Физический пуск реактора: Методическое пособие

Министерство образования РФ Обнинский государственный технический университет атомной энергетики Физико-энергетический факультет

В.Ф. Украинцев

Физический пуск реактора

МЕТОДИЧЕСКОЕ ПОСОБИЕ

по курсу «Динамика ядерных реакторов»

Обнинск 2005

В.Ф.Украинцев Физический пуск реактора АННОТАЦИЯ. В пособии описаны теоретические основы и методика физического пуска реактора, включая измерение его основных характеристик – весов органов СУЗ, коэффициентов реактивности и т.п. Работа по физическому пуску проиллюстрирована на примере тренажера быстрого реактора, установленного на компьютерах каф. РКР.

ВВЕДЕНИЕ. Одной из самых ответственных и потенциально опасных процедур в эксплуатации любого реактора является его пуск. Процесс пуска принято разделять на физический пуск и энергетический. В процессе физического пуска обычно определяют наиболее важные нейтронно-физические характеристики реактора. В настоящем пособии изложены основы физических процессов в реакторе при пуске и методика физического пуска реактора. Кроме того, оно является руководством по выполнению лабораторной работы «Физический пуск реактора», которая выполняется на персональном компьютере с использованием программ симулятора реактора БН-350. Программа разработана в Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) под руководством А.И Воропаева. Цели и задачи физпуска. В процессе физпуска мы должны определить и измерить следующие характеристики реактора: • Критическую конфигурацию реактора (то есть загрузку топлива, или концентрацию топлива/поглотителя, или уровень заливки замедлителя); • Измерить характеристики (скорости) движения органов СУЗ, их полные веса и градуировочные кривые (дифференциальную/интегральную); • Провести калибровку нейтронной мощности; • Измерить коэффициенты реактивности(по возможности).

2

1. Методика физического пуска 1.1. Основные формулы, определения, физический смысл процессов Опишем вкратце основные понятия и модели, используемые в процессе физического пуска. Отметим, что в процессе физического (а затем и энергетического) пуска реактор находится в нескольких различных состояниях, которые мы описываем в рамках различных моделей (или одной модели, но с разными параметрами): подкритический реактор, критический реактор без обратных связей (т.е. коэффициентов и эффектов реактивности), критический реактор на мощности с обратными связями (т.е. с коэффициентами и эффектами реактивности). Коэффициент умножения Если ввести (или приблизить) источник нейтронов (q) в активную зону подкритического реактора, то полное число нейтронов в реакторе будет больше, чем испускает источник. Это связанно с тем, что нейтроны источника вызывают деление ядерного горючего (235U, 239Pu ). Выразим это аналитически. Число нейтронов в точечном реакторе можно определить, исходя из системы уравнений т.н. точечной кинетики /1/:

K eff dN N = − + N * (l − β eff ) * + ∑ λi C i + Q dt l l i

dC i N * β eff ,i * K eff = − λi Ci dt l

(1.1а) (1.1в)

где N –среднее число нейтронов в реакторе; Keff - эффективный коэффициент размножения; l- среднее время жизни нейтронов в реакторе; Ci- концентрация эмиттеров запаздывающих нейтронов i-й группы; λi- постоянная распада эмиттеров запаздывающих нейтронов i-й группы; βeff,i- доля запаздывающих нейтронов i-й группы. Однако, система уравнений в таком виде удобна только для описания стационарных подкритических состояний реактора, условно ее можно назвать системой уравнений в "форме Кeff". Для описания всех критических и надкритических состояний гораздо большее распространение получила эквивалентная система уравнений, которую мы бы условно назвали системой в "форме ρ", которая описывает процессы через переменную реактивности ρ=( Кeff -1)/ Кeff . Эту систему можно записать в виде, который действительно практически универсален:

3

(

)

ρ − βeff dN = N + ∑ λi Ci +Q Λ dt i

(1.2а)

dC i Nβ eff ,i = − λi Ci dt Λ

(1.2в)

где N -среднее число нейтронов в реакторе; Λ- среднее время генерации нейтронов; В стационарных состояниях ( когда производные равны нулю) системы уравнений (1.1) (1.2) приводятся к следующим простым соотношениям: (K

eff

− l) *

n +Q = 0. l

(1.3)

То же самое можно выразить через реактивность: N=-QΛ/ρ или ρ=- QΛ/ N.

