При работе реактора система централизованного контроля «Скала» с заданной периодичностью производит расчеты, определяя распределение энерговыделений и на этой основе – мощность в каждом технологическом канале NТК i, линейные нагрузки твэлов и коэффициент запаса до кризиса теплообмена. Результаты расчета оперативно выводятся оператору. Соответственно полная мощность реактора рассчитывается этой же программой как: NР = ΣNТК i
Определение тепловой мощности реактора БН.
Тепловая мощность реактора БН-350 определялась также методом теплового баланса по параметрам третьего – пароводяного – контура. Уравнения баланса практически аналогичны приведенным выше для ВВЭР. Оперативная оценка осуществлялась по второму – натриевому – контуру, но значение расхода натрия по каждой петле заранее определялось по балансу по третьему контуру и выдавалась сменному персоналу в виде цифры. Регламент предусматривал оперативное определение мощности 1 раз в смену.
Аналогично определяется мощность блока БН-600.
Стояночные режимы РУ и турбогенератора, включая ремонтные режимы.
Требования к стояночным режимам:
· только для перезагрузки или ремонта;
· должна быть обеспеченна безопасность;
· должен быть контроль подкритичности;
· контроль радиоактивности;
· отвод остаточного тепла;
· оборудование должно быть в том состоянии, что бы удобно было выполнить работу ради которой останавливали блок.
Стояночное режимы ВВЭР.
Холодный останов (считается наиболее безопасным):
· первый контур уплотнён
· температура I контура 20-70 °С ниже температуры критической хрупкости, для нового контура 90 °С, увеличивается до 130 °С по истечении 30 лет.
· PI меньше 35 атм.
· ОР СУЗ на нижних концевиках
· С(H3BO3) стояночная или перегрузочная
· отвод тепла от активной зоны естественной циркуляцией, от контура 1 каналом САПР еще 1 должен быть готов к работе, сплинклерная система и система аварийного ввода бора тоже готовы.
Горячий останов:
· в процессе пуска блока при разогреве 1 контура до номинальных параметров при подкритическом реакторе;
· при плановом останове блока после снижения мощности и глушения реактора;
· при срабатывании аварийной защиты реактора с переводом реактора в подкритическое состояние.
Горячий останов характеризуется следующим состоянием систем и оборудования блока:
· первый контур уплотнен
· ОР СУЗ на нижних концевиках
· температура первого контура 265-280 °С
· давление в 1 контуре рабочие, второй контур от 50 до 62 атм.
· работают 2-4 ГЦН и 2-4 ПГ в паровом режиме, отвод тепла от 1 контура осуществляется через ПГ со сбросом пара в конденсатор турбины или специальный технологический конденсатор.
· С(H3BO3) стояночная, текущая или перегрузочная.
Режим «останов для перегрузки»:
· первый контур разуплотнен;
· реактор подкритичен, все ОР СУЗ введены в активную зону и расцеплены со своими приводами;
· удалены верхний блок (ВБ) и блок защитных труб (БЗТ);
· шахта реактора и бассейны выдержки и перегрузки объединены и заполнены раствором НзВОз с концентрацией 16 г/кг;
· температура теплоносителя на выходе из ТВС менее 70 °С.
· Отвод тепла через САПР
Режим «останов для ремонта» значительно менее определен и зависит в значительной мере от вида ремонта, который предстоит проводить.
· реактор подкритичен;
· С(H3BO3) не менее 16 г/кг при останове на перегрузку или не менее стояночной при любом другом останове;
· температура металла 1 контура ниже температуры хладноломкости;
· давление в контурах равно атмосферному;
· уровень в реакторе ниже главного разъема реактора, но не ниже уровня оси «холодных» патрубков реактора.
Текущая концентрация – это концентрация при работе реактора на мощности, соответствующая критическому состоянию реактора в данный момент кампании. По длине кампании по мере выгорания топлива эта концентрация постоянно снижается от примерно 7 г/кг в начале до почти нулевой в конце, но поддерживается такой, чтобы нижние концы стержней рабочей группы ОР СУЗ находились в диапазоне 70-90% высоты зоны.
Стояночная концентрация – это концентрация, которая при проведении ядерно-опасных работ (например, при выполнении ремонта на первом контуре, но не перегрузки) должна обеспечить надежную подкритичность остановленного реактора в том состоянии, в котором он будет находиться с учетом возможного расхолаживания, разотравления и т.п.
Как указано выше, при проведении любых ядерно-опасных работ подкритичность остановленного реактора ВВЭР должна быть не менее 0,02 Δk/k (без учета погруженных стержней СУЗ) для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения. Естественно, что в конце кампании, когда топливо выгорело, а запас реактивности заметно снизился или вообще отсутствует, безопасная подкритичность остановленного реактора может быть обеспечена при более низких стояночных концентрациях борной кислоты, чем в начале кампании. Кроме того, стояночная концентрация зависит от текущей температуры теплоносителя и времени, прошедшего после остановки реактора (отравления, разотравления). Значения стояночной концентрации выдаются оперативному персоналу в виде графика в зависимости от указанных величин.
Перегрузочная концентрация (концентрация, которая поддерживается при перегрузке реактора) составляет 16 г/кг.
При установлении этой величины по сравнению со стояночной концентрацией учтено увеличение реактивности при загрузке свежего топлива (примерно 0,09 Δk/k), а также запас, гарантирующий безопасность реактора в случае возможных ошибок.
