Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Под физическим пуском понимается процесс достижения ядерного реактора критического состояния, включающий в себя загрузку ядерного реактора и проведение физических экспериментов на весьма малом и безопасном уровне мощности, когда отвод тепла от ядерного реактора осуществляется за счет естественного теплового рассеяния. На этапе физического пуска ядерного реактора решаются следующие основные задачи:
загрузка штатной активной зоны;
достижение критичности ядерного реактора и вывод его на минимальный контролируемый уровень мощности (МКУ);
экспериментальное определение и проверка ядерно-физических характеристик ядерного реактора;
определение эффективности действия аварийной защиты; проверка качества биологической защиты ядерного реактора; другие задачи, определяемые программой физического пуска. Основная часть физических экспериментов выполняется на мощности ядерного реактора, составляющей 10—5 —10—2 % номинальной мощности. Необходимость проведения нейтронно-физических экспериментов состоит в том, что в процессе изготовления элементов активной зоны, твэлов, поглотителей существуют технологические отклонения размеров от расчетных значений, также имеются отличия в химическом и нуклидном составе. Поэтому действительные характеристики активной зоны могут отличаться от расчетных.
Для безопасного первого пуска ядерного реактора необходимо знать с высокой точностью значения нейтронно-физических характеристик активной зоны. Знание этих характеристик также важно для последующей эксплуатации ядерного реактора (при загрузках ядерного реактора проводится последующее уточнение нейтронно-физических характеристик ядерного реактора).
Физический пуск ядерного реактора проводят в два этапа: холодный и горячий пуски. Холодный физический пуск ядерного реактора осуществляется на таком уровне мощности, при котором можно пренебречь разогревом теплоносителя за счет деления ядер топлива. Сначала определяется критическая загрузка ядерного топлива. Под критической загрузкой топлива в ядерный реактор понимается минимальная масса делящегося нуклида, которая при принятой геометрии размещения его в активной зоне обеспечивает протекание цепной реакции деления на стационарном уровне, когда
(18.1)
где кэф - эффективный коэффициент размножения нейтронов реактора с активной зоной конечного размера с учетом утечки нейтронов из нее; р - реактивность. Как известно, подкритическому состоянию реактора соответствует значение кэф < 1 и отрицательное значения р, а надкритическому - кэф > 1 и положительные значения реактивности р . За единицу реактивности обычно принимают значение коэффициента размножения в критическом состоянии реактора (кэф = 1). Относительное изменение кэф при удалении из активной зоны всех поглотителей нейтронов СУЗ называется запасом реактивности, Между кэф и р существует соотношение
(18.2)
Критическая загрузка топлива зависит от ряда факторов: размеров и состава компонентов активной зоны, композиции топлива, типа замедлителя, конструкционных материалов и др. По мере загрузки в реактор ядерное топливо степень его подкритичности уменьшается. Для контроля приближения к.эф к единице необходимо измерение подкритичного потока нейтронов. При проведении физических экспериментов для измерения потока нейтронов в корпус реактора, заполненного водой - замедлителем, вводят специальные (нештатные) детекторы нейтронов. Источниками нейтронов при физических экспериментах служат: нейтроны космического излучения, нейтроны спонтанного деления ядер урана и посторонние источники нейтронов мощностью до 106 нейтр./с.
