II – выпуклая кривая.

В ЯР, заполненный водой-замедлителем, вводят посторонний источник нейтронов мощностью ~10⁶ нейтр/с и детектор нейтронов. Взаимное расположение их должно быть таким, чтобы при отсутствии горючего детектор регистрировал минимальный поток нейтронов от источника (N₀ = N_ист), а при загрузке горючего рождающиеся от деления урана нейтроны попадали на детектор. Далее загружают первую партию ТК в количестве n₁ шт., не превышающем 1/3 расчетного критического числа ТК, измеряют плотность потока нейтроновN₁ (в делениях шкалы прибора) и строят пусковую кривую — кривую обратного счета (рисунок 5). По двум точкам с координатами (0, N₀/N_ист = 1) и (n₁, N₀/N₁ < 1) прямую экстраполируют до пересечения ее с осью абсцисс в точке с координатами (n_крит1, 0), которой соответствует первое приближенное значение критической загрузки (N₀/N_крит1 = 0, К_эф = 1).

В следующей партии ТК берут не более половины оставшихся до критической загрузки по полученной первой оценке: 0,5(n_крит1 – n₁), в каждой последующей порции — не более четверти оставшихся исходя из последней оценки: 0,25(n_крит1– Σn_i).

При достижении коэффициента умножения М = 1/(1 – К_эф) = 20 ÷ 30, т. е.

К_эф = 0,96 ÷ 0,97, загрузку ведут по одному каналу, причем скорость его погружения должна удовлетворять требованию допустимой скорости введения положительной реактивности. Чем ближе ЯР к критическому состоянию, тем точнее экстраполяция соответствует истинному значению критической загрузки.

В зависимости от взаимного расположения детектора, источника нейтронов и каналов горючего кривая обратного счета может иметь вогнутый (см. рисунок 5, кривая I) или выпуклый (кривая II) вид. В первом случае постоянная составляющая плотности потока нейтронов от источника мала по сравнению с плотностью потока, обусловленного размножением нейтронов в горючем. Во втором случае постоянная составляющая потока нейтронов от источника велика. Экстраполяция по выпуклой кривой, особенно на начальном участке, дает критическое число ТК, существенно превышающее истинное.

Поэтому необходимо так располагать источник и детектор, чтобы при отсутствии горючего последний давал минимальные показания (кривая I).

После набора критической массы последующая загрузка ТК проводится только после опускания в активную зону на необходимую глубину поглотителей нейтронов.

Для проведения физпуска должна быть подготовлена следующая документация:

· Программа физического пуска. Программа физпуска согласовывается с разработчиками проектов РУ и АС и утверждается эксплуатирующей организацией. Программа физпуска должна быть согласована Минатомом России и одобрена Госатомнадзором России в установленном порядке. В программе определяется порядок проведения загрузки реактора штатными ТВС и достижения критического состояния, дается описание экспериментов и порядок их проведения. Программа физпуска должна содержать ожидаемые значения критических нагрузок, критических положений органов СУЗ, их эффективность, оценки влияния на реактивность загружаемых ТВС, теплоносителя и т.д.

· Методики проведения экспериментов в процессе физического пуска. Методики экспериментов разрабатываются эксплуатирующей организацией с участием разработчиков проекта РУ.

· Инструкция по эксплуатации реакторной установки АС (технологический регламент). В инструкции должны быть изложены правила эксплуатации реакторной установки в различных режимах, пределы и условия безопасной эксплуатации АС. Эксплуатирующая организация утверждает инструкцию по эксплуатации РУ и обеспечивает ее согласование с разработчиками проекта РУ.

· Инструкция по ликвидации аварий, определяющая действия персонала реактора и служб АС на случай аварии. Инструкция разрабатывается администрацией АС, согласовывается с разработчиками проекта РУ и утверждается эксплуатирующей организацией.

· Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при проведении физического пуска.

· Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при транспортировке, перегрузке и хранении свежего и отработанного топлива.

· Техническая документация, включающая описание оборудования и систем, обеспечивающих ядерную безопасность.

· Оперативная документация (оперативные журналы, журналы картограмм и т.д.).

· Акты и протоколы испытания СУЗ и КИП реакторной установки.

