4. Режимы пуска и останова энергоблоков

4.1 Общие положения.

Пуск ядерного энергоблока можно разделить на пуск ядерной паропроизводящей ус­тановки и пуск паротурбинной установки. При пуске основное внимание эксплуатационного персонала должно быть сосредоточено на выполнении требований ядерной безопасности и условий разогрева контуров циркуляции. В этот период необходимо контролировать следующие параметры:

- нейтронный поток в активной зоне и скорость его нарастания;

- температуру теплоносителя;

- изменение его активности по осколкам деления;

- положение регулирующих органов.

Выход реактора в надкритическое состояние фиксируют по появлению устойчивого роста мощности. Период удвоения мощности на этом этапе должен быть не менее 60-70 с. В процессе разогрева контура циркуляции контролируют мощность реактора и ско­рость повышения температуры теплоносителя, которые не должны превышать проект­ных значений, а также состояние реактора, парогенераторов, вспомогательного оборудо­вания. Пуски реакторной установки могут производиться из разнообразных исходных состояний:

- первый пуск реактора после его ввода в эксплуатацию,

- пуски после частичных или полных перегрузок топлива,

- пуски после остановов реактора без перегрузки топлива.

Состояние активной зоны и нейтронно-физические процессы в ней перед пуском в этих ситуациях существенно различаются. Наибольшие трудности обычно связаны с первым пуском реактора после его ввода в эксплуатацию, когда активная зона полностью загружается свежим необлученным топливом. Процесс пуска включает в себя состав­ными этапами физический и энергетический пуск реактора.

4.2 Физический пуск реактора

Физическим пуском реактора называют процесс достижения критического состояния при загрузке ядерного топлива, во время которого выполняется комплекс физических измерений, позволяющих судить о характеристиках реактора в предстоящей рабочей кампании.

Программа физического пуска включает в себя загрузку реактора топливом сначала до критического состояния, потом до полного рабочего комплекта ТВС, вывод реактора на минимальный контролируемый уровень мощности (МКУ) и экс­периментальное определение основных нейтронно-физических и теплотехнических ха­рактеристик, знание которых необходимо для безопасного пуска и последующей экс­плуатации ядерного реактора.

Назначение физического пуска.

В процессе физического пуска, определяются: критическое число ТВС; кривые дифференциальной и интегральной эффективности компенсирующей ре­шетки (КР); пусковое положение при полной загрузке активной зоны; оперативный запас реактивности; кривые интегральной эффективности групп стержней автоматического регулирова­ния; физический вес стержней АЗ; кривая температурного эффекта реактивности; потери реактивности, обусловленные стационарным и нестационарным отравле­нием топлива, а также некоторые другие характеристики.

В период эксплуатации вследствие деформации нейтронных полей и изменения фи­зических свойств АЗ, измеренные при первом физ. пуске хар-ки, изменяются. Поэтому некоторые измерения (определение эффективности органов управления, температурных эффектов реактивности и др.) проводятся с определенной периодичностью в процессе кампании в целях уточнения соответствующих хар-ик.

Первый этап физ. пуска, называемый холодным физ. пуском, произво­дится при уровне мощности, на котором разогревом теплоносителя за счет энергии деле­ния ядер топлива, можно пренебречь. В процессе физического пуска ЯР находится в подкритическом состоянии. Нейтронный поток в активной зоне при этом возрастает за счет спонтанного самопроизвольного деления содержащихся в топливе нуклидов (пре­жде всего U²³⁸ и U²³⁵).

Плотность нейтронов в подкритичной АЗ возрастает по экспоненциаль­ному закону, стремясь при t   к пределу n/n₀ = 1/(1 - k_эф).

Эту величину называют подкритическим коэффициентом умножения. Приведенное от­ношение показывает, во сколько раз установившаяся в подкритической активной зоне плотность нейтронов превышает начальную плотность, созданную источником в момент внесения его в данную активную зону.

Загрузка каждой ТВС вводит в АЗ положительную реактивность , увеличивая подкритическую мощность N, которая определяется чис­лом делений ядер топлива в АЗ за единицу времени и энергией, высвобож­даемой при одном делении N = n  _f N_т V E_f = Ап, где n — плотность нейтронов;  - число нейтронов, приходящееся на одно спонтанное деление ( = 2,3 для ²³⁸U и  = 2,4 для ²³⁵U); _f — микроскопическое сечение деления; N_т — концентрация ядер топлива; V — объем активной зоны; Е_f — энергия, выделяемая при одном делении; A =  _f N_т V E_f. В любой произвольный момент времени А = const. Поэтому изме­нить мощность ЯР во времени можно только, изменив плотность нейтронов п

Скорость изменения мощности прямо пропорциональна текущему значению мощ­ности, реактивности и обратно пропорциональна среднему времени жизни поколения нейтронов. Последнее определяется типом реактора и физическими константами его компонентов (топлива, замедлителя и др.). Следовательно, единственным параметром, с помощью которого в эксплуатационных условиях можно менять мощность ЯР, яв­ляется реактивность. При постоянной скорости нарастания реактивности (снижения подкритичности) мощ­ность ЯР ↑ тем более быстрыми темпами, чем меньше подкритич­ность ЯР.

В процессе холодного физического пуска экспериментально определяется:

1. эффективность органов регулирования

2. коэффициент реактивности

3. запас реактивности

4. подкритичность реактора при полностью введенных поглотителей

5. калибровка органов управления.

При горячем физическом пуске реактор разогревается посторонним источником (электронагревателями) или работающими ГЦН. В процессе разогрева производятся замеры температурного эффекта реактивности и уточняются характеристики органов регулирования в горячем состоянии. Одним из этапов физ пуска является вывод реактора на МКУ.