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

Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ - 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

Обеспечение ядерной безопасности при пуске. Ядерная безопасность реактора количественно определяется как вероятность того, что в процессе его эксплуатации не будет иметь места неуправляемое увеличение мощности, а при возникновении аварийных ситуаций развитие цепной реакции деления будет прекращено с исключением возможности последующего самопроизвольного достижения критичности. При пуске необходимая ядерная безопасность обеспечивается за счет следующих условий:
возможности контроля плотности потока нейтронов при подъеме органов компенсации реактивности в  пусковое положение
Якр и точности расчета этого положения (при отсутствии контроля в некотором диапазоне плотностей потока нейтронов с учетом возможной погрешности определения Я к р безопасность обеспечивается за счет строгого соблюдения заданной программы ступенчатого подъема органов компенсации);
конструкционных мероприятий, главными из которых являются надежность пусковой аппаратуры и системы АЗ, а также правильный выбор эффективности органов управления;

высокого уровня профессиональной подготовки обслуживающего персонала.
Одной из сложных проблем ядерной безопасности при пуске реактора является обеспечение контроля за плотностью потока нейтронов во всем диапазоне ее изменения при достаточной надежности пусковой аппаратуры. Сложность этой проблемы объясняется низким уровнем плотности потока нейтронов в остановленном реакторе и большим диапазоном изменения Ф при увеличении мощности до номинальной.
Уровень плотности потока нейтронов в остановленном реакторе определяется составом активной зоны и предысторией его эксплуатации. В отношении состава активной зоны наибольший интерес представляет количество содержащихся в ней бериллия и  дейтерия, так как при наличии мощного v-излучения, обусловленного радиоактивностью накопившихся продуктов деления, входящие в состав активной зоны бериллий и дейтерий выполняют роль фотонейтронных источников. Дейтерий содержится в обычной, воде в количестве примерно 200 г на тонну, а бериллий может вводиться в активную зону специально для увеличения плотности нейтронов в остановленном реакторе. Выбор именно этих элементов в качестве фотонейтронных источников обусловлен тем, что у них малы энергии связи нейтронов в ядре. Так, для осуществления реакции (у, п) на дейтерии

требуется v-квант энергией около 2,1 МэВ, а для осуществления такой же реакции на бериллии

необходим v-квант энергией около 1,7 МэВ. Эти энергии меньше энергии у-излучения значительного количества образующихся при делении радиоактивных нуклидов.
Предыстория работы реактора перед его остановкой сказывается на мощности фотонейтронного источника вследствие того, что интенсивность генерации фотонейтронов пропорциональна уровню у-фона в активной зоне, который тем больше, чем больше энерговыработка реактора и чем меньше времени прошло с момента его последней остановки. При длительных стоянках водо-водяного реактора, даже при наличии в активной зоне бериллия, значение Ф может снизиться до 103—105 нейтр/(см2/с), что на 8—10 порядков меньше плотности потока нейтронов при работе реактора на номинальной мощности. Этот чрезвычайно большой диапазон изменения и низкий исходный уровень Ф представляют наибольшую сложность* в организации постоянного контроля плотности потока нейтронов при пусках реактора.

* О сложности создания подобного прибора можно судить по весам, пригодным для взвешивания грузов массой от долей грамма до нескольких тысяч тонн.

Известно, что для измерения Ф в реакторе используется токовая и импульсная аппаратура. Датчиками токовой аппаратуры традиционно являются у-компенсированные ионизационные камеры, а датчиками импульсной аппаратуры — пропорциональные счетчики нейтронов или импульсные камеры деления.
Компенсация ионизационных камер требует тщательной настройки, но даже при этих условиях в существующих конструкции ях камер не удается добиться более чем 1000-кратной дискриминации тока от регистрации у-кванто&. Это приводит к тому, что при исходной плотности потока нейтронов 103—105 нейтр/(см2*с) и соответствующей этому уровню мощности экспозиционной дозы -у-излучения 104—105 Р/ч сила тока от регистрации у-квантов превышает силу тока от регистрации нейтронов, вследствие чего токовые каналы измерения при низких плотностях потока нейтронов, становятся неработоспособными. Вторым недостатком ионизационных камер является относительно небольшой диапазон измеряемых мощностей. Обычная пусковая аппаратура способна регистрировать изменение плотности потока нейтронов на четыре порядка т.
Не свободны от недостатков и импульсные измерительные каналы — они надежно регистрируют малые плотности потока нейтронов, но при выходе реактора на мощности, близкие к энергетическому уровню, не могут быть использованы вследствие наступающего при этом насыщений по разрешающей способности.
Из сказанного следует, что для перекрытия всего диапазона изменения мощности реактора от
необходимо использовать три измерительных канала: в диапазоне от— импульсный канал, а при более высоких мощностях — два токовых канала (пусковой —примерно до 0,05 WP ном  и рабочий — примерно до 2WP ном). При этом диапазоны измерений всех названных каналов должны несколько перекрывать друг друга на границах.
Использование двух токовых каналов не вызывает принципиальных затруднений. Что же касается пусковых счетчиков импульсной аппаратуры, то на энергетических уровнях мощности их необходимо удалять во избежание выхода из строя под действием мощных излучений. Поскольку это усложняет эксплуатацию и снижает надежность аппаратуры, часто отказываются от импульсных измерительных каналов и при пуске реактора проходят соответствующий диапазон изменения плотности потока нейтронов «вслепую».
В последнее время интенсивно ведутся работы по созданию детекторов, пригодных для регистрации плотности потока нейтронов в широком диапазоне его изменения. Использование таких детекторов при пуске энергетических реакторов повысило бы ядерную безопасность и упростило бы процедуру пуска.