В основу определения числа загружаемых в активную зону реактора ТВС положено соотношение
(18.3)
Рис. 18.1. График кривой обратного счета

где по - плотность нейтронов в начальный момент времени (при t = 0); п - текущее значение плотности нейтронов; Z/твс ~ число загружаемых ТВС. В графической форме выражение (18.3) представлено на рис. 18.1. По выражению (18.3) и кривым рис. 18.1 определяется зависимость величины, обратной подкритическому потоку нейтронов, от числа загруженных ТВС, которое позволяет с необходимой точностью находить критическую загрузку раньше, чем ЯР станет критическим. Кривая I на рис. 18.1 называется кривой обратного счета. Она начинается на оси ординат в точке п/по = 1, которая соответствует плотности нейтронов при отсутствии ТВС в реакторе. Заранее расчетным путем определяется критическое число ТВС в активной зоне. Затем в активную зону загружается первая партия ТВС с числом сборок z1 менее одной трети расчетного критического числа ТВС и измеряется плотность нейтронов  (точка 2 с ординатой n0/n1). Прямая 1-2 , пересекая ось абсцисс, дает первое приближение z1кр критического числа ТВС. С целью обеспечения ЯБ число загружаемых ТВС второй партии выбирается равным половине числа, недостающего до прогнозируемой критической загрузки. ТВС загружаются по одной с выдержкой не менее 2 мин. Определяя при каждой загрузке плотность нейтронов щ , уточняют критическое число ТВС. В зависимости от взаимного расположения детектора, ядерного топлива и источника нейтронов (при его наличии) кривая обратного счета может иметь вогнутой (кривая I рис. 18.1) или выпуклый вид (кривая II). Кривая II дает значительное завышение критического числа ТВС zKpTBC по сравнению с фактическим. Поэтому возникает опасность перехода ядерного реактора в надкритическое состояние из-за чрезмерно большого числа ТВС. Чтобы этого не случилось, при физическом пуске необходимо обеспечить загрузку активной зоны по безопасной кривой обратного счета I.

Рис. 18.2. График зависимости плотности нейтронов от подкритичности реактора: 1 - dp/dt —^ 0; 2 - dp/dt = 0,1%/с; 3 - dp/dt = 0,5%/с

Известно, что при постоянной скорости нарастания реактивности (снижения подкритичности) мощность ядерного реактора увеличивается тем более быстрыми темпами, чем меньше подкритичность, т.е. чем ближе ЯР к критическому состоянию (рис. 18.2). Поэтому при приближении загрузки к критической сборке ТВС вводят в активную зону медленно, чтобы не допустить резкого увеличения реактивности. Время перед измерениями плотности нейтронного потока увеличивают. Когда до критической загрузки остается догрузить одну-две ТВС, то перед этим в активную зону опускают одну из регулирующих сборок, а затем загружают ТВС. Если после загрузки последней ТВС ЯР остается в подкритическом состоянии, то медленным ступенчатым извлечением регулирующей сборки его выводят в критическое состояние.

После набора критической массы реактор переводится в подкритическое состояние опусканием регулирующей группы СУЗ и введением в теплоноситель раствора борной кислоты с необходимой для ВВЭР концентрацией. Концентрацию раствора борной кислоты выбирают расчетным путем такой, чтобы после достижения РУ номинальной тепловой мощности в активной зоне оставалась только одна регулирующая группа СУЗ в полу погруженном состоянии. Дальнейшая загрузка ядерного реактора (ЯР) с доведением числа ТВС до полного комплекта проводится в подкритическом состоянии реактора, достигаемы^ с помощью органов управления.
Рассмотренный метод используется также для определения критического положения органов регулирования и компенсации. С этой целью для ВВЭР строится кривая обратного счета (вида рис. 18.1) в зависимости от положения регулирующей группы СУЗ и концентрации борной кислоты. Критическое положение регулирующей группы СУЗ при полной загрузке всех ТВС является пусковым положением для первого эксплуатационного пуска ядерного реактора.
Кроме определения критической загрузки ядерного реактора топливом и критического положение органов регулирования и компенсации в процессе холодного физического пуска определяют:
эффективность, интегральную и дифференциальную характеристики органов регулирования ядерного реактора;
коэффициенты реактивности различных компонентов ядерного реактора; запас реактивности ядерного реактора;
подкритичность ядерного реактора при полностью введенных поглотителях нейтронов.
Калибровка (определение эффективности) органов регулирования ядерного реактора представляет собой определение изменения реактивности при перемещении поглотителя на единицу длины в различных сечениях активной зоны. С этой целью используются методы, основанные на различных физических закономерностях, в частности, по периоду разгона ядерного реактора и метод компенсации.
В процессе горячего физического пуска, когда осуществляется разогрев ядерного реактора, проводят следующие физические эксперименты:
измерение температурного и мощностного эффектов реактивности;
уточнение эффективности органов регулирования в горячем состоянии ядерного реактора.
