Сутність: підйом потужності реактора виконують безперервно до середнього по висоті активної зони реактора рівня енерговиділення тепловиділяючих елементів 240-290 Вт / см, на якому потужність утримують постійної не менше 10 хв. Подальший підйом потужності до рівня 700-800 Вт / см здійснюють принаймні з однієї проміжної витримкою протягом не менше 10 хв і, починаючи з рівня 700-300 Вт / см, підвищення потужності виконують рівномірними сходами з черговим разовим збільшенням її не більше, ніж на 100 Вт / см з наступною зупинкою підйому і утриманням потужності на досягнутому рівні протягом не менше 10 хв. При цьому зазначений рівномірний підйом потужності ступенями ведуть до заданого рівня, а в разі аварійної зупинки реактора в гарячому стані підйом потужності до рівня 700-800 Вт / см ведуть безперервно за час від 5 до 30 хв. 1 мул.
Винахід відноситься до атомної енергетики і може бути використано в ядерних реакторах, наприклад, канальних уран-графітового типу.
Відомий спосіб управління атомним реактором, що містить режим підйому до порогового рівня потужності за рахунок виведення регулюючих стрижнів, подальше зменшення або збільшення рівня потужності шляхом занурення периферійних регулюючих стрижнів на велику глибину по відношенню до стержнів в центральній частині активної зони і зменшення або збільшення витрат теплоносія з одночасним витяганням периферійних регулюючих стрижнів, доведення і утримання потужності на заданому рівні [1] Недоліком такого способу є те, що так е незначні випадкові або помилкові зміни витрати теплоносія в бік зменшення можуть привести до порушення нормального відводу тепла пережогу тепловиділяючих елементів.
Також відомий спосіб експлуатації ядерного реактора, що містить режим підйому з холодного стану до заданого рівня потужності, в процесі якого, перш ніж в тепловиділяючих елементах, що знаходяться в активній зоні реактора, буде досягнуто лінійне енерговиділення в 240 Вт / см, по крайней мере один раз припиняють підйом потужності, підтримують її на постійному рівні і потім підвищення потужності продовжують до заданого рівня, подальше утримання потужності на заданому рівні. Цей спосіб обраний в якості прототипу [2] Недоліком прототипу є те, що при підйомі потужності з холодного стану, в процесі якого, перш ніж в тепловиділяючих елементах, що знаходяться в активній зоні реактора, буде досягнуто лінійне енерговиділення в 240 Вт / см, один раз або частіше припиняють підйом потужності і підтримують її на постійному рівні. Оскільки при таких низьких енерговиділення, особливо в початкові моменти, відбувається швидкий розігрів тепловиділяючих елементів і порівняно повільний розігрів сповільнювач, відбивач, металоконструкцій слабке отруєння реактора ксеноном, температурні ефекти реактивності призводять до коливань енерговиділення в реакторі на знижених рівнях потужності, що ускладнює процес управління реактором, може викликати перекіс потужності і спрацьовування аварійного захисту.
Відсутність зупинок підйому потужності реактора в прототипі з холодного стану з лінійним енерговиділенням в тепловиділяючих елементах більше величини 240 Вт / см призводить до того, що формується зона поверхневого кипіння теплоносія, недогріти до температури насичення, в місцях зварювання оболонки тепловиділяючих елементів може викликати прояв прихованих дефектів пізніше , при підвищених рівнях потужності реактора, при високому отруєнні ксеноном і великому накопиченні продуктів поділу в тепловиділяючих елементах. Це збільшить викид продуктів розподілу з дефектного елемента, а неминуча при цьому аварійна зупинка реактора може викликати попадання в "иодную яму". При цьому, якщо швидко (реактор залишається в гарячому стані) вивантажити з активної зони дефектний тепловиділяючих елемент, то способом, запропонованим в прототипі, швидко відновити потужність не вдається. Так як припинення підйому, передбачена в прототипі, на рівні з енерговиділенням менше 240 Вт / см викличе ще більш глибоке "отруєння" реактора ксеноном і може привести або до пападанію в "иодную яму" або зменшення числа постійно знаходяться в активній зоні поглинаючих стержнів менше числа , дозволеного регламентом.
В обох випадках реактор буде зупинено. Зупинка буде тривалою, тому що для подальшого пуску реактора буде потрібно повне розхолоджування і "разотравленіе" реактора.
Завданням винаходу є раннє виявлення прихованих дефектів тепловиділяючих елементів активної зони реактора в процесі підйому потужності з холодного стану, швидке відновлення потужності при аварійній зупинці в гарячому стані і забезпечення безаварійного сталого режиму підйому потужності реактора з холодного і гарячого станів реактора.
