4.3 Энергетический пуск реактора

Включает в себя вывод реактора в критическое, а затем в надкритическое состояние и последующий набор мощности сначала до уровня, достаточного для пуска турбины, а затем до номинальной мощности или ее заданного значения. В начальный момент энергетического пуска реактор, полностью загруженный топливом, находится в подкритическом состоянии, причем подкритичность создана ор­ганами управления. Пуск реактора производят последовательным подъемом сборок СУЗ. Каждым шагом перемещения органов СУЗ вносится положительная реактивность , уменьшающая подкритичность реактора и увеличивающая его подкритическую мощность.

При пуске и работе на энергетическом уровне интервал мощности обычно разбивают на три диапазона: пусковую мощность (10^-5-10^-3)% N_ном; минималь­ную автоматически регулируемую мощность (10^-3-1)% N_ном; рабочую мощность (1-100)% N_ном. Вся сложность пуска заключается в том, что необходимо выбрать такую скорость высвобождения реактивности, которая обеспечила бы вывод реактора в контролируемое состояние — на минимальный контро­лируемый уровень (МКУ) - с допустимым периодом Т > 20 - 30 с. Минимальным кон­тролируемым уровнем считается такая нейтронная мощность, которая фиксируется штатной аппаратурой контроля.

Самым безопасным и надежным вариантом пуска является такой, когда МКУ дости­гается в подкритическом состоянии и переход через критическое состояние контролиру­ется.

Исходным при пуске является состояние ЯППУ, при котором активная зона реактора полностью загружена ТВС и поглотителями, верхний блок (крышка) с блоком привод­ных механизмов СУЗ собран с корпусом реактора, главный разъем реактора уплотнен, стержни-поглотители СУЗ, соединенные с приводами, занимают крайнее нижнее поло­жение, реактор и циркуляционные петли первого контура (рис. 5.5) заполнены водой с концентрацией борной кислоты, обеспечивающей необходимую подкритичность актив­ной зоны (не менее 12 г/л в реакторах ВВЭР 440 и 16 г/л в реакторах ВВЭР-1000).

Если надкритическое состояние реактора возникает при плотности нейтронов меньшей МКУ, то может произойти неконтролируемый разгон реактора – пусковая авария.

Моментом достижения реактора критического состояния определяется:

1. исходным уровнем нейтронной мощности

2. скоростью ввода положительной реактивности

Основное условие ядерной безопасности реакторов при пуске – это выведение ЯР в надкритическое состояние с допустимым периодом Т>20сек и с надежным исключением возможности высвобождения реактивности ρ>βэф.

4.4 Останов и расхолаживание ректора

Останов реактора – его приведение в подкритическое состояние со снижением тепловой мощности до уровня, обусловленного спонтанным делением топлива, фотонейтронными реакциями, а также β и γ излучениями продуктов деления.

В практике эксплуатации энергоблоков различают нормальный останов реактора оператором, аварийный останов оператором, автоматический аварийный останов реак­тора системой аварийной защиты.

При нормальном останове в АЗ вводятся поглотители нейтронов с эффективностью, которая обеспечивает мощности и температуры, допустимые с точки зрения термических напряжений.

При аварийном останове мощность снижается со скоростью, необходимой для сохранения АЗ. Во всех случаях останова д.б. обеспечена подкритичность, которая не допустит самопроизвольного выхода реактора в критическое состояние за счет высвобождения реактивности, в следствии снижения мощности и температуры и отрицательной реактивности.

Скорость снижения тепловыделений в ЯР после введения отрицательной реактивности определяется следующими факторами:

1. делением топлива мгновенными нейтронами

2. делением топлива запаздывающими нейтронами

3. остаточными тепловыделениями

4. количеством аккумулированного тепла материалов АЗ

5. тепловой инерцией материалов АЗ.

Основная составляющая тепловой мощности ЯР обуславливается остаточными тепловыделениями, вызванное торможением β и γ излучением. Т.О. тепловая мощность снижается меньше нейтронной. Остаточные тепловыделения имеют значительную величину в течении длительного времени. Т.О. после останова реактора необходимо его постоянное охлаждение, а в последствии необходимо охлаждать и выгружаемое топливо в бассейне выдержки.

Для отвода остаточных тепловыделений в ЭБ предусмотрена схема расхолаживания ЯР. Она включается в работу по мере необходимости в зависимости от дальнейшей работы ЯППУ после останова.

Останов без расхолаживания производится для устранения неисправностей оборудования или электрической части ЭБ или ПТУ, когда ремонт может быть произведен без уменьшения P и t в главных паропроводах. Во всех остальных случаях с расхолаживанием.

Большое влияние на эксплуатационные характеристики реакторов на ТН оказывают процессы, связанные с образованием и выгоранием изотопов XE¹³⁵ и SM¹⁴⁹ (отравлением). При этом выделяются процессы стационарного и нестационарного отравления реактора.

Можно выделить 4 характерные особенности для отравления:

1. очень большое сечение поглощения ТН по сравнению с изотопами, вызывающие шлакование

2. достижение равновесной концентрации для XE¹³⁵ составляет 30-40 час, а для SM¹⁴⁹ 8-10 суток

3. увеличение отравления после останова ЯР и после снижения уровня мощности (йодная яма и промитьевый провал)

4. изменение реактивности, обусловленное изменением концентрации XE¹³⁵ и SM¹⁴⁹ после изменения мощности