Меры безопасности, предписываемые нормативными документами.

Вывод реактора из подкритического состояния – наиболее опасный этап пуска блока так как в это время возможен неконтролируемый разгон реактора, приводящий к повреждению активной зоны.

Ядерная безопасность реактора количественно может быть определена как вероятность того, что в процессе эксплуатации не будет иметь место неуправляемое увеличение мощности, а при возникновении аварийных ситуаций развитие цепной реакции будет своевременно прекращено. При пуске ядерная безопасность обеспечивается следующими факторами:

– возможность контроля плотности потока нейтронов при подъёме органов воздействия на реактивность;

– точность задания критического положения этих органов или критической концентрации жидкого поглотителя;

– надёжность пусковой аппаратуры и систем аварийной защиты;

– правильный выбор эффективности органов управления и скорости их перемещения;

– правильность регламента пуска;

– квалификация персонала.

Так как мощность реактора при выводе его на рабочий уровень из заглушенного состояния изменяется на много порядков, возникает необходимость эффективного контроля плотности потока нейтронов во всей области её изменения. Для охвата такого широкого диапазона изменения обычно используются три типа каналов контроля, работающие на разных уровнях потока. При этом рабочие диапазоны каналов должны перекрываться как минимум на порядок.

Уровень плотности потока нейтронов в остановленном реакторе определяется составом активной зоны и предысторией его эксплуатации. В активной зоне работающею реактора всегда имеется некоторый нейтронный фон, обусловленный спонтанным делением ядер первичного (U-235, 238) и вторичного (Pu-239. 240) горючего, а также трансурановых элементов (Cf, Am и др.). Кроме того. при наличии в активной зоне Вс и Е) имеет место фотонейтронная реакция (γ,n) на ядрах Ве-9 или D.

Пример: в 1 кг делящегося материала в час происходит разное количество делений в зависимости от вида этого материала - в U-235 – 0,3; в U-238 - 7, в Pu-239 - 460 000. Спонтанное деление U-235 и U-238 в новой активной зоне реактора ВВЭР-1000 создаст поток всего около 0,1 нeйтр./см²·сек.

Если рождающихся в зоне нейтронов недостаточно, можно поместить в нее искусственный источник нейтронов Тем не менее, плотность потока нейтронов в остановленном реакторе может снизиться до 10³ - 10⁵ нейтр./см²·сек, т.е. быть на 8-10 порядков ниже, чем при работе реактора на номинальной мощности.

В частности, для реакторов ВВЭР выделяют следующие диапазоны:

1)Пусковой диапазон (диапазон источника), ему соответствует мощность 10^–10% ÷ 10^–4% номинальной.

2)Промежуточный диапазон – 10^–5% ÷ 10%.

3)Энергетический диапазон – 3% ÷ 10%.

При измерении малых потоков статистическая точность мала, поэтому применяются приборы с большим периодом. (Для ВВЭР-1000 при мощности 10^–10 номинальной постоянная времени составляет около 250 с.) Показания считаются установившимися при прошествии трёх периодов. Кроме того, положения органов, при которых достигается критичность, известны только приблизительно.

Эти факторы вызывают необходимость применения мер, повышающих безопасность реактора при пуске. В правилах ядерной безопасности предусмотрены следующие меры:

1)Скорость ввода положительной реактивности ограничивается 0,07 β_эф в секунду. Если эффективность органа превышает 0,7 β_эф, то введение реактивности производится шагами, максимальная величина шага – 0,3 β_эф, при этом остаются ограничения на скорость ввода. В проекте реактора должна быть определена величина шага, пауза между шагами и скорость ввода реактивности.

2)Определён порядок извлечения стержней различного назначения. Для обеспечения безопасности реактора при пуске первыми должны взводиться стержни аварийной защиты (АЗ) или органы, выполняющие их роль. В схеме СУЗ должна быть предусмотрены блокировка поднятия любого органа до полного поднятия АЗ.

3)Подкритичность реактора после извлечения всех органов АЗ должна быть не менее 0,01 Δk/k при состоянии активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

4)При любом уровне нейтронного потока контроль должен осуществляться тремя независимыми каналами контроля мощности и тремя независимыми каналами контроля скорости изменения мощности.

12. Подготовка к пуску и пуск турбогенератора.

Турбогенератор с его вспомогательными и обслуживающими системами является самым сложным видом тепломеханического оборудования на АЭС. Алгоритм пуска турбогенераторной установки учитывает необходимость проверок систем автоматики и защит, выдерживания определенной последовательности включения вспомогательного оборудования, обеспечения допустимых скоростей прогрева элементов и т. д. Все это должно гарантировать длительную и надежную эксплуатацию.

На атомных станциях России используются турбины как насыщенного (ВВЭР, РБМК), так и перегретого пара (БН-600). Мощности турбин составляют от 70 до 1000 МВт. Отличия в режимах пуска их, безусловно, имеются. О них будет говориться ниже, но целью настоящего раздела является описание общих принципов пуска.

Для турбогенераторов три этапа пуска, о которых говорилось выше, можно сформулировать следующим образом:

1) подготовка к пуску турбины, включение в работу вспомогательных систем.

2) приведение во вращение (толчок) турбины паром, повышение частоты вращения до номинальной и включение генератора в сеть при установленной минимальной нагрузке,

3) дальнейшее нагруженние турбины

Пуск турбины осуществляется согласно инструкции, разработанной заводом-изготовителем или специализированной наладочной организацией.