(1.4)

Таким образом, существует только два способа реализовать стационарные состояния в реакторе. • При Keff =1 (ρ=0) только в том случае, если в реакторе нет посторонних источников (Q=0). • При Keff < 1 (ρ<0) только в присутствии источника нейтронов Q≠0. В подкритическом реакторе уровень нейтронной мощности оказывается связан с величиной критичности К или реактивности ρ через мощность источника, тогда K eff = 1 −

Ql N

или

N=

Ql 1 − K eff

(1.5)

Здесь вводят понятие коэффициента умножения Yi или просто умножения нейтронов для состояния реактора «i» как отношение числа нейтронов в реакторе в состоянии «i» -Ni к числу нейтронов без размножения N0 (или с минимальным стартовым размножением) Yi= Ni/ N0 . Реально мы, конечно, не знаем истинного числа нейтронов в реакторе, а только оцениваем его по скорости отсчетов детектора или току ионизационных камер Ii, которые связаны с числом нейтронов через эффективность этих детекторов (ε) как Ii = ε* Ni . Тогда можно условно принять: Yi= Ii / I0 .

(1.6)

Примечание. Отметим, что в этом соотношении не все так уж просто. В числителе мы используем эффективность детектора по отношению к размножающимся вторичным нейтронам деления (спектр деления с энергией примерно 2МэВ), а в знаменателе- по отношению к нейтронам источника (спектр испарительный с энергией около 1 МэВ).

Из сравнения (1.3) и (1.6) видно, что при таком определении 4

C ( K eff ,i )l

Yi =

1 − K eff ,i

,

(1.7)

где С(К)-функция, в которой учитывается пространственное распределение нейтронов и эффективность детектора. Практически все факторы, влияющие на величину C(Keff), поддаются расчёту (хотя зачастую сложному). Однако в этом нет необходимости, так как фундаментальный факт состоит в том, что при приближении к критичности C(Keff) стремится к 1:

Y

i

= C ( K eff ,i )

1 1 1 ⇒ =− 1 − K eff ,i 1 − K eff ,i ρ

i

K

= при Keff

⇒

l.

(1.8)

i

1.2. Метод обратного умножения После определения понятия умножения вводят понятие «обратного умножения» ОУ=1/У и на основе этого соотношения записывают формулу обратного умножения

OY

i

= (1 − K eff ,i ) ⇒ − ρ

i

K

i

.

(1.9а)

Именно на этом соотношении построен «метод обратного умножения», позволяющий экспериментально измерять как реактивность (или критичность) самого реактора, так и реактивность вносимых в него возмущений. На методе обратного умножения (ОУ) основано измерение любых изменений реактивности реактора. Фундаментальный вывод состоит в том, что изменение реактивности при переходе реактора из состояния"1" состояние "2", равно: Δρ21=ρ2 -ρ1 =1/У1 – 1/У2=ОУ1-ОУ2= -ΔОУ

(1.9в)

На этом методе основано, в частности, «взвешивание» ( определение полной эффективности) стержней СУЗ в подкритических состояниях, то есть определение изменения реактивности реактора при перемещении стержня от нижнего до верхнего положения (или наоборот). Этим же методом получают интегральную и дифференциальную градуировочную характеристику органа регулирования, измеряя вес частей стержня /2/. Принципиально, что измерение этих кривых по методу обратного умножения возможно именно в достаточно «глубоких», т.е. безопасных подкритических состояниях. Тогда можно сразу измерять интегральную кривую, а дифференциальную затем получать простым дифференцированием. Наоборот, в критических состояниях реактора любые измерения характеристик стержней возможны только методом «компенсации» измеряемой реактивности другой, известной реактивностью(например , борной кислотой в реакторе ВВЭР и т.п.). Тогда прямо будет измеряться дифференциальная кривая (участки стержня), а интегральная будет воспроизведена интегрированием. 5