· Приказ о назначении научного руководителя физпуска, его заместителей и группы физического пуска.

· Протоколы сдачи экзаменов сменным персоналом и контролирующими физиками (с учетом особенностей работ при физическом пуске).

· Приказ директора АС о допуске к работе сменного персонала, сдавшего экзамены на рабочие места.

· Должностные инструкции сменного персонала реактора и положение о контролирующем физике, утвержденные администрацией АС.

· Акт рабочей комиссии о готовности систем, оборудования и подготовленности персонала к физическому пуску.

· Разрешение Государственной приемочной комиссии на проведение физического пуска.

Проверка готовности АС к физпуску проводится:

- рабочей комиссией;

- комиссией Госатомнадзора России.

Рабочая комиссия проверяет:

- соответствие выполненных работ проекту АЭС;

- работоспособность оборудования, наличие протоколов испытаний оборудования и актов об окончании пусконаладочных работ;

- наличие и оформление документации;

- расстановку сменного персонала на время физического пуска;

- наличие протоколов сдачи экзаменов сменным персоналом и контролирующими физиками.

Комиссия составляет акт о готовности систем, оборудования и подготовленности персонала к физическому пуску. Акт долженбыть утвержден в соответствии с установленным порядком.

Комиссия Госатомнадзора России проверяет:

- техническую готовность АС к физическому пуску;

- техническую документацию;

- подготовленность персонала к проведению физического пуска.

Результаты проверки комиссия оформляет актом, в котором отражает также недостатки по обеспечению ядерной безопасности при проведении физического пуска.

Государственная приемочная комиссия на основании акта рабочей комиссии о готовности систем и оборудования к физическому пуску, подготовленности персонала, акта об устранении замечаний комиссии Госатомнадзора России, а также на основании подтверждения Госатомнадзором России условий перехода от одного этапа к другому, определенных в лицензии на эксплуатацию блока АС и выполненных эксплуатирующей организацией, принимает решение о проведении физического пуска АС.

Физический пуск реактора проводится в соответствии с утвержденной программой физического пуска и разработанным на ее основе планом-графиком.

Руководство физическим пуском осуществляет научный руководитель физического пуска или его заместитель.

Ответственность за соблюдение ядерной безопасности при физическом пуске несут:

· за соответствие назначаемых режимов работы программе и методикам физического пуска - научный руководитель физического пуска, в смене - контролирующий физик;

· при осуществлении физического пуска - главный инженер АЭС, в смене - начальник смены и персонал смены в соответствии с должностными инструкциями.

Руководство проведением экспериментов в смене в соответствии с заданием осуществляет 'контролирующий физик через начальника смены. При возникновении разногласий между контролирующим физиком и начальником смены окончательное решение принимается научным руководителем физического пуска и главным инженером АЭС.

При возникновении ядерноопасного режима работы экспериментыпо физическому пуску прекращаются и реактор приводится в подкритическое состояние.

Все распоряжения научного руководителя физического пуска, главного инженера АЭС и операции, выполняемые сменным персоналом, а также проводимые эксперименты и их результаты, фиксируются в журнале распоряжений и оперативном журнале, ведение которых начинается с момента начала загрузки активной зоны.

Результаты физического пуска оформляются актом и отчетом, которые направляются в Госатомнадзор России.

26. Эффекты реактивности и их измерения при физпуске и энергопуске реактора ВВЭР.

Определение температурного и мощностного эффектов и коэффициентов реактивности

После полной загрузки ЯР исследуют его поведение в условиях разогрева и изменения мощности, когда переходным процессам сопутствует изменение ρ, обусловленное изменением температуры теплоносителя-замедлителя и горючего, давления в контуре, отравления Хе и др. До конца разделить эти эффекты нельзя.

Оператору необходимо знать каждый из этих эффектов и коэффициентов реактивности отдельно. Точные измерения коэффициентов реактивности проводят по специальным методикам специалисты-физики, но инженер управления ЯР должен уметь хотя бы приближенно в процессе эксплуатации оценивать и уточнять их значения.

Определение или уточнение температурного эффекта реактивности, т. е. зависимости ρ от средней температуры теплоносителя, можно производить в реакторе ВВЭР следующим образом.

