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;

•  — удельный объём питательной воды (м³/тонна);

• 860 ккал/час*кВт — переводной коэффициент между ккал/час и кВт;

• 1 % N_ном — мощность в кВт, соответствующая 1 % N_ном.

Эту формулу можно переписать в следующих вариантах:

или

В этих формулах единица внутри квадратных скобок добавлена на потери тепла при его передаче от первого ко второму контуру.

Записи оператора в журнале ПУ ГЭУ важны для последующего анализа работы реактора, уточнения его характеристик и выдачи рекомендаций.

Также в ходе кампании анализируется ход кривой энерговыработки, что особенно важно к концу кампании и перед дальними походами.

Остановка ядерного реактора

Остановка реактора — это приведение его в подкритическое состояние для снижения тепловой мощности до уровня спонтанного деления топлива, фотонейтронных реакций, а также β- и γ-излучений продуктов деления.

При плановой остановке во избежание термических напряжений в ТВС и корпусе реактора скорость снижения мощности не должна быть более 0.5 % N_ном, а скорость снижения температуры теплоносителя — более 100 град/час.

При экстренной остановке скорость снижения мощности может составить до 2-3 % N_ном.

При достижении уровня мощности 5 % N_ном сбрасывается АЗ; АР, ПКР и ЦКР опускают на НКВ для компенсации температурного эффекта и разотравления Xe. Контролируется мощность реактора и температура 1 контура.

При АЗ 1 рода происходит сброс стержней АЗ с последующим опусканием стержней АР, ПКР и ЦКР.

При АЗ 2 рода сброс стержней АЗ не производится, опускаются стержни АР, ПКР и ЦКР.

ЦКР при срабатывании АЗ всегда опускаются до НКВ, ПКР можно подхватить после прохождения ими 250 (Δt < 50 C°) или 350 (Δt = 50÷100 C°).

При падении t > 150 °С или по прошествии более 4 часов с момента срабатывания АЗ ПКР опускают на НКВ из-за разотравления Xe.