3.4. Пуск реактора и работа на энергетическом уровне мощности

Пусковыми режимами реактора называются режимы увеличения мощности до номинального значения. При пуске реактора и работе на номинальном (энергетическом) уровне интервал мощности разбивают на три диапазона: пусковая мощность – (10^-5÷10^-3) % N_н; минимально контролируемый уровень (МКУ) мощности – (10^-3÷1,0) % N_н; номинальная мощность (энергетический уровень) – (1,0÷100) % N_н. Режим пуска реактора, при котором мощность достига­ет значения ~ 0,1 % номинального называют физическим пуском. Энер­гетическим пуском реактора называют изменение мощности от 0,1 N_н до N_н.

Пуску реактора предшествует проверка исправности и работоспо­собности систем ЯЭУ, разогрев воды в первом контуре и включение главных циркуляционных насосов. Вывод реактора на мощность осу­ществляется постепенным извлечением из активной зоны органов системы управления и защиты (стержней аварийной защиты, регулирующих стержней, компенсационных стержней).

Номинальные режимы (режимы нормальной эксплуатации) включают в себя в основном стационарные (установившиеся). Однако возможны и другие, переменные режимы, когда заданное значение мощ­ности является функцией времени и определяется суточным графиком нагрузки энергосистемы. Существенно большей долей переменных режимов характеризуется работа транспортных энергетических установок с атомным реактором, что обусловливается частой сменой параметров движения судна.

Тепловая мощность реактора может быть рассчитана по парамет­рам теплоносителя первого или второго контуров:

(3.14)

где М – массовый расход теплоносителя, кг/с; С_р – удель­ная теплоемкость теплоносителя, Дж/кг·К; Т₂ и Т₁, i₂ и i₁ – соответственно температуры и удельные энтальпии теплоноси­теля на выходе из реактора и входе в реактор (для параметров второго контура – на выходе и входе теплообменника между первым и вторым конту­ром), К и Дж/кг.

В существующих ЯЭУ используются как схемы с постоянным (не зависящим от мощности) расходом теплоносителя, так и схемы с пе­ременным (зависящим от мощности) расходом. Для водо-водяных ре­акторов ВВЭР характерен постоянный расход теплоносителя. Поскольку теплоемкость воды в рабочем диапазоне температур остается практи­чески неизменной, то разность температур и расход теплоносителя линейно связаны с мощностью реактора. Изменение мощности реакто­ра осуществляется одновременным воздействием на два параметра: расход теплоносителя и плотность потока нейтронов в реакторе. Из­менение плотности потока нейтронов реализуется регулирующими стержнями системы управления и защиты реактора.

Контрольные вопросы

1. На какие группы могут быть разделены ядерные энергетические установки?

2. Что называют физическим и энергетическим пуском реактора?

3. Какими факторами определяется целесообразность строительства атомных станций теплоснабжения?

4. Приведите принципиальную схему атомной теплоэлектроцентрали.

5. Что называют пусковыми режимами реактора?

6. Опишите принцип работы и состав оборудования первого контура ректора на примере установки ВВЭР – 1000.

7. Приведите принципиальную схему атомной станции теплоснабжения.

8. Представьте уравнение для определения тепловой мощности реактора по парамет­рам теплоносителя первого или второго контуров.