27. Энергопуск блока: цель, разделение на подэтапы, основные испытания и исследования, обеспечение безопасности.

Энергетический пуск АС – этап ввода блока АС в эксплуатацию от завершения физического пуска до начала выработки электроэнергии.

Энергетический пуск блока выполняется после окончания физических экспериментов на минимальном контролируемом уровне мощности по решению Государственной приемочной комиссии и включает в себя:

- вывод реактора на мощность, равную 1 – 2% номинальной, и тарировку измерителей потока нейтронов;

- вывод реактора на мощность, составляющую 5% номинальной, включение генератора и синхронизацию его с энергосистемой, уточнение гидравлических характеристик первого контура, полученных на предыдущих этапах пуско-наладочных работ;

- вывод реактора на мощность, равную 10 – 15% номинальной, исследование режима естественной циркуляции, исследование режима полного обесточивания АЭС.

Параллельно с этими работами ведется определение радиационной обстановки на АЭС и в окружающей среде, наладка водно-химического режима, исследование полей энерговыделения в активной зоне реактора с помощью штатной системы внутриреакторного контроля и аппаратуры массового измерения температуры выхода рабочих кассет, изучение состояния ядерного топлива, пробное включение в работу систем аналогового регулирования мощности. Увеличение мощности реактора проводится поэтапно, причем на каждом этапе выполняются эксперименты, положительный результат которых является предпосылкой для последующего увеличения уровня мощности.

О риентировочный график освоения мощности энергоблока АЭС

Освоение мощности энергоблока

Мощность, % номинальной	Работы, проводимые на данном этапе
0 – 10	- Возбуждение генераторов, синхронизация и включение в систему - Стабилизация параметров первого и второго контуров - Проверка радиационной обстановки в технологических помещениях - Исследование поля энерговыделения при различном положении регулирующей группы кассет СУЗ - Составление теплового баланса по первому и второму контурам - Тарировка измерителей нейтронной мощности - Изучение работы реактора в режиме охлаждения активной зоны естественной циркуляцией - Исследование гидравлических характеристик первого контура - Опробование режима обесточивания станции - Проверка действия защит и блокировок автоматики ГЦН на систему электрических соединений
30	- Проверка работы турбогенераторов под нагрузкой - Стабилизация параметров первого и второго контуров - Проверка радиационной обстановки в технологических помещениях - Изучение состояния твэлов методом радиационно-химического анализа Физические эксперименты: исследование поля энерговыделения при различном положении регулирующей группы кассет СУЗ; измерение мощностного и температурного коэффициентов реактивности и оценка саморегулируемости реактора - Испытание автоматического регулятора мощности
55	- Проверка работы турбогенератора под нагрузкой - Проверка радиационной обстановки в технологических помещениях - Изучение состояния твэлов методом радиационно-химического анализа Физические эксперименты: исследование поля энерговыделения при различном положении регулирующей группы кассет СУЗ; измерение мощностного и температурного коэффициентов реактивности и оценка саморегулируемости реактора; измерение нестационарного отравления ксеноном-135 - Испытания автоматического регулятора мощности - Проверка системы сброса пара в конденсаторы турбин - Исследование режима работы на всех подключенных петлях
75	- Стабилизация параметров первого и второго контуров - Проверка радиационной обстановки в технологических помещениях - Изучение состояния твэлов методом радиационно-химического анализа Физические эксперименты: исследование поля энерговыдепения при различном положении регулирующей группы кассет СУЗ; измерение мощностного и температурного коэффициентов реактивности и оценка саморегулируемости реактора - Испытание системы автоматического регулятора мощности
100	- Комплексное опробование систем и оборуд. в штатном режиме эксплуатации - Проверка радиационной обстановки в технологических помещениях - Изучение состояния твэлов методом радиационно-химического анализа Физические эксперименты: исследование поля энерговыделения при различном положении регулирующей группы кассет СУЗ; измерение нестационарного отравления ксеноном-135 - Составление тепловых балансов. Определение КПД блока Динамические испытания блока на проектных режимах эксплуатации: проверка отключения одного и двух ГЦН; проверка режима отключения одного турбогенератора стопорными клапанами

Тарировка измерителей потока нейтронов проводится в диапазоне изменения тепловой мощности реактора от 1 – 2% до 10% номинальной в режиме разогрева реактора теплом ядерной реакции. Тепловая мощность реактора при этом определяется из уравнения теплового баланса для первого контура. Основными измеряемыми величинами являются скорости изменения температур теплоносителя и металлоконструкций. Надежная мера тепловой мощности реактора при реализуемых скоростях разогрева – суммарная теплоемкость воды и металла первого контура и ПГ, которая определяется в экспериментах с разогревом реактора за счет работы ГЦН.

Для увеличения точности определения мощности реактора при разогреве отбор пара из ПГ и подпитка ПГ не проводятся.

Результаты измерения тепловой мощности реактора сопоставляются с показаниями измерителей потока нейтронов и оформляются в виде таблиц или графиков для использования их при исследовании режима естественной циркуляции и эксплуатации блока на малых уровнях мощности.

