Условия пуска реактора. (12)

Последним этапом подготовки к пуску реактора должно быть определение расчетным путем критической концентрации борной кислоты в теплоносителе 1го контура с учетом текущей и ожидаемой температур в момент пуска. Под термином стояночная концентрация подразумевают такую концентрацию кислоты в теплоносителе, когда реактор будет оставаться в подкритике при полностью извлеченных стержнях СУЗ, те все группы подняты до срабатывания верхних концевиков.

Стояночная концентрация – 16г/кг, реактор находится в глубоко подкритическом состоянии. Одной из важнейших задач физического пуска является определение критической загрузки реактора, т.е. того минимального числа рабочих каналов, при котором в активной зоне, заполненной замедлителем, начинается самоподдерживающаяся цепная реакция деления (все СУЗ подняты до концевиков, 10 группа на 50-60%).

Многообразие возможных исходных состояний можно разделить на 3 случая

1. Текущее значение концентрации меньше рассчитанной

2. Текущее значение концентрации равно рассчитанной

3. Текущее значение концентрации больше рассчитанной

В первом случае подъем в критику произойдет при промежуточном положении одной из групп кассет СУЗ, и оператор должен рассчитать новое критическое положение группы СУЗ для текущей концентрации борной кислоты.

Во втором случае необходимо помнить, что существует погрешность, которая по требованию ЯБ должна учитываться как величина, уменьшающая подкритичность ЯР. Те расчет ведется так же, как и в первом случае: рассчитывается некоторое промежуточное критическое положение 10 ОР СУЗ.

При пуске реактора первый контур разогревают до 260—280 °C главными циркуляционными насосами, а также остаточным тепловыделением топлива и электронагревателями компенсатора давления. Затем поочерёдно поднимают все группы СУЗ в регламентное положение и с помощью водообмена снижают концентрацию борной кислоты в контуре. Так как в реакторе всегда (кроме первого пуска) имеется топливо, уже вступавшее в реакцию и являющееся мощным источником нейтронов из-за накопленных осколков деления, цепная реакция разовьётся самостоятельно при уменьшении подкритичности до нуля. По мере приближения реактора к критическому состоянию нейтронная мощность нарастает быстрее при постоянной скорости увеличения реактивности.

В случае уменьшения периода разгона до опасных величин произойдёт срабатывание предупредительной или аварийной защиты, поэтому высвобождение реактивности производят уменьшающимися по мере приближения к критическому состоянию сериями одинаковых порций с выдержкой времени между каждой из них. Когда при очередном высвобождении реактивности подкритическая мощность возрастает в два раза, следующее такое же высвобождение переведёт реактор в критическое состояние. Действия персонала при этом основаны на предварительных расчётах пусковой концентрации борной кислоты и отталкиваются от показаний датчиков нейтронной мощности и периода, а также специальных приборов, реактиметров, алгоритм расчёта реактивности в которых основан на формуле обращённого решения уравнений кинетики.

Для аварийных режимов, режимов пуска и расхолаживания предусмотрены вспомогательные питательные электронасосы.

С точки зрения особенностей управления все возможные состояния ядерного реактора можно разделить на три

1. группы:

2. пуск,

3. работа на мощности и выключение.

Пуском реактора называется приведение его в критическое состояние и последующее увеличение мощности до заданного уровня. Различают первый, или физический, и эксплуатационные пуски реактора.

Физический пуск реактора. Первый пуск реактора связан с обширными испытаниями и измерениями, имеющими целью определение всех необходимых его характеристик. Так как нейтронно-физические характеристики, получаемые расчетным путем в процессе проектирования, не являются достаточно надежными и требуют экспериментального уточнения, то в процессе физического пуска производится широкий круг физических измерений, направленных на определение и уточнение различных физических параметров реактора. Программа первого пуска разрабатывается с учетом особенностей ядерного реактора и энергетической установки.

Обычно программа предусматривает определение физических характеристик реактора (критическое состояние, запас реактивности, распределение нейтронного потока, температурные эффекты и т.д.), градуировку управляющих органов, определение теплотехнических характеристик реактора, измерения эффективности биологической защиты и т.д.

В процессе пуска необходимо контролировать:

1) нейтр. поток в а.з. (N)

2) скорость наростания нейтр. Протока (Т Я.Р.)

3) параметры теплоносителя, температура, давление

4) изменение активности теплоносителя

5) положение органов СУЗ ВВЭР, концентрация борной кислоты

Пуск Р. может производиться:

1) Пуск Р. на свежем топливе

2) Пуск после перегрузки топлива

3) пуск после останова э/б без перегрузки

Программа физ. пуска:

1) загрузка Р. ЯД топливом до крит. сост. До полного раб. комплекта

2) вывод Р. в критическое состояние

3) экспериментальное определение нейтронно-физических и теплотехнических характеристик

Этапы пуска э/б ВВЭР

1. Подготовка РУ и к пуску

2. Холодный пуск Р., проведение экспериментов

3. Горячий пуск (разогрев теплоносителя 1к с помощью эл нагревателей КД и ГЦН)

4. гидравлические испытания на плотность оборудования

5. Энергетический пуск ЯР

6. подготовка основного, вспомогательного оборудования ПТУ

7. прогрев паропроводов до турбины

8. пуск ТА выход на хх

9. Контроль и испытания ТА

10. Вкл. Генератора в сеть

11. Ступенчатый набор нагр.

20. Заполнение ГЦК и гидроиспытания на 35 кг/см².