Пуск ядерного реактора.

Пуском реактора называется вывод его в критическое состояние при минимально контролируемом уровне мощности (МКУМ). При этом под минимально контроли-
руемым понимают такой уровень мощности, при котором обеспечивается необходимая точность измерения и поддержания постоянной плотности потока нейтронов. Обычно> IT ном.
Непосредственно перед пуском реактора оператор должен еще раз убедиться в том, что включены все механизмы и системы, обеспечивающие безопасность выхода в критическое состояние:
поданы все виды электропитания;
приборы контроля мощности включены на самые чувствительные диапазоны;
включены канал АЗ по минимальному периоду и все остальные каналы АЗ;  
включена система дозиметрического контроля;
работают насосы первого, третьего и четвертого контуров.
Пуск реактора начинается с подъема стержней АЗ. Стержни АЗ взводят поочередно с установленной выдержкой после подъема каждой группы. Когда все группы АЗ взведены, поочередно поднимают в крайнее верхнее положение стержни АР (также с установленной выдержкой после подъема каждой группы).
Говоря о перемещении поглотителей, следует обратить внимание на необходимость осуществления при этом постоянного контроля за мощностью реактора не только по приборам, измеряющим плотность потока нейтронов, но и по приборам теплотехнического контроля.
После взвода всех стержней АЗ и АР следует приступить к подъему органов компенсации реактивности (будем считать, что в данном случае используется КР). При этом возможны два исходных   состояния: плотность потока нейтронов регистрируется пусковой аппаратурой и плотность потока нейтронов не регистрируется пусковой аппаратурой.
Если контроль Ф обеспечен, то процедура выхода в критическое состояние существенно упрощается. При известной дифференциальной эффективности КР можно постоянно оценивать степень подкритичности по мере подъема КР. Так как в соответствии с определением подкритического коэффициента умножения
— степень подкритичности в момент, когда было зарегистрировано установившееся значение плотности потока нейтронов Ф(), то для любых двух состояний реактора, различающихся значением подкритичности на, можно записать равенство

Отсюда следует, что
(8.U)
Используя это равенство, можно оценить степень подкритичности в любой момент пуска. Например, если при подъеме КР на несколько миллиметров (ЛЯ) высвобождена реактивность Дркр и после этого зарегистрировано удвоение плотности потока нейтронов, то для выхода в критическое состояние необходимо поднять КР еще на ДН;

Рис. 8.8. Влияние программы подъема КР на зафиксированный период разгона реактора
Сложенее проходит пуск при отсутствии контроля за плотностью потока нейтронов. В этом случае рассчитывается специальная программа подъема КР, предусматривающая возможную погрешность при вычислении #*кр* Пример подобной программы приведен в половину расстояния до критического положения проходят без выдержек между шагами КР;
половину оставшегося расстояния проходят с выдержками, обеспечивающими высвобождение реактивности со скоростью в 1,5—1,8 раза больше расчетной безопасной вблизи остаток расстояния проходят с увеличенными выдержками, соответствующими расчетной безопасной скорости высвобождения реактивности.
Основным критерием при выборе безопасной скорости является недопустимость периода разгона реактора менее 10 с. Иллюстрация того, как зафиксированный.период разгона реактора при пуске зависит от времени выдержек между шагами подъема КР» представлена на рис. 8.8. В первом случае после каждого шага КР (продолжительностью по ?д секунд) делалась выдержка на время /Вж. При этом, несмотря на то что на предпоследнем шаге  реактор стал надкритическим, плотность потока нейтронов за время               не успела достигнуть порога чувствительности (Фп.ч)
пусковой аппаратуры, в результате чего был сделан еще один шаг и реактор стал разгоняться с периодом Те , который через некоторое время был зарегистрирован. Если при прочих равных условиях увеличить время выдержек между шагами КР с /в до    то пусковая аппаратура зарегистрировала бы рост
плотности потока нейтронов при меньшей (на величину физического веса одного шага КР) надкритичности и при большем периоде.
Подъем КР по заданной программе осуществляется при  самом тщательном контроле показаний всех приборов, прямо или косвенно связанных с изменением плотности потока нейтронов. Извлечение КР прекращают при выходе на    показания пускового прибора контроля мощности. Вслед за этим фиксируют критическое состояние реактора опусканием КР вплоть до полного прекращения разгона и стабилизации показаний пусковой аппаратуры на некотором (несущественно, каком   именно) минимально контролируемом уровне. На этом заканчивается пуск реактора, после чего нужно записать значения всех параметров, необходимых для расчета пускового положения КР при очередном пуске реактора.
В заключение следует сказать, чТо время пуска существенно зависит от положения нижних концевых выключателей двигателя КР. Поэтому, если в процессе кампании расстояние от нижних концевых выключателей до пускового положения КР станет таким, что подкритичность, вводимая КР, заметно превысит требуемый запас подкритичности, концевые выключатели можно переместить вверх до установления начального соотношения между названными величинами.

Разогрев ЯППУ.

Различают два вида разогрева ЯППУ — безъядерный, или разогрев от постороннего источника, и ядерный, т. е. разогрев собственным теплом при работе реактора на мощности, равной (0,03-i-0,08) WpHOM.
Безъядерный разогрев может осуществляться за счет подачи пара в ПГ по второму контуру с одновременной работой всех циркуляционных насосов первого контура при отключенных фильтрах и холодильниках системы очистки теплоносителя. Этот вид разогрева может применяться для ускорения ввода энергетической установки за счет разогрева реактора в период приготовления к пуску и пуска* для экспериментального определения кривой плотностного температурного эффекта реактивности (ядерный эффект при этом исключается), а также для первой настройки приборов контроля мощности посредством сопоставления скоростей разогрева своим теплом и от постороннего источника.

* При этом должна быть внесена соответствующая коррекция в расчет критического положения КР.

В этом случае количество тепла, передаваемого в единицу времени в ПГ, определяется через расход и параметры греющей среды по уравнению теплового баланса, а мощность (в ваттах), затрачиваемая на подогрев теплоносителя насосом, вычисляется с использованием зависимости
W=277GAp,             (8.12)
где G — расход теплоносителя в циркуляционной петле, м3/ч; Ар — давление на выходе насоса, МПа.
Для осуществления ядерного разогрева реактора его мощность должна быть увеличена от минимально контролируемого уровня примерно до 0,03^рном. Для этого за счет подъема КР на несколько миллиметров создается надкритичность, обеспечивающая период разгона реактора не менее 30 с. При достижении мощности около 0,03 W ряом КР опускают до полной стабилизации мощности на заданном уровне, включают систему автоматического поддержания заданной мощности и начинают разогрев реакт тора.
Мощность разогрева, равная 0,03 l W P ном, выбрана ориентировочно. В каждом конкретном случае эта величина определяется установленной скоростью разогрева и номинальной мощностью реактора. В свою очередь установленная скорость разогрева определяется конструкционными особенностями ЯППУ, в частности реактора. Предельное значение этой скорости ограничено допустимыми термическими напряжениями, возникающими в элементах конструкций реактора при его разогреве. Так, для реактора атомного судна «Саванна» была установлена скорость разогрева 100 °С/ч.
По мере разогрева реактора оператор должен компенсировать изменение реактивности, обусловленное температурным эффектом. При этом для поддержания постоянной установленной скорости разогрева мощность необходимо постепенно увеличивать, восполняя этим потери тепла, возрастающие одновременно с увеличением температуры теплоносителя. Указанная операция может осуществляться и автоматически, если система управления реактора имеет в своем составе программное устройство разогрева.
После начала парообразования в ПГ пар принимается на конденсатор паротурбинной установки. По мере выпаривания воды начинается подпитка ПГ по второму контуру при расходе питательной воды 2—3% номинального. В этот период оператор должен особенно тщательно контролировать постоянство скорости разогрева и вовремя изменять мощность реактора.
В случае необходимости увеличения расхода теплоносителя в процессе разогрева операцию эту желательно проводить при минимально возможном значении ТКР, чтобы исключить значительные изменения мощности реактора при неизбежном снижении средней температуры теплоносителя в момент увеличения циркуляции.
Заканчивается режим разогрева выходом на номинальную среднюю температуру теплоносителя при расчетных значениях давления и уровня теплоносителя в КО.



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