Заметим , что метод ОУ даёт относительный «вес». В данном случае, так же как и в процессе загрузки топлива (ТВС), «вес» стержня выражен в единицах ОУ. Перевести его в абсолютные единицы (т.е. произвести абсолютную калибровку) можно, измерив одну и ту же долю любой порции реактивности (веса стержня) по любому методу абсолютного измерения реактивности и по ОУ. Для этого, в частности, подойдут метод асимптотического периода (что дает связь реактивности в бета с периодом Тасс в сек: ρ/β=1/(1+λТасс )

(1.10)

либо метод "сброса стержня". Все работы по измерению эффективности стержней проводятся при приближении к критическому состоянию (K eff = 0.95-0.98 и Y=20-30), когда можно считать, что свойства подкритического и критического реакторов близки (это не факт, а допущение). На методе обратного умножения основан и метод безопасного достижения критического состояния при загрузке реактора. Отметим особо, что метод обратного умножения - статический. Поэтому при замерах скорости счёта детекторов следует делать выдержку после любых возмущений (1-3 минуты), чтобы исключить переходные процессы. 1.3. Метод пуска реактора Методика пуска обеспечивает ядерную безопасность в процессе пуска (во времена Ферми подразумевались даже частичные отказы контрольных приборов) и сводится к построению в процессе загрузки реактора зависимости обратного умножения (ОУ=1/У) от характеристики реактора, изменяющей параметр его критичности (например, в нашем случае -от числа загруженных в реактор тепловыделяющих сборок ТВС (n), в других ситуациях -от уровня замедлителя Н, концентрации борной кислоты С, положения компенсирующих органов и т.п.). (1.11) OY i = F (тi) На практике чуть удобнее оперировать величиной в 1000 раз большей – так называемой ТОУ (тысяча обратного умножения): ТОУ = 1000*

1 . Y

В общих чертах процедура такова. Устанавливается «нулевое» или «реперное» состояние реактора, в нем фиксируются все параметры (температура, расход, положение всех органов управления). В нем измеряется ток ионизационной камеры (ИК)-это I0, соответственно У0=1 и ОУ0=1. Значения ОУ0 =1 или 1000ТОУ откладывают на графике зависимости ОУ от числа загруженных ТВС -n ТВС (см. рис.1). Затем загружается безопасное колическтво-порция ТВС (n 6

ТВС)

и замеряется ток ИК- это In или Ii. Вычисляется У и ОУn. Значения ОУn откладывают на графике зависимости ОУ от числа n ТВС (см. рис.1). Через эти две точки проводят прямую и экстраполируют ее до пересечения с осью n ТВС . Это и есть первое экстраполированное значение критического состояния n1 экст. Все данные (причем детально) по состоянию реактора и положению стержней, температур, тока ИК, времени и т.п. заносят в журнал (см. приложение ). Реальная форма кривой обратного умножения зависит от многих факторов. В принципе, она может иметь как вогнутый, так и выпуклый характер . Последнее, правда, крайне нежелательно, вернее, запрещено, так как экстраполяция занижает критическое состояние, что весьма опасно. Детальное описание всей процедуры и требований безопасности будет дано в описании выполнения работы (п. 3). Теперь перейдем к описанию самого тренажера.

7

1000

900

ОБРАТНОЕ УМНОЖЕНИЕ в ТОУ

800

700

600

500

400

300

200

100

0 0

5

10

15

20

Число ТВ С

Рис.1. Кривая обратного умножения

25

30

35

40

2. Описание тренажера Тренажер представляет собой модель быстрого реактора (БН-350) с урановым оксидным топливом и жидким натрием в качестве теплоносителя. Высота активной зоны 1.6м, но для простоты работы мы можем принять ее равной 1м. Сначала коротко остановимся на возможностях тренажера. 2.1. Общее описание возможностей тренажера Компьютерный тренажер реактора БН-350, как уже отмечалось, был создан в Российском научном центре -Физико-энергетическом институте (РНЦ ФЭИ). Основное назначение тренажера – обучение персонала основам управления реактором и реакторной установкой в разных режимах. С помощью достаточно реалистичного пульта управления (и контроля) тренажер позволяет моделировать • загрузку реактора топливом (набор критической массы) при пуске; • поведение критического реактора и управление им на разных уровнях мощности без обратных связей; • измерения дифференциальной и интегральной эффективности органов СУЗ и другие измерения при пуске; • поведение критического реактора и управление им на разных уровнях мощности с обратными связями по температуре топлива, теплоносителя, мощности, глубине выгорания. Опишем, как конкретно реализуется управление реактором, то есть остановимся на организации систем контроля и управления. Общая схема пульта контроля и управления приведена на рис.2. 2.2. Регулирование реактора В любом реакторе органы регулирования (ОР) СУЗ по своему назначению и характеристикам четко разделяются на три группы: аварийная защита (АЗ), органы ручного /автоматического оперативного регулирования (АР/РР), органы компенсации избыточной реактивности (КО или КП) (см. рис.2). Их характеристики приведены в табл. 1. Таблица 1. Характеристики ОР СУЗ. Характеристика АЗ АР/РР КО Цель/функция Заглушить р-р и Оперативное Компенсация Подкритичность управление Реактивности Вес -5 ÷-20β <0.7β От 0 до 30β Скорость/время Менее 2 сек 2-15 см/сек Медленно Постоянное положеВзведен Среднее От минимума до ние(готов/не готов) ВК/опущен НК максимума Управляется Логика АЗ/ключ АРМ/ручное Ручное

Управление приводами ОР СУЗ обычно выполнено в виде ключей; контроль за их положением сделан в виде сильсинов (круговых индикаторов) с дополнением концевых выключателей -нижний НК, верхний ВК (чаще называемых «концевиками»). Для всех ОР СУЗ должны быть обеспечены требования ПБЯ. 1. Для АЗ. Каждый реактор должен иметь минимум две независимые, основанные на разных принципах, системы гашения СЦР, каждая из которых должна быть в состоянии заглушить реактор и удерживать его в подкритическом состоянии не менее -1% К с учетом всех возможных эффектов реактивности. 2. Введение реактивности. 2.1. Введение отрицательной реактивности не ограничивается. 2.2. Положительная реактивность, суммарно вносимая органом регулирования ОР (без промежуточной пошаговой фиксации), должна быть не более 0.7 βeff. 2.3. Если требование 2.2. не выполняется, то ввод положительной реактивности должен быть с «шагом» не более 0.3 βeff.; между шагами должна производиться принудительная механическая фиксация ОР и выдержка по времени, достаточная для затухания переходных процессов (20-100сек). 2.4 Скорость ввода положительной реактивности ОР в любом случае должна быть не более 0.07 βeff/сек. Специальные требования (ПБЯ) предъявляют к аппаратуре и приборам: 1) в работе должно быть не менее трех независимых каналов контроля нейтронной мощности; 2) в работе должно быть не менее трех независимых каналов контроля скорости нарастания мощности (периода); 3). если в работе менее 3 каналов контроля мощности и периода, то должен быть выработан сигнал АЗ; 4). логика СУЗ и АЗ работает по мажоритарной схеме 2 из 3; 5). диапазоны контроля мощности (ДИ, ДП, ДМ) должны перекрываться между собой не менее чем на порядок. 2.3. Приборы контроля и ключи управления тренажером БН Приборы контроля ЯЭУ мы обычно подразделяем на приборы контроля ядерных параметров реактора и приборы контроля технологических параметров. Приборы контроля ядерных параметров осуществляют измерение трех важнейших параметров: 1. Нейтронной мощности N (Обычно это гальванометр измеряющий ток камер в пределах одной так называемой «декады», от 1 до 10, и переключатели декад или порядков); 2. Периода Т ( это т.н. периодомер: цифровой или стрелочный, с логарифмической шкалой); 3. Реактивности (реактиметр ρ).