Эксперименты, проводимые во время физического пуска, позволяют подтвердить полученные при расчетах нейтронно-физические характеристики первой топливной загрузки ядерного реактора, а также убедиться в надежности функционирования защит, блокировок и всей системы ядерно-физического контроля и ЯБ РУ. Полученные при физическом пуске характеристики активной зоны периодически уточняются в течение рабочей кампании.
Разрешение на загрузку ядерного топлива в реактор и физический пуск энергоблока АЭС выдает ГАН РФ и эксплуатирующая организация после проверки готовности энергоблока и его систем к этому этапу работ. Работы по загрузке ядерного топлива в реактор и проведение операций по физическому пуску выполняет эксплуатационный персонал АЭС, прошедший необходимую подготовку и аттестацию. С момента загрузки ядерного реактора топливом эксплуатирующая организация несет полную ответственность за безопасную работу АЭС.
Энергетический пуск ядерного реактора - это такой процесс ввода энергоблока АЭС в эксплуатацию, при котором ЭБ начинает производить энергию в соответствии с проектной технологической схемой и в течение которого проверяются режимы работы энергоблока на разных уровнях мощности вплоть до уровня, установленного для этапа опытной эксплуатации АЭС. По своей сути энергетический пуск является функциональной проверкой и испытаниями всего оборудования энергоблока при работе на рабочих параметрах оборудования и систем с выдачей тепловой и ЭЭ. Основными задачами энергетического пуска энергоблока являются: составление теплового баланса по контурам АЭС; тарировка измерителей нейтронной и тепловой мощности ядерного реактора; проверка эффективности режима естественной циркуляции для охлаждения активной зоны ядерного реактора;
проверка функционирования системы безопасности и всего оборудования АЭС в режиме обесточивания станции;
проверка действия автоматических регуляторов, защит и блокировок при разных уровнях мощности;
другие режимные испытания энергоблока, предусмотренные программой энергетического пуска.
Перед энергетическим пуском энергоблока должны быть подготовлены условия для надежной и безопасной эксплуатации энергоблока (пускового комплекса):
укомплектован и обучен (с проверкой знаний) оперативный и ремонтный персонал;
разработаны эксплуатационные инструкции и оперативные схемы, техническая документация по учету и отчетности;
подготовлены запасы топлива, материалов, запасные части, средства ТОиР оборудования и систем;
введены в действие СДТУ с линиями связи, системы пожарной сигнализации и пожаротушения, радиационного контроля, управления и защиты, вентиляции, устройства переработки и хранения радиоактивных отходов;
получены разрешения на эксплуатацию оборудования и систем от ГАН РФ и других организаций Федерального надзора, санитарной инспекции, технической инспекции труда профессионального союза.
Для АЭС с различными типами ядерных реакторов, сооружаемых в РФ, имеются типовые "Программы энергетического пуска". В соответствии с типовой программой для каждого вновь пускаемого энергоблока руководством АЭС разрабатывается, а эксплуатирующей организацией утверждается конкретная программа энергетического пуска энергоблока. На основании этой программы выполняются все работы по энергетическому пуску ЭБ АЭС. Документы, регламентирующие проведение предпусковых работ и особенно физического и энергетического пусков, содержат перечни потенциально-опасных работ, а также мероприятия по предотвращению возможности возникновения аварийных ситуаций на энергоблоке (пусковом комплексе) АЭС.
Энергетический пуск ядерного реактора, исходя из соображений безопасности, проводится на 1—10 % номинальной мощности, а заключительный этап - на 55—100% номинальной мощности. Количество этапов и задачи каждого этапа определяются в конкретной программе энергетического пуска АЭС.
Энергетический пуск АЭС включает в себя:
вывод ядерного реактора в критическое состояние;
перевод ядерного реактора в надкритическое состояние;
набор мощности до уровня, достаточного для пуска турбины;
набор мощности до номинального или заданного значения.