Вывести ЯР на МКУ при температуре 20 – 40°С. Чтобы исключить влияние ядерного (мощностного) эффекта, разогрев теплоносителя-замедлителя необходимо производить паром от постороннего источника или циркуляционными насосами первого контура (ЦНПК) за счет превращения потерь энергии в гидравлической части ЦНПК в тепловую энергию.

Изменениеρ, которое будет происходить при повышении температуры теплоносителя, необходимо компенсировать перемещением откалиброванного КС, записывая его критическое положение, соответствующее различным значениям температуры первого контура. Имея табличную зависимость Z_КС^крит = f(t_1К) и используя интегральную (а при малых изменениях положения КС – дифференциальную) характеристику КС, строят кривую температурного эффекта ρ_t = f(t_1K).

Изменение ρ, соответствующее изменению температуры активной зоны на 1°С, называется температурным коэффициентом реактивности:

Температурный коэффициент реактивности в интервале рабочей температуры t_Р ± Δt реактора должен быть отрицательным:

Температурный коэффициент реактивности определяется по кривой температурного эффекта в небольших интервалах изменения температуры Δt, где зависимость ρот температуры можно считать линейной.

Оператору удобно пользоваться кривой температурного эффекта при разогреве ЯР теплом ядерной реакции, поскольку в естественных условиях эксплуатации разогрев производится за счет собственной мощности ЯР. В этом случае температурный эффект будет включать также мощностной эффект для соответствующей мощности.

Мощностной эффект реактивности измеряется при быстром переходе с одного уровня мощности на другой и поддержании остальных параметров ЯР постоянными. Изменение ρ, обусловленное изменением мощности, компенсируется откалиброванным поглотителем, например АР, по дифференциальной характеристике которого и определяют Δρ_АР. На долю мощностного эффекта приходится

Δρ_N= Δρ_АР –ΣΔρ_i

где ΣΔρ_i — сопутствующие изменения ρвследствие температурного эффекта, барометрического, отравления Хе и др. Если время переходного процесса составляет несколько минут (менее 3 — 4 мин), то нестационарным отравлением Хе можно пренебречь. На всех уровнях измерения ρ_N начиная с физического пуска и кончая N_ном, определяют мощностной коэффициент реактивности.

Изменение ρ, вызванное бесконечно малым изменением мощности, называется мощностным коэффициентом реактивности:

Важно для безопасности ЯР иметь отрицательный мощностной коэффициент

который обеспечит надежное ограничение мощности при любых возможных аварийных ситуациях. Но большой отрицательный коэффициент α_N существенно ограничивает возможности саморегулирования ЯЭУ, так как противодействует температурному коэффициенту реактивности α_t, стабилизирующему параметры ЯР на новой мощности, достигнутой изменением нагрузки.

27. Энергопуск блока: цель, разделение на подэтапы, основные испытания и исследования, обеспечение безопасности.

Энергетический пуск АС– этап ввода блока АС в эксплуатацию от завершения физического пуска до начала выработки электроэнергии.

Энергетический пуск блока выполняется после окончания физических экспериментов на минимальном контролируемом уровне мощности по решению Государственной приемочной комиссии и включает в себя:

- вывод реактора на мощность, равную 1 – 2% номинальной, и тарировку измерителей потока нейтронов;

- вывод реактора на мощность, составляющую 5% номинальной, включение генератора и синхронизацию его с энергосистемой, уточнение гидравлических характеристик первого контура, полученных на предыдущих этапах пуско-наладочных работ;

- вывод реактора на мощность, равную 10 – 15% номинальной, исследование режима естественной циркуляции, исследование режима полного обесточивания АЭС.

Параллельно с этими работами ведется определение радиационной обстановки на АЭС и в окружающей среде, наладка водно-химического режима, исследование полей энерговыделения в активной зоне реактора с помощью штатной системы внутриреакторного контроля и аппаратуры массового измерения температуры выхода рабочих кассет, изучение состояния ядерного топлива, пробное включение в работу систем аналогового регулирования мощности. Увеличение мощности реактора проводится поэтапно, причем на каждом этапе выполняются эксперименты, положительный результат которых является предпосылкой для последующего увеличения уровня мощности.

Ориентировочный график освоения мощности энергоблока АЭС