Именно эти приборы несут наиболее важную для безопасности информацию и именно на их характеристики (мощности и периода разгона) настроены уставки аварийных защит. В любом реакторе должна быть защита по уровню мощности (уставка задается оператором) и по одному/нескольким периодам разгона (уставка встроена). В нашем тренажере одна из уставок по периоду(20 сек) активизируется оператором, вторая (10сек) встроена в соответствии с требованиями ПБЯ. Приборы контроля технологических параметров показывают величины наиболее важных технологических параметров . Это тепловая и электрическая мощность W, температуры топлива, оболочек и теплоносителей контуров Т0 (и дополнительных жидкостных и газовых систем охлаждения узлов), давление Р, уровень L, расход G. Общий вид панели управления тренажером БН представлен на рис 2. Цифрами обозначены приборы контроля и ключи управления тренажером; их характеристики даны в табл. 2,3. Таблица 2 Приборы контроля и ключи управления тренажером Ном. 1. Табло быстрой аварийной защиты (БАЗ) 2. Тепловая мощность (%) (и индикация причины срабатывания АЗ) 3. Период (сек) (и индикация причины срабатывания АЗ) 4 Сильсин (индикатор) положения стержней АЗ 5 Сильсин (индикатор) положения стержней АР/РР 6 Сильсин (индикатор) положения КО( компенсирующий пакет) 7 Задатчик автоматического регулятора мощности (АРМ) 8 Задатчик температуры входного теплоносителя 9 Задатчик мощности источника (логарифм) 10 Задатчик расхода теплоносителя 11 Гальванометр нейтронной мощности (мантисса) 12 Декада или десятичный порядок нейтронной мощности 13 Уставка БАЗ по мощности 14 Картограмма загрузки ТВС (кроме мест АЗ,АР,КП) 15 Включение уставки защиты по периоду 16 Индикация движения ТВС (при загрузке)

11

2

1

3

12

11

13

4

6

5

7

14 9

10

8

15 16

Рис.2. Общий вид панели управления тренажером БН.

Таблица 3 Ключи управления тренажером. Клав. Q W A S Z X F1 F2 → ← F3 F4 F5 F6 F7 F8 F9 F10 К L Pg Up Pg Dn INS ↑ ↓

Выполняемое действие Движение стержня АЗ из активной зоны Движение стержня из АЗ в активную зону (дважды для снятия сигнала БАЗ) Движение стержня КП из активной зоны Движение стержня КП в активную зону Движение стержня АР из активной зоны Движение стержня АР в активную зону Переключение датчика канала контроля мощности на следующий диапазон Переключение датчика канала контроля мощности на предыдущий диапазон Переключение аварийной уставки по мощности на следующий диапазон Переключение аварийной уставки по мощности на предыдущий диапазон Вкл/Выкл контроля по периоду (зеленый- выключено). Вкл/Выкл табло (зеленый- выключено). Уменьшить входную температуру теплоносителя Увеличить входную температуру теплоносителя Уменьшить мощность источника нейтронов Уменьшить мощность источника нейтронов Уменьшить расход теплоносителя (в %) Увеличить расход теплоносителя (в %) Выбор ячейки на картограмме загрузки активной зоны Загрузка/Выгрузка топливного элемента в выбранную ячейку Увеличить заданную мощность реактора Уменьшить заданную мощность реактора Включить/выключить автоматический регулятор мощности АРМ Увеличить масштаб времени Уменьшить масштаб времени

3. Проведение работы 3.1. Подготовительные работы Перед выполнением самой работы необходимо провести следующие подготовительные операции. A. Перед началом работы внимательно изучить панель управления, назначение всех ключей и приборов. B. Приготовьте калькулятор, миллиметровку. C. Взведите АЗ на верхний концевик. Придумайте способы провоцирования падения АЗ (их не менее 2). Определите время падения АЗ. Если определить время падения АЗ напрямую не удалось- воспользуйтесь меню AZ и сбросьте АЗ в нем. D. Определите рабочие скорости движения АР и КП и скорости их падения по сигналу АЗ. 3.2. Требования безопасности при пуске При выходе в критическое состояние должны выполняться соответствующие требования безопасности. A. Первая порция загрузки топлива ТВС ( без построения кривой обратного умножения ) не должна превышать 10 % от ожидаемого значения критической загрузки. B. Каждая последующая порция загрузки ( без промежуточной оценки экстраполированного значения критичности) не должна превышать 1/4 величины оставшейся до экстраполированного, ожидаемого значения критичности К=1. Процедуру загрузки порциями (более одной ТВС) повторяют в таком виде, пока есть возможность загрузки более одной ТВС. Если вышеуказанные требования безопасности позволяют загрузку только одной ТВС, то процедура изменяется и для каждого последующего шага выглядит так. В реактор загружают самый «тяжелый» (кроме постоянно взведенного АЗ) ОР СУЗ. Загружается одна ТВС. Затем медленно поэтапно извлекается ОР СУЗ. Если критичность не достигнута, то шаг повторяется. Это означает, что оператор маневрирует как бы в целом семействе параллельных кривых ОУ с разными значениями глубины погружения органа КП и выбирает безопасный подход к критичности. ВНИМАНИЕ. Признаки приближения к критическому состоянию и его наступления. В подкритическом состоянии после любого возмущения мощность стабилизируется. Если стабилизация происходит быстро (периодомер сразу устанавливается в 9999)– мы далеко от критичности. Если периодомер медленно идет к 9999, значит критичность близко. Напомним, что 14

критический реактор с источником не может быть стационарным, он обязательно переходит в разгон причем с малыми периодами, что вызовет в лучшем случае сброс АЗ. 3.3. Проведение физического пуска При выполнении работы все свои действия (перемещение стержней СУЗ, изменение уставок, загрузку ТВС, оценка критичности, и т.д.) обязательно фиксируйте в оперативном журнале. Форма ведения оперативного журнала дана в приложении. Порядок действий при пуске следующий. 1. Установить органы регулирования в рабочее положение: АЗвзвести на ВК, АР- взвести на ВК или в среднее положение, КП- взвести на ВК. 2. Установить уставку защиты АЗ по мощности на два-три порядка выше текущего уровня гальванометра и в дальнейшем передвигать ее вверх в соответствии с ростом текущей мощности. 3. Активизировать уставку защиты АЗ по периоду (F3), теперь она равна 20 сек (встроенное значение логики- всегда 10 сек). 4. Установить мощность источника нейтронов (от 10**3 до 10**7). 5. Установить температуру входа теплоносителя, рекомендуемое значение Т=350-4000С (облегченный вариант) или Т=2000С (усложненный). 6. Начать процедуру набора критической массы. Зафиксировать реперное значение тока камеры I0 . Нанести на график ОУ значение ОУ0=1 или ТОУ0=1000. Определить, исходя из требований безопасности, порцию начальной загрузки топлива nТВС-1 . Загрузить порцию топлива nТВС-1. Вычислить умножение У nТВС-1, обратное умножение ОУ nТВС-1, нанести ТОУ nТВС-1 на график. Проведя прямую линию между двумя экспериментальными значениями, определить экстраполированное значение критической загрузки nТВС-1-Экст. 7. Повторять процедуры загрузки порций топлива,соблюдая требования безопасности( до Кэфф=0.95-0.98, т.е.У=30-50, или ОУ=0.020-0.050) . Примечание. При ОУ=0.100 или ТОУ=100 изменить масштаб графика по оси ОУ в десять раз (иначе точки сливаются). Внимание! Обратные умножения необходимо всегда вычислять по отношению к реперному значению тока Io . А вот экстраполяцию к значению nТВС-I-э нужно проводить между двумя соседними точками (см. рис. 1). 8. При К=0.95-0.98 (У=30-50, ОУ=0.02-0.05) провести следующие регламентные процедуры. A. Зафиксировать обратное умножение в состоянии реактора, которое будет основным для этой процедуры(например ОУ0z=0.020, ТОУ=20);

15

B. Погружать компенсирующий орган в зону с шагом 20%, на каждом шаге делать остановку, измерять обратное умножение (например, ОУ20z =0.022, ОУ40z =0.024, ОУ60z =0.026, ОУ80z =0.028, ОУ100z =0.030). Построить график ОУ(ZкП). Это интегральная характеристика органа регулирования (в данном случае КП) вида: Z

Δ ρ ( Z ) = ∫ ρ ( H ) *Ф ( Z ' ) * dZ ' ст

0

2

(3.1)

ст

в единицах ОУ с началом отсчета ОУ0z=0.020 . C. Переопределить или перенести начало отсчета оси ОУ, назначив ее началом значение ОУ0z=0.000. Измерив интегральную кривую можно нанести значения ОУ стержня прямо на точку nТВС и ОУ=0.02, где начинались измерения. Это даст ориентировку на реальное семейство кривых ОУ при разном положении самого тяжелого регулирующего органа при подходе к ОУ=0! D. Продифференцировать интегральную кривую по алгоритму dρ Ст (z)= d(Δρст(z)/dz). Получится дифференциальная характеристика стержня : dρ Ст (z)= Δρст0 (Н)* Ф2 (Z)*dZ

