Стартовая >> Архив >> Генерация >> Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Физический пуск реактора - Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Оглавление
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок
Классификация и основы устройства ЯППУ
Системы ЯППУ с водо-водяными реакторами
Механизмы и устройства, обеспечивающие работу ЯППУ
Устройство водо-водяных реакторов
Корпус и крышка водо-водяного реактора
Технологические каналы водо-водяного реактора
Органы управления и защиты водо-водяного реактора
Принципиальные схемы парогенераторов
Конструкционные схемы парогенераторов
Нейтронное поле в реакторе
Кинетика «холодного» реактора без учета запаздывающих нейтронов
Виды коррозии конструкционных материалов ЯППУ
Факторы, влияющие на скорость коррозии
Требования к воде контуров ЯППУ
Контроль за качеством воды
Технические средства обеспечения водного режима ЯЭУ
Физический пуск реактора
Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске
Теплотехнические проверки реактора
Эксплуатационные режимы ЯППУ
Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ
Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации
Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ
Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности
Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела
Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ
Реактор ИР-100
Уран-водные экспериментальные сборки
Аппаратура для исследований
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора

7.1. ЗАГРУЗКА ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ КАНАЛОВ В РЕАКТОР

Назначение физического пуска.

Существующие методы нейтронно-физического расчета ядерных реакторов не обеспечивают такой точности, которая позволяла бы вслед за проектированием
переходить к изготовлению серийных образцов. Поэтому после завершения расчетов активной зоны нового реактора начинается важный и трудоемкий этап ее экспериментальной отработки на специальных физических стендах. На основании результатов этого этапа разрабатывается проектная документация и начинается серийное изготовление комплектов технологических каналов и реакторов.
Однако в процессе изготовления технологических каналов и других элементов активной зоны неизбежен технологический разброс размеров, химического и нуклидного составов, что приводит к отличиям действительных характеристик реактора от проектных. Например, при неблагоприятном совпадении погрешностей в определении обогащения и количества урана, массы и состава материала оболочек твэлов, а также массы и состава выгорающего поглотителя фактическая кампания реактора может отличаться от расчетной более чем на 10%. Поэтому каждый серийный комплект технологических каналов в период компоновки активной зоны подвергается экспериментальной проверке.
Комплекс физических измерений, проводимых в период загрузки технологических каналов  в корпус реактора, называется физическим пуском. Программа физического пуска включает в себя загрузку реактора сначала до критического состояния, потом до полного рабочего комплекта каналов, вывод реактора на минимально контролируемый уровень мощности и экспериментальное определение основных нейтронно-физических характеристик, знание которых необходимо при эксплуатации реактора.
В процессе физического пуска, в частности, определяются: критическое число технологических каналов, кривые дифференциальной и интегральной эффективности компенсирующей решетки, пусковое положение КР при полной загрузке активной зоны, оперативный запас реактивности, кривые интегральной эффективности групп стержней АР, физический вес стержней АЗ, кривая температурного эффекта реактивности, потери реактивности, обусловленные стационарным и нестационарным отравлением топлива, а также некоторые другие характеристики. Указанный объем измерений проводится как при первом пуске реактора, так и в процессе физического пуска после очередной перегрузки активной зоны.
В период эксплуатации вследствие деформации нейтронных полей и изменения физических свойств активной зоны измеренные при первом физическом пуске характеристики изменяются. Поэтому некоторые измерения (определение эффективности органов управления, температурных эффектов реактивности и др.) проводятся с определенной периодичностью и в процессе кампании в целях уточнения соответствующих характеристик.
Физический пуск — весьма ответственная и трудоемкая операция. При организации физического пуска большое внимание уделяется вопросам обеспечения ядерной безопасности. Успех физического пуска в большой степени зависит от точности применяемой аппаратуры и правильности учета возникающих в процессе измерений погрешностей.        

Определение критической загрузки реактора.

Под критической загрузкой ядерного реактора понимают минимальное число технологических каналов, при размещении которых в центре заполненной замедлителем экранной сборки с полностью извлеченными стержнями регулирования и защиты и поднятой до крайнего верхнего положения КР начинается самоподдерживаюхцаяся цепная реакция. Экспериментальное определение критической загрузки необходимо для уточнения ее расчетного значения и последующего определения запаса реактивности при полной загрузке активной зоны технологическими каналами.
Для осуществления контроля за физическим пуском в корпус реактора помещаются датчики контрольно-измерительной аппаратуры. Поскольку диапазон изменения плотности потока нейтронов в процессе физического пуска реактора достигает 8—10 порядков, используется последовательный метод регистрации плотности потока нейтронов — в начале загрузки с помощью импульсной аппаратуры, датчиками которой являются пропорциональные счетчики нейтронов или импульсные камеры деления, а затем с использованием токовой аппаратуры, датчиками которой являются ионизационные камеры. Для увеличения надежности измерений каналы и той, и другой аппаратуры дублируются. К выходу одного из импульсных каналов через усилитель низкой частоты подключают динамик.
Счетчики нейтронов размещаются в свободных гильзах стержней СУЗ, максимально приближенных к центру активной зоны. Ионизационные камеры устанавливаются в незаполненных гнездах для технологических каналов также с максимально возможным приближением к центру. При загрузке каждой очередной партии каналов ионизационные камеры перемещаются на периферию вновь загруженной композиции. 
Начальная плотность потока нейтронов в активной зоне неработавшего реактора определяется Скоростью реакции спонтанного деления урана и наличием нейтронов космического излучения. Обе эти составляющие пренебрежимо малы, вследствие чего для получения, устойчивых показаний измерительной аппаратуры в центральную часть экранной сборки вводится искусственный источник нейтронов.
Каналы загружаются последовательно уменьшающимися партиями по спирали от центра активной зоны к периферии (рис. 7,1). Такая последовательность предусмотрена из соображений физической безопасности. В этом случае с приближением к критическому состоянию физический вес загружаемых технологических каналов постепенно уменьшается.
В гл. 3 указывалось, что плотность нейтронов в подкритическом реакторе определяется выражением
(7.1)
Рис. 7.1. Последовательность загрузки каналов в экранную сборку реактора


Рис. 7.2. Этапы построения кривой обратной скорости счета
где п0 — начальная плотность нейтронов, создаваемая искусственным источником.
Аналогичным выражением определяется и пропорциональная плотности нейтронов скорость счета, регистрируемая пересчетной установкой:
(7.2)
где Со — скорость счета в момент внесения источника.
Если построить графическую зависимость обратной относительной скорости Счета от числа загружаемых каналов (рис. 7.2), то с приближением к критическому состоянию (АЭф-^1) отношение Со/С будет стремиться к нулю. Эта закономерность используется при загрузке активной зоны для прогнозирования критического состояния реактора. Исходная точка на оси ординат Со/С/=1—это обратная скорость счета источника при отсутствии технологических каналов.
Первая партия N1 каналов, загружаемая согласно картограмме рис. 7.1 в центр экранной сборки, не должна превышать 1/3 расчетного критического числа каналов [!]• Пусть после этой первоначальной загрузки скорость счета составляет Си Тогда точка 2 на графике CofCt=f(Ni) будет иметь координаты {Со!Сi; W]), как показано на рис. 7.2. Через точки 1 и 2 проводят прямую до пересечения с осью абсцисс и получают ожидаемое значение критического числа каналов WKPi. Это значение приближенное, так как действительная зависимость обратной скорости счета от числа каналов в общем случае не является линейной.
В целях обеспечения физической безопасности число каналов, загружаемых в следующей партии, берут равным половине числа, недостающего до прогнозируемой критической загрузки. Согласно этому правилу во второй партии должно быть загружено Ш2 = 0,5 (УУкр, — Л^) каналов.
Каналы загружают по одному с выдержкой времени не менее 2 мин. Затем после загрузки всей партии АМ2 измеряют скорость счета С2 и на графике наносят точку 3 с координатами (С0/С2; ЛГ2), где JV2—Afi+AAf2. Через точки 2 и 3 проводят прямую до пересечения с осью абсцисс и определяют уточненное ожидаемое значение критического числа каналов AfKPl.

Рис. 7.3. Возможные формы кривой обратной скорости счета

Дальнейший процесс загрузки и построения кривой обратной скорости счета продолжается в соответствии с изложенной методикой. Разница заключается лишь в том, что в каждой последующей партии загружается не половина, а 1/4 часть недостающих до прогнозируемой критической загрузки каналов. При этом необходимо отметить, что измерение скорости счета после загрузки последнего канала очередной партии должно проводиться после установления плотности нейтронов, соответствующей данному значению &Эф. Практически промежуток времени между загрузкой последнего канала и началом отсчета берут равным 3— 5 мин.
Так как контроль за состоянием реактора проводится по двум пересчетным установкам, строятся две кривые обратной скорости счета. Число каналов, загружаемых в каждой партии, определяют по наименьшей прогнозируемой Критической загрузке.  Здесь следует указать на важное значение формы кривой обратной скорости счета для обеспечения ядерной безопасности. Возможные формы этой кривой представлены на рис. 7.3. Та или иная форма определяется взаимным расположением источника, ядерного топлива и счетчика нейтронов.
Если взаимное расположение источника и счетчика нейтронов таково, что при загрузке каналов между ними будет размещено достаточно большое количество делящегося вещества, то датчик будет регистрировать в основном не первичные нейтроны источника, а вторичные, появившиеся в результате деления ядерного топлива. В этом случае по мере загрузки реактора увеличение плотности нейтронов (вследствие их размножения) в месте расположения нейтронного счетчика будет значительным по сравнению с постоянной составляющей от источника и кривая обратной скорости счета по мере загрузки быстро пойдет вниз (кривая 1 на рис. 7.3). Экстраполяция кривой в промежуточных точках будет давать заниженные значения прогнозируемой критической загрузки, в результате чего подход к критическому состоянию будет относительно безопасным.
Если нейтронный счетчик расположен достаточна близко к источнику, то Он будет регистрировать в основном нейтроны источника. При загрузке активной зоны рост плотности нейтронов (вследствие их размножения) в месте расположения датчика будет малым по сравнению с постоянной составляющей от нейтронного источника. Поэтому увеличение скорости счета ло мере догрузки каналов вначале будет незначительным (кривая 2 на рис. 7.3), а экстраполяция кривой обратной скорости счета в промежуточных точках будет давать завышенные значения прогнозируемой критической загрузки. В связки с этим создается возможность добавления такого количества каналов, что система достигнет надкритического состояния с опасной степенью надкритичности.
Исходя из сказанного при выполнении физического пуска должна быть обеспечена безопасная форма кривой обратной скорости счета.
При достижении в процессе загрузки каналов значения коэффициента умножения CiiCo—25—30, что соответствует k3$— =0,96ч-0,97, каждая последующая загружаемая партия состоит из одного канала. Каналы вводятся медленно и осторожно, чтобы избежать чрезмерно большого и быстрого увеличения реактивности. После загрузки каждого канала снимаются отсчеты по обеим переучетным установкам и на оба графика обратной скорости счета наносятся соответствующие точки.
Когда до критической загрузки останется догрузить 1—2 канала, их загрузка осуществляется следующим образом. В активную зону опускают полностью один из стержней регулирования. Затем медленно загружают канал. После этого на слух по пересчетным установкам, а также по показаниям измерительной аппаратуры определяют состояние системы. Если после загрузки канала реактор не достиг критичности, то выход в критическое состояние осуществляется медленным ступенчатым извлечением погруженного регулятора. Стержень извлекают, в несколько приемов с выдержками времени между отдельными извлечениями не менее 2 мин. Если при полностью извлеченном стержне реактор не достигает критичности, то в такой же последовательности и при соблюдении тех же предосторожностей загружают еще один канал.
Критичность оценивается по признакам, рассмотренным в гл. 3. Если реактор находится в критическом состоянии, то при наличии источника в активной зоне плотность потока нейтронов непрерывно возрастает по линейному закону. После извлечения источника из критического реактора прирост нейтронов в системе -прекращается и плотность потока нейтронов устанавливается на постоянном уровне.

Рис. 7.4. Характер полученных при физическом пуске (сплошная линия) и уточненных (штриховая линия) кривых дифференциальной (/) и интегральной (2) эффективности КР

Рис. 7.5. Этапы построения кривой интегральной эффективности   АР при его градуировке методом разгона

Если же реактор находится в надкритическом состоянии, то даже после извлечения источника плотность потока нейтронов, будет непрерывно возрастать по экспоненциальному закону. В реакторе, находящемся в подкритическом состоянии, после извлечения источника плотность потока нейтронов убывает.
По окончании определения критической загрузки реактор переводится в под критическое состояние опусканием КР, после чего продолжается догрузка активной зоны.
Догрузка технологических каналов до полного комплекта. Дальнейшая догрузка технологических каналов проводится партиями, размер которых выбирается с таким расчетом, чтобы после загрузки очередной партии критическое положение КР смещалось вниз на 40—60 мм.
После каждой догрузки медленно поднимают КР до критического положения и измеряют ее дифференциальную эффективность с использованием описанного в § 7*2 метода разгона. По результатам таких измерений строят кривую дифференциальной эффективности КР (рис. 7.4).
Поскольку измерения dpKpjdZ во всех промежуточных точках производятся не при полной загрузке экранной сборки, построенная в процессе физического пуска зависимость не будет в точности совпадать с ходом фактической кривой {dpKPldZ) =f(Z), необходимой при эксплуатации реактора. Для уточнения полученной при физическом пуске кривой дифференциальной эффективности КР можно рекомендовать следующую пересчет ную формулу:
(7.3)
где (dpKPjdZ) п — дифференциальная эффективность КР при переМ  вщении ее в активной зоне с п каналами; Rn, Яполн — радиусы 368
активной зоны при п загруженных каналах и при полной загрузке соответственно; 6б —боковая эффективная добавка.
В результате численного интегрирования функции dpKpjdZ*= =/(Z) строится кривая интегральной эффективности компенсирующей решетки рКр—f{Z). На рис. 7.4 показаны две такие кривые— экспериментальная и уточненная..
Критическое положение КР при полной загрузке всех каналов №Ро) является пусковым положением для первого эксплуатационного пуска реактора. Оперативный запас реактивности роп определяется с использованием кривой интегральной эффективности КР, как показано на рис. 7.4.



 
« Федеральная программа США по ветроэнергетике   Экологические аспекты внедрения газотурбинных технологий в Башкирэнерго »
электрические сети