
- •Тимофеев а. Н. Физические основы эксплуатации ядерных реакторов Обнинск
- •Ядерная энергия
- •Единицы измерения в ядерной физике
- •Модель атома Бора
- •Типы взаимодействий и радиусы их действия
- •Способы получения трансурановых элементов
- •Радиоактивный распад и деление ядер
- •Электронный захват (к-захват)
- •Примерное распределение энергии при делении ядра u235
- •Ядерные реакции
- •Возможные источники ядерной энергии
- •Выбор делящегося вещества
- •Замедление нейтронов до тепловых скоростей
- •Конструкция активной зоны
- •Цепная ядерная реакция
- •Формула четырёх сомножителей
- •Управление цепной ядерной реакцией
- •Физические процессы в ядерном реакторе
- •Выгорание ядерного топлива
- •Воспроизводство ядерного топлива
- •Шлакование ядерного топлива
- •Стационарное отравление 54Xe135
- •54Xe135 (n, γ) 54Xe136 (шлак)
- •Йодная яма (нестационарное отравление 54Xe135)
- •Способы расчёта отравления реактора Xe135
- •Расчёт отравления реактора Xe135 по графикам
- •Расчёт отравления реактора Xe135 по формуле
- •Стационарное отравление реактора Sm149
- •Расчёт стационарного отравления реактора Sm149
- •Нестационарное отравление реактора Sm149 (прометиевый провал)
- •Расчёт нестационарного отравления Sm149
- •Температурный эффект реактивности
- •Физические и теплотехнические характеристики ядерного реактора
- •Энерговыделение в активной зоне
- •1 МВт ≈ 3*1016делений u235 в секунду.
- •Температурный режим активной зоны
- •Статические характеристики реактора
- •Управление ядерным реактором
- •Подкритический реактор
- •Критический реактор
- •Надкритический реактор
- •Физические характеристики органов управления
- •Пуск реактора
- •Расчёт критического положения Характеристика методики расчёта критического положения
- •Методика расчёта критического положения и предельной высоты подъёма пкр
- •1. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от энерговыработки — .
- •2. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от отравления Xe —
- •3. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от стационарного отравления Sm —
- •4. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от нестационарного отравления Sm —
- •5. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от средней температуры теплоносителя —
- •6. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от положения стержней ар —
- •7. Определение суммарного изменения запаса реактивности —
- •8. Определение предполагаемого критического положения —
- •9. Определение предельной высоты подъёма органов регулирования —
- •10. Документальное оформление, проверка и утверждение расчёта
- •Разогрев ядерного реактора
- •Работа на энергетическом уровне
- •Остановка ядерного реактора
- •Остаточное тепловыделение
- •Особенности ядерного реактора
- •Нфи и ттп ядерного реактора
- •Определение критической загрузки
- •Градуировка органов регулирования
- •Построение дифференциальной и интегральной характеристик кр
- •Определение тэр и отравления Xe
- •Уточнение характеристик в процессе кампании
- •Обеспечение ядерной безопасности и теплотехнической надёжности активной зоны (ябр и ттназ) Потенциальная опасность ядерной энергии
- •Чем обусловлена ядерная опасность ядерного реактора
- •Основные требования по ябр и ттназ
- •Обеспечение ябр и ттназ
- •Технические средства обеспечения ябр и ттназ
- •Организационные мероприятия по обеспечению ябр и ттназ
- •Основные требования и мероприятия по обеспечению ябр и ттназ на разных этапах эксплуатации яэу
- •Ответственность персонала за соблюдение ябр и ттназ
- •Водоподготовка
- •Источники коррозии
- •Ионно-обменные фильтры
- •Приложения
Пуск реактора
Пуск реактора может быть физическим и эксплуатационным.
Пуск реактора (эксплуатационный) — это вывод реактора из подкритического состояния в надкритическое с допустимым периодом разгона до достижения плотности потока нейтронов, надёжно контролируемого пусковой аппаратурой.
Физический пуск реактора — комплекс мероприятий, проводимых в период или после загрузки топлива для определения и уточнения физических характеристик активной зоны и органов регулирования реактора.
Сложность приготовления к пуску и пуска реактора заключается в большом интервале между подкритической мощностью остановленного реактора (10-7 % Nном) и той мощностью, которую начинает контролировать токовая пусковая аппаратура (10-4 % Nном). Таким образом, существует опасность, что надкритичность будет достигнута в неконтролируемой области и скорость увеличения мощности сможет достичь опасных значений.
Существует 3 способа безопасного пуска реактора:
увеличение чувствительности пусковой аппаратуры до таких пределов, что при той же программе подъёма мощность достигнет контролируемого уровня в подкритическом состоянии. В настоящее время эта проблема решена. Создана и устанавливается на реакторах импульсная аппаратура с уровнем чувствительности 10-7 % Nном. Однако до сих пор МКУМ считается равным 5 * 10-4 % Nном;
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 βэф, 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 % Nном и при отклонениях периодомера.
Предельная высота подъёма рассчитывается из соображений создания дополнительной реактивности, равной 0.25 % ≈ 0.35 * βэф.
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.