(3.2)

E. Подготовить нормировку оси ОУ в абсолютных единицах βэфф. Эту нормировку можно будет сделать после измерения разгона реактора на асимптотическом периоде. F. Вернуть КП в исходное положение на «ВК». G. Провести такое же измерение для АР/РР в точке Z=50% и Z=100%. Построить интегральную и дифференциальную кривые. Вернуть АР/РР в исходное положение на «ВК» H. Проведите измерение полной эффективности АЗ методом сброса. Это можно сделать из исходного положения ОУ=0.020 или из специального меню AZ тренажера. Для этого необходимо спровоцировать сброс АЗ и, при появлении сигнала «НК» стержней АЗ, остановить компьютер кнопкой «пауза», зафиксировать ток гальванометра IАЗ. Вычислить ОУАЗ и полный вес АЗ определится как ΔρАЗ = ОУ0z - ОУАЗ . В случае использования специального меню AZ необходимо измерить мощность до сброса W0 и после сброса W1 . Измерения необходимо провести как с уровня мощности порядка 50-90%, так и снизив мощность перед измерением до 1%(т.е. перейти в промежуточный диапазон нейтронной мощности). Тогда можно определить полную эффективность АЗ из соотношения: W1/ W0= 1/ (1-ΔρАЗ/βэфф)

(3.3)

16

I. Провести калибровку нейтронной мощности. Как известно, в подкритическом реакторе умножение можно связать со скоростью делений F следующим образом: У=(Fν+q)/q.

(3.4)

Абсолютная тепловая мощность реактора W должна быть откалибрована по соотношению F= q(Y-1)/νf (с учетом того, что 1Вт= 3.3*1010 дел/сек). Зная умножение и мощность источника (н/сек), определите мощность реактора при текущем показании гальванометра нейтронной мощности (Вт). Пересчитайте ожидаемую мощность при показании гальванометра для 100% нейтронной мощности. 9. После окончания измерений при К=0.96-0.98 необходимо закончить процедуру набора критической массы. Загрузку последних ТВС проводить по особой процедуре. A. Погрузить КП в зону до НК. Измерить ток камеры, вычислить ОУ, нанести его на график. B. По кривой ОУ оценить, сможем ли мы погрузить ТВС без критичности. C. Загрузить следующую ТВС, наблюдая за периодом. Если период приблизился к 30, затем к 25 сек –немедленно переключить кран на выгрузку!!! Измерить ток камеры, вычислить ОУ и нанести значение ОУ на график. Оценить расстояние до критичности. D. Шагами по 20% извлекать КП. Измерить ток камеры, вычислить ОУ и нанести значение ОУ на график. Если период разгона в переходном процессе увеличивается- критичность не достигнута. Если период положителен и практически не растет – мы вблизи критичности, но это не истинная критичность, поскольку в реакторе источник. Контролируйте процесс по графику ОУ. E. Когда период стабилизировался в районе Т=40-70 сек. , то реактор почти критичен. Медленно и осторожно вывести источник из реактора по 1 декаде!! Движением КП установите реактор в точно критическое состояние (это значит мощность не растет , период Т=+9999) и зафиксируйте это состояние (особенно КП) в журнале. 10. Переведите реактор в слегка надкритическое состояние разгона (с помощью движения ΔZ КП) с периодом 300сек, зафиксируйте новое положение КП, дождитесь пока период станет почти постоянным Тасс. По формуле асимптотического периода измерьте чему равен ΔZ КП в долях βэфф. Проведите калибровку ΔZ КП =Δβэфф =ΔОУ из предыдущих измерений. Проведите эту процедуру для периода 100сек , затем 50 сек. Запишите эти соотношения. Теперь можно перекалибровать кривые эффективности КП и РР в шкалу $ или βэфф.. При этих процедурах Вовремя переключайте диапазоны гальванометра и уставки АЗ, чтобы не получить это АЗ!!!! 17

