Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Пуск реактора - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

Под пуском реактора понимают вывод реактора в критическое состояние при минимально контролируемом уровне мощности (МКУ). Пуск реактора осуществляют с помощью СУЗ. Выход реактора в критическое состояние обеспечивается последовательным подъемом стержней СУЗ. Перед пуском реактора в воде 1-го контура устанавливают такую концентрацию борной кислоты, при которой после достижения номинальной тепловой мощности реактора в активной зоне в полупогруженном состоянии остается только одна управляющая группа СУЗ. Это значение концентрации борной кислоты определяют расчетом.
В зависимости от местоположения стержней СУЗ в активной зоне, количества стержней в группе, последовательности извлечения групп СУЗ, температуры активной зоны эффективность групп СУЗ ВВЭР различна (ем. § 3.3).

Пусковые ионизационные камеры дают информацию о нейтронной мощности в пределах (10-10 —10 -4%) номинальной, камеры промежуточного диапазона — в пределах (10-5 —10%), а камеры энергетического  диапазона — в пределах (3 —110%) номинальной. Расположение каналов под ионизационные камеры приведено на рис: 3.11. АКНП в своем составе содержит также устройства, обеспечивающие выполнение функций управления, контроля, регистрации и защиты.
Для непосредственного измерения реактивности могут использоваться реактиметры, представляющие собой аналоговые устройства, подключенные к ионизационным камерам.
Рассмотрим поведение реактора в подкритическом состоянии. Если активная зона реактора загружена свежим необлученным топливом, то источником нейтронов служат спонтанное деление ядер 238U и 235U и космическое излучение. Так как число таких нейтронов невелико, контроль за пуском новой активной зоны реактора усложняется. В этом случае при пуске реактора существует вероятность неконтролируемого разгона реактора при таких значениях плотности нейтронного потока, которые не регистрируются пусковыми ионизационными камерами (пусковая авария). Поэтому при первоначальных пусках реакторов можно иногда использовать внешние источники нейтронов.
После хотя бы однократного выхода нового реактора на МКУ накапливаются осколки деления, которые приводят к появлению в самом реакторе более мощных источников нейтронов, чем спонтанное деление и космическое излучение. 
Для быстрого и безопасного выхода реактора на МКУ необходимо знать номер группы стержней СУЗ, при извлечении которой достигается критичность. Для этого необходимо знать время работы реактора от момента перегрузки до останова в эффективных сутках, уровень мощности реактора непосредственно перед остановом, длительность стоянки, температуру теплоносителя в реакторе и концентрацию борной кислоты в теплоносителе. Кроме того, должно быть известно предыдущее пусковое положение групп СУЗ, если реактор во время стоянки не перегружался.

При расчете пускового положения групп СУЗ для безопасности пуска реактивность реактора следует брать с запасом. В этом случае критичность реактора достигается при большей, чем в расчете, высоте либо при большем номере взводимой группы. 



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети