ФИЛОСОФИЯ 5 страница

- увеличение мощности источника нейтронов до уровня, контролируемого пусковой аппаратурой. При физическом пуске для используется мощный источник нейтронов. При очередных пусках для увеличения потока нейтронов используют Be в материалах активной зоны (используется (γ, n)-реакция на Be);

- использование специальной программы пуска, при которой мощность после перехода реактора в надкритическое состояние успеет увеличиться до МКУМ раньше, чем будет высвобождена опасная реактивность. Она предусматривает шаговый подъём компенсирующих органов с выдержкой времени между шагами.

Для повышения безопасности пуска выбирают шаг подъёма КР и время выдержки после каждого шага. Шаг подъёма КР выбран таким, чтобы в надкритическом состоянии ему соответствовал допустимый период разгона реактора — ρ = 0.1 % ≈ 0.15 β_эф, Т₂ > 20 сек.

Время выдержки между шагами подъёма должен быть больше времени установления подкритического потока нейтронов после высвобождения реактивности.

Программа пуска включает в себя следующие элементы:

- комплексная проверка;

- расчёт критического положения КР, предельной высоты подъёма КР, программы подъёма КР;

- взвод АЗ;

- подъём резервных АР на ВКВ;

- установка рабочих АР в среднее по эффективности положение;

- 50 % хода ПКР от УП = 800 до выполняют без выдержки времени;

- 30 % хода ПКР от УП = 800 до выполняют двойными шагами с выдержкой в 2 минуты;

- 20 % хода ПКР от УП = 800 до выполняют шагами с выдержкой в 3 минуты;

- ЦКР при необходимости поднимают двойными шагами с выдержкой в 2 минуты;

- при < 400 на высоте по УП < 400 время выдержки ПКР уменьшают в 2 раза (см. дифференциальную характеристику ПКР);

- рассогласование частей ПКР не более 20 мм;

- если при достижении реактор не перешёл в критическое или надкритическое состояние, продолжают подъём ПКР до предельной высоты . Если и при этом критичность не будет достигнута, делают выдержку в 10 минут, возвращают ПКР на 1 стадию подъёма назад (20 % хода до ), проверяют технические средства, расчёт и повторяют ввод.

При пуске производится контроль периода разгона, указателя мощности, температуры, давления и уровня в компенсаторах объёма (КО).

Контроль мощности считается надёжным при показаниях линейного указателя мощности более 5 * 10^-4 % N_ном и при отклонениях периодомера.

Предельная высота подъёма рассчитывается из соображений создания дополнительной реактивности, равной 0.25 % ≈ 0.35 * β_эф.

После выхода на МКУМ и компенсации реактора (стабилизации уровня мощности) на этом уровне записывают положение КР, АР, параметры 1 контура (давление, температура, уровень КО). Аккуратность при фиксации этих параметров даёт возможность правильно уточнить параметры реактора, влияющие на его безопасную эксплуатацию.

Действительное критическое положение — это положение КР при выполнении следующих условий после пуска холодного разотравленного реактора:

- все АР на ВКВ;

- Т₂ = ∞.

Организация расчёта, проверки и утверждения пускового положения и программы подъёма:

- расчёт пускового положения и программы подъёма производится КГДУ;

- расчёт пускового положения и программы подъёма проверяется КДД-1;

- расчёт пускового положения и программы подъёма утверждается командиром БЧ-5.

Пуск реактора может быть ускоренным. Перед ускоренным пуском должен быть сделан контрольный выход на МКУ для определения (подтверждения правильности расчётов) , после чего реактор останавливают.

При ускоренном пуске действуют следующим образом:

- уточняют на изменение запаса реактивности относительно контрольного пуска, если это необходимо;

- до подкритичности 0.5 %, определяемой по интегральной характеристике ПКР, ПКР поднимают без выдержки времени;

- если > 400 мм по УП, то до предельной высоты ПКР поднимают шагами с выдержкой времени 3 минуты между ними;

- если < 400 мм по УП, то до предельной высоты ПКР поднимают двойными шагами с выдержкой времени 3 минуты между ними.

При пуске реактора после срабатывания АЗ и последующем подхвате ПКР действуют следующим образом:

- до подкритичности 1 % ПКР поднимают тройными шагами с выдержкой времени 1 минута;

- до ПКР поднимают одиночными шагами с выдержкой времени 1 минута.

При всех вариантах пусков при выходе пусковой аппаратуры на показания ПКР поднимают шагами с выдержкой времени, достаточной для оценки состояния реактора по периодомеру.

Расчёт критического положения

Характеристика методики расчёта критического положения

Активная зона реактора является зоной протекания и управления цепной ядерной реакции. Конструкция активной зоны как раз и определяется тем, чтобы в ней цепная ядерная реакция происходить могла и при этом являлась управляемой. Важнейшими характеристиками активной зоны являются коэффициент размножения нейтронов и реактивность (запас реактивности). Зная, как реактивность зависит от положения органов регулирования ядерной реакцией, можно определить их критическое положение.

Условия протекания и управления цепной ядерной реакцией зависят от огромного множества других параметров, определяются предварительными расчётами, пробами на опытных образцах и во время загрузки активной зоны топливом. При этом условия протекания и управления ЦЯРД изменяются во времени под воздействием физических процессов, протекающих в активной зоне.

В реальной обстановке многие параметры, определяющие свойства активной зоны, оператору неизвестны, да и вести по ним расчёт критического положения органов регулирования ЦЯРД на практике невозможно.

Поэтому используется способ расчёта критического положения по отклонению его от предыдущего критического положения, проверенного на практике. Первое значение критического положения определяется при загрузке активной зоны и физическом пуске реактора. При каждом последующем пуске рассчитывается и уточняется новое критическое положение, учитывающее отклонение теперешнего критического положения от предыдущего, произошедшее за счёт влияния физических процессов, протекавших в реакторе.

Такой способ расчёта критического положения органов регулирования можно проиллюстрировать формулой:

, где

- — рассчитываемое критическое положение органов регулирования;

- — критическое положение органов регулирования в предыдущем пуске;

- — изменение критического положения органов регулирования за счёт влияния физических процессов, протекавших в активной зоне между предыдущим и настоящим пуском.

Поскольку положение органов регулирования реактора взаимосвязано с реактивностью реактора, эту формулу можно представить в следующем виде:

, где

- — запас реактивности, компенсируемый органами регулирования, соответствующий ;

- — изменение запаса реактивности реактора с момента предыдущего пуска до настоящего момента, обусловленное физическими процессами в реакторе.

Изменение запаса реактивности реактора с момента предыдущего пуска можно представить в виде суммы изменений реактивности реактора, обусловленных разными физическими процессами, протекающими в реакторе:

, где

- — изменение запаса реактивности в зависимости от энерговыработки (кампании);

- — изменение запаса реактивности, обусловленное стационарным и нестационарным отравлением Sm;

- — изменение запаса реактивности, обусловленное отравлением Xe;

- — изменение запаса реактивности, обусловленное температурным эффектом;

- — изменение запаса реактивности, обусловленное изменением в положении стержней АР.

Методика расчёта изменения запаса реактивности вследствие отравления Xe и Sm, а также изменения запаса реактивности в зависимости от энерговыработки учитывает ценность запаздывающих нейтронов γ = 1.1 (то есть , , уже умножены на γ).

Методика расчёта изменения запаса реактивности вследствие температурного эффекта и изменения положения стержней АР не учитывает ценности запаздывающих нейтронов γ (то есть и на γ не умножены).

Поэтому, чтобы получить суммарное изменение запаса реактивности без учёта ценности запаздывающих нейтронов, значения , и следует разделить на γ = 1.1, или домножить на (1/γ) = 0.9. Тогда предыдущая формула приобретает вид:

Особое внимание следует обратить на знаки , , , и . Во всех случаях правильный знак изменения запаса реактивности получается, когда из текущего значения запаса реактивности вычитается значение запаса реактивности в предыдущем пуске.

Ошибка в знаке или его слагаемых приводит к следующим последствиям:

- если вместо + взят -: расчётное критическое положение оказывается выше фактического, поэтому при пуске реактора существует опасность неконтролируемого выхода на мощность;

- если вместо - взят +: расчётное критическое положение оказывается ниже фактического, поэтому при пуске реактора критического положения достичь не удастся, что повлечёт за собой необходимость повторного пуска после проверки расчёта и аппаратуры.

Также надо обратить внимание на единицы измерения слагаемых. Величины , , и рассчитываются по графикам и формулам в процентах. Величина , рассчитываемая по формуле , в зависимости от значений B и D, может быть получена как в процентах, так и в абсолютных единицах (и тогда должна быть переведена в проценты). Если значения B и D во всей таблице не превышают 1.0, то ρ_Xe рассчитывается а абсолютных единицах и должно быть пересчитано в проценты. Если значения B и D в таблице превышают 1.0, то ρ_Xe рассчитывается в процентах.

Суммарное изменение запаса реактивности должно быть рассчитано в процентах.

Методика расчёта критического положения и предельной высоты подъёма ПКР

1. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от энерговыработки — .

Определить изменение запаса реактивности можно по формуле , где и определяются по кривой энерговыработки.

На горизонтальной оси откладывают два значения энерговыработки — на текущий момент и момент предыдущего пуска — и определяют запасы реактивности в эти моменты. Вычитая запас реактивности на момент предыдущего пуска () из запаса реактивности на настоящий момент (), получаем требуемую величину, измеренную в процентах.

2. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от отравления Xe —

По таблицам зависимости величин B и D от N₁ (средней мощности реактора за 30 часов перед остановкой) и Q (энерговыработки), а также величин и от (времени после остановки реактора), определяем отравление реактора Xe в настоящий момент по формуле . Не забудьте перевести в проценты.

Из расчёта отравления Xe, сделанного в момент предыдущего пуска, выпишите значение .

Определите требуемую величину по формуле . Значение измеряется в процентах.

3. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от стационарного отравления Sm —

На графике отравления Sm в зависимости от энерговыработки на горизонтальной оси откладывают значение энерговыработки на настоящий момент и определяют стационарное отравление Sm в настоящий момент . Из предыдущего расчёта критического положения выписывают стационарное отравление Sm в момент предыдущего пуска . По формуле определяют требуемую величину. Величина определена в процентах.

4. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от нестационарного отравления Sm —

Зная среднюю мощность реактора за 7 суток перед остановкой , энерговыработку и время после остановки реактора по формуле определяем нестационарное отравление Sm в настоящий момент. Сомножители и определяются по графикам. Из предыдущего расчёта критического положения выписывают нестационарное отравление Sm в момент предыдущего пуска .

Требуемая величина определяется по формуле и выражается в процентах.

5. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от средней температуры теплоносителя —

На горизонтальной оси графика температурного эффекта откладываем значения средней температуры 1 контура в настоящий момент и в момент предыдущего пуска. Затем по графику определяем значения запаса реактивности в настоящий момент () и в момент предыдущего пуска (). Определить изменение запаса реактивности можно по формуле .

6. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от положения стержней АР —

На горизонтальной оси графика интегральной характеристики одной группы стержней АР откладываем её положение в настоящий момент и определяем запас реактивности. То же повторяем для другой группы стержней АР. Суммируем их влияние на запас реактивности реактора и получаем . Из предыдущего расчёта критического положения выписываем . По формуле определяем искомую величину.

На практике положение групп стержней АР при пуске реактора всегда одинаково — одна группа на ВКВ, другая в среднем по эффективности положении, поэтому .

7. Определение суммарного изменения запаса реактивности —

По формуле определяем искомую величину.

Если , то текущее критическое положение окажется ниже предыдущего.

Если , то текущее критическое положение окажется выше предыдущего.

8. Определение предполагаемого критического положения —

Предполагаемое критическое положение определяется по графику интегральной или дифференциальной характеристики ПКР.

Если , используют интегральную характеристику ПКР. По — критическому положению в предыдущем пуске определяют — запас реактивности, компенсируемый ПКР в предыдущем пуске. По формуле вычисляют — запас реактивности, компенсируемый ПКР в текущем пуске и по нему определяют текущее критическое положение .

Если , используют дифференциальную характеристику ПКР. По — критическому положению в предыдущем пуске определяют дифференциальную характеристику ПКР для данного положения ПКР. По формуле (где — изменение запаса реактивности, а — дифференциальная характеристика ПКР для данного положения ПКР) определяют — изменение положения ПКР в миллиметрах. Величина всегда имеет положительный знак. Необходимо учесть, что дано в абсолютных единицах реактивности на 1 мм перемещения ПКР, поэтому для правильного расчёта следует величину также перевести в абсолютные единицы.

Если , то текущее критическое положение окажется ниже предыдущего на : .

Если , то текущее критическое положение окажется выше предыдущего на : .

При пусках из йодной ямы для выхода в критическое положение полного подъёма ПКР может оказаться недостаточно. Это видно по тому, что текущее критическое положение оказывается выше возможной высоты подъёма ПКР, или , где PW_ПКР — физический вес ПКР. Тогда дополнительно поднимают ЦКР. Чтобы определить высоту подъёма ЦКР по интегральной характеристике ЦКР подобно тому, как это делается для ПКР, надо знать, какой запас реактивности должны высвободить ЦКР. Определяется это по формуле .

9. Определение предельной высоты подъёма органов регулирования —

Предельная высота подъёма ПКР — это такое положение ПКР выше критического положения, соответствующее изменению запаса реактивности на 0.25 %. Определяется по интегральной характеристике ПКР.

На графике интегральной характеристики ПКР уже известна точка с координатами по горизонтальной и по вертикальной осям. От значения откладываем вверх изменение запаса реактивности, равное 0.25 %, и находим значение предельной высоты подъёма ПКР .

10. Документальное оформление, проверка и утверждение расчёта

По окончании расчёта оформляется следующий документ:

Разогрев ядерного реактора

При разогреве реактора изменяется температура теплоносителя до рабочих значений и соответственно мощность реактор от МКУ до ≈ 10 % N_ном. Возникающий при этом перепад температур между теплоносителем и биологической защитой приводит к термическим напряжениям в корпусе реактора, которые могут его разрушить.

Чтобы обеспечить безопасный разогрев реактора, скорость разогрева ограничивается величиной 100 град/час.

В ряде случаев допускается ускоренный разогрев со скоростью 200 град/час.

Допускается скорость разогрева 300 град/час, если реактор находится в состоянии после срабатывания АЗ и температура теплоносителя выше 200 С°. Такая же скорость разогрева (охлаждения) теплоносителя допускается при переходе с пониженных параметров на повышенные и обратно.

Разогрев реактора сопровождается:

- изменением плотности воды;

- ростом давления в 1 контуре ;

- повышением уровня в компенсаторах объёма ;

- изменением реактивности вследствие температурного эффекта.

Работа на энергетическом уровне

Работа на энергетическом уровне мощности — основной режим работы реактора, поскольку реактор предназначен для получения тепловой энергии и её дальнейшего использования.

На энергетическом уровне мощности при её изменениях возникают термические напряжения в ТВэлах реактора, что может привести к их разрушению. Поэтому скорость изменения мощности ограничена 0.5 % N_ном.

Такой скорости изменения мощности достаточно для выполнения большинства тактических задач. В системе «ППУ-ПТУ-корабль» последний элемент инерционен более всех других. Расчёты показывают, что на скоростях изменения мощности более 1 % N_ном и предельной 0.5 % N_ном проигрыш в разгоне до 95 % полного хода составляет всего 2-3 длины корпуса ПЛ.

Главная задача оператора в энергетическом режиме — контроль следующих параметров:

- мощность реактора по приборам СУЗ;

- мощность реактора по тепловым характеристикам 2 контура;

- положение СУЗ и их движение при изменении мощности;

- расход теплоносителя (обороты ЦНПК);

- температура теплоносителя на входе и выходе активной зоны и в ТВС;

- , и другие параметры;

- параметры 2 контура.

Регулярно проверяется совпадение мощности реактора по приборам СУЗ, по статическим характеристикам реактора в установившемся режиме (по так называемым «усам») и по параметрам 2 контура.

Рассчитать мощность реактора по параметрам 2 контура можно по следующей формуле:

, где

- — расход питательной воды (м³/час);

- , — энтальпии питательной воды и перегретого пара соответственно, определяются по термодинамическим характеристикам для соответствующих давлений и температур, измеряемых приборами;

Поиск по сайту: