5.3.2. Энергетический пуск.

Энергетический пуск (вывод реактора на проектную мощность) осуществляется после окончания работ по программе физического пуска, для проведения энергетического пуска составляется "Программа энергетического пуска" "Методики проведения экспери­ментов в процессе энергетического пуска", № 32-51.

С учетом результатов физического пуска проводится рас­четная оценка максимального возможного уровня мощности для данной рабочей загрузки активной зоны реактора.

Выполнение программы энергетического пуска производится в следующей последовательности:

• определение температурного эффекта реактивности при нагреве теплоносителя;

• определение эффектов реактивности при изменении расхода тепло­носителя через активную зону;

• измерение плотности потока тепловых и быстрых нейтронов в активной зоне, отражателе;

• поэтапный вывод реактора на проектную мощность;

• определение потери реактивности на стационарное отравление ксеноном-135;

• определение глубины "йодной ямы".

Поэтапный вывод реактора на проектную мощность предполагается производить следующим образом:

• достижение мощности  200 Вт, при которой должны уверенно начать работать штатные каналы контроля и защиты по мощности и периоду. Демонтируются нештатные (пусковые) датчики и приборы, в том числе пусковой нейтронный источник;

• ступенями по 500 кВт реактор выводится на мощность 1 МВт, на которой должен быть проведен анализ показаний приборов СУЗ и КИП; определены параметры систем охлаждения, в том числе работа приборов для оценки мощности реактора по тепловому балансу; проведена коррекция положения ионизационных камер; измерены мощ­ности доз излучения в технологических помещениях и величина выброса радиоактивных газов в атмосферу;

• ступенями по 1 МВт мощность доводится до проектной - 6 МВт.

На каждом уровне мощности достигается стационарный тепловой режим, после чего должна проводиться проверка систем в соответствии с тем перечнем, который указан для мощности 1 МВт.

При работе реактора на проектном уровне мощности определяют­ся следующие характеристики:

• параметры контуров системы охлаждения (первого, второго и биологической защиты);

• эффективность работы системы водоочистки теплоносителя первого контура охлаждения;

• качество воды первого контура охлаждения;

• мощность дозы излучения и удельная газовая активность в технологических помещениях;

• величина выброса р/а газов в атмосферу;

• эффективность биологической защиты;

• стационарное отравление ксеноном-135.

Проверяется работа всех систем и оборудования с их визу­альным осмотром в доступных местах.

После 72-х часовой непрерывной работы на проектной мощности реактор останавливается. На остановленном реакторе проводится определение последующих отравления и разотравления, в том числе и глубина "йодной ямы".

Результаты энергетического пуска оформляются актом и отчетом, которые должны быть направлены в Управление по надзору за ядерной и радиационной безопасностью.

4. Эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации.

Допустимым уровнем мощности реактора считается такой, при котором максимальная температура поверхности твэла с учетом возможных отклонений параметров, определяющих тепловой режим, не превышает температуры начала поверхностного кипения.

Возможные отклонения параметров, определяющих тепловой режим, от их номинальных значений учитываются посредством коэффициента запаса до кипения, который определяется как отношение плотности теплового потока, при котором наступает поверхностное кипение, к максимальной расчетной плотности теплового потока на поверхности твэла без учета отклонений параметров.

Исходя из опыта эксплуатации реакторов ИР-8, ИРТ-Т, ВВР-СМ, ми­нимальный коэффициент запаса, при котором реактор может безопасно эксплуатироваться, равен 1,4. На мощности реактора 6 МВт коэффициент запаса до поверхностного кипения равен 2,42.

Коэффициент неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны равен 1,26.

Пределы нормальной эксплуатации и значения уставок срабатывания предупредительной и аварийной защиты приведены в таблице 33.

Таблица 33.	Нормальные значения важнейших технологических параметров реактора и значения уставок для срабатывания предупредительной сигнализации (ПС) и аварийной защиты (АЗ).	Значения уставок для срабатывания	Аварийной защиты	5	7,2	2,7		46,0		-		6,8		7,1		1,2		720		680		2,5		-
			Предупре-дительной сигнализа-ции	4	6,6	3,0		4,5		-		6,3		7,2		1,35		810		730		2,7		2,8
		Нормаль-ное значение		3	6,0		3,4	 45	50		5,7		7,3		1,5		900		850		2,9		3,5
		Единицы измерения		2	МВт		М.вод.ст.	С	С		С		м		кгс/см2		м3/ч		м3/ч		кгс/см2		м3/ч
		Наименование параметра		1	Мощность реактора		Перепад давления на активной зоне	Температура воды на входе в активную зону	Температура воды на выходе из активной зоны		Перепад температур на активной зоне		Уровень воды в бассейне реактора		Давление воды в напорном трубопроводе I-го контура		Расход воды в первом контуре		Расход воды во втором контуре		Давление воды в напорном трубопроводе II -го контура		Расход воды НОЗа (насос охлаждения биологической защиты)

5	-	44	1,2	-	-	-	-	-	-
4	3,1	50	1,35	4,0	-	2300	-	410-7	4,0
3	3,8	55	1,5	5,0	0,7	2800	100	210-7	2,0
2	кгс/см2	м3/ч	кгс/см2	м3/ч	кгс/см2	м3/ч	мкр/с	Ки/л	Ки/л
1	Давление контура НОЗа	Расход насоса аварийного охлаждения (НАО)	Давление воды в напорном трубопроводе НАО	Расход воды в системе водоочистки	Перепад давления на фильтрах очистки воды бассейна реактора	Расход воздуха в системе ВI	Уровень гамма-излучения над бассейном реактора	Бета-активность газов в воздухе, удаляемом из надреакторного пространства	Выброс активности в атмосферу