В начальный момент времени энергетического пуска ядерного реактора, полностью загруженный топливом, находится в подкритическом состоянии, причем подкритичность создана органами управления. Пуск ядерного реактора производится последовательным подъемом сборок СУЗ. Каждым шагом перемещения органов СУЗ вносится положительная реактивность, уменьшающая подкритичность ядерного реактора и увеличивающая его под- критическую мощность. Нейтронно-физические закономерности этих процессов аналогичны закономерностям изменения подкритичности ядерного реактора при загрузке топлива.
Чувствительность аппаратуры, используемой для контроля мощности в остановленном ядерном реакторе, при пуске и работе на энергетическом уровне, оказывает влияние на разбиение интервалов мощности. В этом смысле обычно оперируют тремя диапазонами мощности: пусковая мощность (10-5 - 10_3)%/Р.ном; минимальная автоматически регулируемая мощность %РНом; рабочая мощность %РНом. Наибольшие трудности вызывает контроль мощности в первом из этих диапазонов. Вся сложность пуска ядерного реактора заключается в том, что необходимо выбрать такую скорость высвобождения реактивности, которая обеспечила бы вывод ядерного реактора в контролируемое состояние на МКУ с допустимым периодом разгона Т > 20 : 30 с. При этом МКУ считается такая нейтронная мощность, которая фиксируется штатной аппаратурой контроля. Самым безопасным и надежным вариантом пуска считается такой, когда МКУ достигается в подкритическом состоянии и переход через критическое состояние контролируется.
Переход ядерного реактора через критическое состояние в надкритическое возможен при плотности нейтронов, меньшей, что может вызвать неконтролируемый разгон реактора (т.е. возникновение пусковой аварии). Поэтому важную роль играет чувствительность аппаратуры контроля мощности ядерного реактора.
Когда активная зона загружена свежим необлученным топливом, то из-за малой плотности нейтронов контроль за пуском Я Р усложняется, В этом случае опасность пусковой аварии возрастает. Поэтому при первоначальных пусках ЯР иногда используют внешние источники нейтронов. После хотя бы однократного выхода нового ядерного реактора на МКУ в активной зоне накапливаются продукты деления и продукты их распада, приводящие к появлению в реакторе собственных более мощных источников нейтронов, чем спонтанное деление и космическое излучение. Поэтому последующие пуски ядерного реактора обычно не вызывав ют таких трудностей, как первоначальный.
После достижения МКУ осуществляется разогрев РУ за счет тепла, выделяемого в реакторе, а также за счет энергии работающих ГЦН. По мере разогрева теплоносителя, оборудования и трубопроводов РУ до рабочих параметров мощность ядерного реактора возрастает до 1-3% номинальной. После этого продолжают повышать мощность ядерного реактора, постепенно увеличивая параметры пара, генерируемого РУ. При достижении определенного давления пара приступают к прогреву паропроводов и пуску турбины и поэтапному набору мощности.
Таким образом, при энергетическом пуске ЭБ АЭС на каждом этапе проводится освоение режимов работы оборудования, автоматических регуляторов, системы безопасности и других устройств и систем, обеспечивающих возможность и, главное, безопасность дальнейшего подъема мощности энергоблока.
Энергетический пуск, как комплексное опробование ЭБ АЭС, проводится персоналом АЭС. При этом должны быть включены предусмотренные проектом контрольно-измерительные приборы, блокировки, устройства сигнализации и дистанционного управления, защиты, АСУ ТП. Комплексное опробование ЭБ (пускового комплекса) АЭС считается проведенным при условии нормальной и непрерывной работы основного оборудования под нагрузкой в течение 15 сут при постоянной или поочередной работе всего вспомогательного оборудования по проектной схеме на номинальной мощности энергоблока в безопасном режиме.
Рабочая комиссия принимает по акту оборудование ЭБ (пускового комплекса) после комплексного опробования и устранения выявленных дефектов и недоделок, а также составляет акт о готовности законченных строительством зданий и сооружений для предъявления Государственной приемочной комиссии. После этого Государственная приемочная комиссия оформляет акт приемки в промышленную эксплуатацию оборудования с относящимися к нему зданиями и сооружениями.
По результатам энергетического пуска энергоблока составляется детальный отчет, который служит основанием для уточнения ТОБ ЭБ и АЭС в целом.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.