Первые экспериментальные данные о гидравлических характеристиках контура и расходе теплоносителя через реактор получают на основании экспериментальных напорных характеристик ГЦН, приведенных в заводских формулярах. Расход теплоносителя через реактор определяется как сумма расходов по петлям. Расход теплоносителя в петле, в свою очередь, определяется по измеренному с помощью штатных приборов перепаду давления на ГЦН и гидравлической характеристике насоса. Для повышения точности измерения расхода на всех этапах освоения мощности проводится уточнение полученных результатов на основании составления теплового баланса по первому и второму контурам. Строится гидравлическая характеристика реактора, представляющая собой зависимость перепада давления на реакторе от расхода теплоносителя. Из аппроксимационной зависимости, проведенной по экспериментальным точкам методом наименьших квадратов, определяется коэффициент гидравлического сопротивления реактора ξ_Р.

Исследование режима естественной циркуляции. Уровень тепловой мощности, снимаемой естественной циркуляцией при любом числе подключенных петель, ограничивается условием, при котором перепад температуры между горячей и холодной нитками любой из подключенных петель не превышает 30° С.

Выход в режим естественной циркуляции осуществляется посредством отключения всех шести работающих ГЦН при тепловой мощности реактора, равной 1 – 2% номинальной. После этого поочередно закрываются главные запорные задвижки на холодных нитках трех симметричных петель. Мощность реактора повышается ступенями со стабилизацией режима естественной циркуляции после каждой ступени. Критерием стабилизации является постоянство во времени средней температуры теплоносителя на выходе из кассет. При достижении подогрева теплоносителя в активной зоне, равного 30°С, при трех подключенных петлях и стабилизации режима естественной циркуляции в работу вводится четвертая петля, после чего вновь поднимается мощность реактора до достижения подогрева, равного 30°С, и так далее до подключения последней петли и достижения подогрева 30°С с последующей стабилизацией режима естественной циркуляции.

Во время испытаний осуществляется синхронная непрерывная регистрация следующих параметров ЯЭУ:

- подогрев теплоносителя е реакторе (ΔТ);

- нейтронная мощность реактора (N_Н);

- реактивность (ρ);

- средняя температура первого контура (Т_1СР);

- температура на выходе из максимально напряженной кассеты (Т_МАКС^вых);

- средняя температура на входе в реактор (Т_ВХ.СР);

- давление в первом контуре (Р₁);

- давление во втором контуре (Р₂);

- уровень теплоносителя в компенсаторе объема (Н_К.О.).

При исследовании режима обесточивания основным испытанием является комплексное опробование всех систем блока АЭС в режиме полного обесточивания. Системы регулирования АЭС должны в этом случае перевести станцию в режим работы, при котором реактор работает только на снабжение потребителей собственных нужд. Считается также возможным в случае неуспешной работы систем регулирования турбогенераторов закрытие стопорных клапанов турбин с полной потерей напряжения 6 кВ собственных нужд. Проектом станции предусматриваются специальные меры по остановке реактора и сохранению или своевременному восстановлению питания всех потребителей собственных нужд, работа которых необходима для ликвидации аварийного режима. В процессе испытаний проверяется правильность работы систем автоматики, защит и блокировок, определяется длительность выбега ГЦН и подтверждается надежность аварийного охлаждения активной зоны в условиях наиболее опасного нарушения в электроснабжении собственных нужд АЭС.

В процессе испытаний синхронно регистрируются следующие параметры:

• давление в первом контуре;

• средняя температура воды в первом контуре;

• уровень воды в КО;

• температура воды на входе в одну из циркуляционных петель и выходе из нее;

• температура на выходе максимально напряженной кассеты;

• средний подогрев воды в реакторе; положение органов регулирования реактора;

• перепад давления на ГЦН;

• перепад давления в реакторе;

• давление в паровом коллекторе;

• вакуум в конденсаторах турбин;

• напряжение на секциях шин распределительных устройств 6 кВ, от которых запитаны ГЦН;

• частота вращения ГЦН;

• характеристики генераторов.

На основании результатов испытаний режима обесточивания делается вывод о возможности увеличения мощности реактора до следующей ступени.

Динамические испытания реакторной установки. На уровне мощности 30 – 35% номинальной вводятся в работу все системы регулирования блока. Возможность дальнейшего повышения мощности определяется работоспособностью оборудования при характерных эксплуатационных режимах (увеличение и сброс нагрузки на турбогенераторах, отключение одного или двух ГЦН и т.п.). Исследование этих режимов проводится и при последующем ступенчатом освоении мощности. Таких ступеней перед выводом блока на проектную мощность устанавливается две: на мощности, равной 50 – 55% номинальной, проверяется работа каждого турбогенератора с полной нагрузкой и измеряется эффект нестационарного отравления ксеноном при сбросе мощности до нуля, на мощности 75% номинальной контролируется состояние активной зоны реактора.

Автоматический регулятор мощности реактора испытывается в режимах отключения турбогенератора, одного и двух ГЦН. Задача автоматического регулирования мощности в этих режимах состоит в снижении мощности реактора пропорционально изменению электрической нагрузки в опыте с отключением турбогенератора и расходу теплоносителя через активную зону в опытах с отключением ГЦН.

