reaktywności spowodowanych zmianami stężenia kwasu borowego. Gdzie C i to stałe; BD połączona zmiana reaktywności spowodowana temperaturą moderatora i stężeniem kwasu borowego T m temperatura moderatora B stężenie kwasu borowego Zmian reaktywności spowodowanych zmianami stężenia ksenonu. Zmian reaktywności spowodowanych efektem sprzężenia stref. (A) Dla każdego reaktora strefowego, równaniami punktowej kinetyki i równaniami zarządzającymi różnymi sprzężeniami zwrotnymi reaktywności są: 4. Całkowita frakcja neutronów opóźnionych jest sumą frakcji 6 grup neutronów opóźnionych 53