11. При достижении мощности 0.1% от номинала установите задатчик расхода на 80%. При достижении мощности 1% (вы переходите в т.н. энергетический диапазон, где работают все эффекты реактивности ). Замедлите разгон до периода 100 сек. Подготовьте задатчик мощности автоматического регулятора мощности (АРМ) на 20%. 12. При достижении мощности 20% от номинала остановите разгон и стабилизируйте мощность. Включите АРМ.!!! Убедитесь, что АРМ «подхватил» управление. 13. Придумайте, как измерить коэффициенты реактивности реактора по параметрам температура теплоносителя (∂ρ/∂Τ ), мощность (∂ρ/∂W ) выгорание (∂ρ/∂В). Осуществите измерение этих эффектов. 14. При наличии времени повторите процедуру пуска в усложненном варианте при температуре теплоносителя Т=200 0С и придумайте как загрузить последний пакет.

Литература. 1. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальная физика реакторов, М.:Энергоатомиздат,1994. 2. Владимиров В.И.. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов,-М.: Энергоиздат,1981. 3.

18

Приложение 1. Оперативный журнал (форма). Тек. Время ---

Органы СУЗ АЗ

КП

АР

Отсчёт см. от верхнего концевика. Если стержень на концевиках указать ВК и НК.

Мощность ---

ТВС

ТОУ

---

---

С учётом Число диапазона ТВСв (65*10-13) зоне

Экстраполяция. ---

«Вес» ТВС ---

Экстраполированное значение числа ТВС (и сколько еще догрузить)

вес последнего ТВС в ТОУ

Примечание --Оценки абсолютной мощности, измеренный вес стержней, оценки критичности, Положения КП и АР, при которых реактор ожидается критическим.

Приложение 2

Примерная кривая обратного умножения 20

Приложение 3

Иллюстрация алгоритма пошаговой загрузки последних ТВС 21

Примерные кривые интегральной эффективности ОР в ТОУ

22

Содержание. ВВЕДЕНИЕ. ......................................................................................................................................................................2 1. Методика физического пуска.......................................................................................................................................3 1.1. Основные формулы, определения, физический смысл процессов .................................................................3 1.2. Метод обратного умножения ............................................................................................................................5 1.3. Метод пуска реактора ........................................................................................................................................6 2. Описание тренажера .....................................................................................................................................................9 2.1. Общее описание возможностей тренажера...................................................................................................9 2.2. Регулирование реактора......................................................................................................................................9 2.3. Приборы контроля и ключи управления тренажером БН .........................................................................10 3. Проведение работы.....................................................................................................................................................14 3.1. Подготовительные работы .............................................................................................................................14 3.2. Требования безопасности при пуске ...............................................................................................................14 3.3. Проведение физического пуска .........................................................................................................................15 Литература.......................................................................................................................................................................18 Приложение 1..................................................................................................................................................................19 Приложение 2..................................................................................................................................................................20 Контрольные вопросы. ...................................................................................................................................................23

Контрольные вопросы. 1.

Как должны быть связаны рабочая скорость движения стержней регулирования (КП и РР) и их вес для выполнения правил ядерной безопасности (ПБЯ-РУ АЭС)? Правильно ли реализован проект данной РУ(БН-350) c этой точки зрения? 2. Каково должно быть время падения АЗ (ПБЯ-РУ АЭС)? 3. Зачем на каждом шаге из измерений рассчитывается вес 1-й ТВС? 4. Как должны соотноситься между собой веса ТВС и компенсирующего органа для безопасной реализации загрузки «по 1 ТВС» вблизи критического состояния? 5. Почему вблизи критического состояния при загрузке последней ТВС период разгона достигает почти 20сек или менее, хотя критичности (после релаксации переходного процесса) еще нет? 6. Если «последняя ТВС» никак не загружается из-за малого периода разгона (менее 20сек), то какие средства изменения критичности/реактивности реактора можно применить для снижения критичности, чтобы загрузить последнюю ТВС? 7. Как определить по приборам БЩУ наступление истинного критического состояния? 8. Как перекалибровать характеристики стержней из величин ОУ в βэфф (т.е.в доллары)? 9. Какой вид кривой эффективности органов(разновидность) измеряется в подкритическом состоянии, почему? Как обеспечивается безопасность? 10. Какие кривые эффективности(разновидность) можно измерять в критическом состоянии? Как обеспечивается безопасность?