Нестационарное отравление активной зоны реактора ВВЭР ксеноном обычно измеряется при снижении мощности до минимального контролируемого уровня. Для получения достоверных данных об исследуемом эффекте необходимо, чтобы перед проведением измерения реактор проработал на постоянном уровне мощности не менее двух суток для достижения стационарной концентрации ксенона. Кроме того, необходимо создать оперативный запас реактивности на рабочей группе системы управления и защиты для компенсации ксенонового переотравления и удержания реактора в критическом состоянии во время эксперимента. После стабилизации реакторной установки на минимальном контролируемом уровне, продолжающейся, как правило, не более 1 ч, начинается измерение временной зависимости реактивности с помощью реактиметра. При этом реактор поддерживается в околокритическом состоянии компенсацией медленных изменений реактивности за счет отравления ксеноном соответствующим перемещением органов регулирования. В результате измерений, продолжающихся 40 ч, получается зависимость изменения реактивности во времени – кривая нестационарного отравления ксеноном ("йодная яма"). При невозможности поддержания стабильной температуры теплоносителя первого контура в процессе проведения эксперимента вводится поправка на изменение реактивности, обусловленная температурным эффектом.

Контроль за распределением энерговыделения по радиусу активной зоны и определение коэффициентов неравномерности проводится по штатным приборам измерения температуры на входе и выходе из реактора и на выходе из рабочих (неподвижных) кассет. По измеренным температурам определяется энтальпия теплоносителя на входе в реактор и выходе из него и на выходе из рабочих кассет. В целях повышения точности замеров температуры измерительные каналы тарируются по показаниям образцовых термопар при температурах, близких к рабочим, и работе реактора на минимальном контролируемом уровне или без мощности. По результатам тарировки составляется картограмма отклонений показаний термопар на выходе из кассет. Обработка картограмм выходных температур ведется с учетом этих отклонений.

Принимается, что энтальпия теплоносителя на входе в реактор и в кассеты одинакова и рассчитывается коэффициент неравномерности для каждой кассеты.

Для измерения неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны водо-водяные энергетические реакторы оборудованы сухими измерительными каналами, позволяющими вводить детекторы в центральные трубки рабочих кассет. Распределение энерговыделения по высоте активной зоны определяется по измеренному высотному распределению плотности потока нейтронов. Это оправдано тем обстоятельством, что в невыгоревшем топливе плотность потока нейтронов и удельное энерговыделение прямо пропорциональны. Распределение плотности потока нейтронов по высоте измеряется активационными и эмиссионными детекторами. В качестве активируемого материала используются калиброванные медные проволоки, масса единицы длины которых постоянна. Время облучения детекторами в измерительном канале зависит от мощности реактора.

Тепловые испытания при сдаче блока в эксплуатацию проводятся с целью определить технико-экономические показатели (балансовые), а также оптимальные условия при переменных режимах работы оборудования блока (режимные). По результатам балансовых испытаний, как правило, определяется фактическая экономичность блока, проводится оценка проектных или заводских гарантий, а также контроль, нормирование и планирование технико-экономических показателей работы оборудования. На основании режимных испытаний выбираются наиболее оптимальные условия надежной и экономичной работы оборудования при нестационарных режимах: температурный и гидравлический режимы, скорость разогрева, пуска и расхолаживания, длительности отдельных операций, уровни загрузки, а также расходы тепла и электроэнергии на пуски, остановы оборудования и блока в целом.

В эксплуатации наибольшее распространение получили испытания по определению экономических показателей: КПД, уд. расходов тепла, топлива и пр.

КПД энергоблока с ВВЭР определяется как отношение электрической мощности блока к тепловой мощности реактора. Различают КПД брутто (отношение полной электрической мощности, вырабатываемой блоком, к мощности реактора) и КПД нетто (отношение электрической мощности, выдаваемой в энергосистему, к мощности реактора).

Наиболее достоверным способом определения тепловой мощности реактора является определение ее из произведения расхода питательной воды после подогревателя высокого давления (ПВД) за вычетом расхода продувки ПГ на разность энтальпий пара и питательной воды.

Точное измерение электрической мощности основных генераторов обеспечивается применением электроизмерительных приборов соответствующего класса, присоединенных к измерительным трансформаторам тока и напряжения.

В процессе тепловых испытаний отдельных систем определяются также зависимости изменения электрической мощности блока (ΔN_Э) от расхода пара из отборов турбин на собственные нужды, теплофикацию и посторонние потребители, а также определяются потери тепла первого контура, складывающиеся из потерь в промконтуре, потерь в окружающую среду с вентиляцией и пр.

К проведению тепловых испытаний следует приступать после устранения недостатков, выявленных при анализе результатов предварительных опытов, должны обязательно выдерживаться определенные продолжительности опытов и соблюдаться условия работы оборудования.

Результаты испытаний оформляются в виде соответствующих таблиц, режимных карт и графиков, на основании которых планируются наиболее экономичные режимы работы блока.