Поставлена задача вирішується тим, що у відомому способі, що містить режим підйому з холодного стану реактора до заданого рівня потужності і подальше утримання потужності на ньому до планового зупину реактора, підйом потужності виконують безперервно до середнього по висоті активної зони для плато реактора рівня енерговиділення тепловиділяючих елементів 240 -290 Вт / см, на якому потужність утримують постійної не менше 10 хв, подальший підйом потужності до рівня 700-800 Вт / см здійснюють принаймні з однієї проміжної витримкою в ті чення не менше 10 хв і, починаючи з рівня 700-800 Вт / см, підвищення потужності виконують рівномірними сходами з черговим разовим збільшенням її не більше, ніж на 100 Вт / см з наступною зупинкою підйому і утриманням потужності на досягнутому рівні протягом не менше 10 хв, при цьому зазначений рівномірний підйом потужності ступенями ведуть до заданого рівня, а в разі аварійної зупинки реактора в гарячому стані підйом потужності до рівня 700-800 Вт / см ведуть безперервно за час від 5 до 30 хв.
Суть винаходу пояснюється на прикладі графіків (див. Креслення) підйому потужності з холодного (ламана 1) і гарячого (крива 2) станів реактора, загальний вигляд яких зображений на малюнку. Відрізки АБ, ВГ, ДЕ, ЖЗ, ІК, ЛМ характеризують процес підйому з холодного стану реактора; відрізки БВ, ГД, ЕЖ, ЗІ, КЛ, МН характеризують утримання постійними рівні потужності. Проходження відрізка АБ без проміжних зупинок, які передбачені в прототипі, в умовах швидкого розігріву тепловиділяючих елементів, порівняно повільного розігріву сповільнювач, відбивач, металоконструкцій і слабкого отруєння ксеноном дозволить уникнути небажаних коливань енерговиділення в реакторі через температурних ефектів реактивності.
На ступенях (відрізки ГД, ЕЖ), наприклад, виконують зупинку підйому і утримують потужність протягом часу не менше 10 хв на рівнях із середнім по висоті активної зони для плато реактора лінійним енерговиділенням 480 Вт / см і 700-800 Вт / см. На ступені ЕЖ (від 700 до 800 Вт / см), починає формуватися зона поверхневого кипіння теплоносія, що не догреть до температури насичення, в місцях зварювання оболонки і з'єднань, де можуть утворюватися застійні зони, або через випаровування припиняється контакт теплоносія і тепловиділяючих елементів , розташованих в частині активної зони з боку виходу теплоносія з реактора.
Подальше підвищення потужності виконують рівномірними сходами у вигляді підйому потужності зі збільшенням середнього по висоті активної зони лінійного енерговиділення тепловиділяючих елементів на величину не більше 100 Вт / см (відрізки ЖЗ, ІК, ЛМ) і подальшої припиненням підйому потужності з її утриманням на постійному рівні протягом часу не менше 10 хв (відрізки ЗІ, КЛ, МН) так, поки не буде досягнутий заданий рівень потужності. При цьому ділянка зони поверхневого кипіння в процесі підйому потужності ступенями буде зміщуватися в напрямку від торця активної зони з боку виходу теплоносія до іншого торця з боку надходження теплоносія в активну зону. На ступенях зупинки і утримання рівнів потужності процес кипіння викликає зменшення рідкого термалізующего нейтрони шару теплоносія за рахунок витіснення рідини парою.
Спектр теплових нейтронів зміщується в бік більш високих енергій і більш високого значення співвідношення нейтронних перерізів ділення і поглинання, підвищуючи ефективний коефіцієнт розмноження і, отже, потужність реактора, енерговиділення і температуру в тепловиділяючих елементів, що в свою чергу викликає зсув ділянки зони поверхневого кипіння, залишаючи місця зварювання оболонки тепловиділяючих елементів і з'єднання елементів активної зони з застійними зонами, де через випаровування можливе повне припинення контакту теп лоносітеля і тепловиділяючих елементів. Автоматичний або ручні регулятори потужності реактора зануренням в активну зону регулюючих стрижнів компенсують збільшення потужності, знижують енерговиділення і температуру в тепловиділяючих елементів. При цьому інтенсивність процесу пароутворення падає, реактивність реактора зменшується, потужність знижується. Сухі місця тепловиділяючих елементів змочуються теплоносієм, викликаючи різке охолодження поверхні оболонки, додаткові термічні напруги і кавітаційне динамічний вплив на ці місця. Виникають циклічні термодинамічні навантаження на оболонку, які сприяють ранньому розкриттю і виявлення прихованих дефектів оболонки. При цьому швидкості розкриття дефектів і взаємодії теплоносія з сердечником тепловиділяючого елемента будуть мінімальними, що в поєднанні з раннім розкриттям і визначенням дефектного елемента в збірці дозволяє вивантажити даний елемент з реактора без значного викиду продуктів поділу, механічних деформацій і заклинювань дефектного елемента в реакторі. Утримання потужності на ступенях протягом часу не менше 10 хв призведе до того, що часу буде достатньо для визначення дефекту і, крім того, буде сприяти прогріванню сповільнювач, відбивач і металоконструкцій, що дозволить знизити коливання енерговиділення в реакторі.
Таким чином, не відоме раніше спільно поєднання механізму підйому потужності такими ступенями (ламана 1) і процесу утримання потужності реактора на цих щаблях формує ділянку зони поверхневого кипіння теплоносія, який буде зміщуватися по висоті активної зони реактора в міру підйому потужності з одночасним рівномірним прогріванням сповільнювач, відбивача, металоконструкцій і витримкою на ступенях протягом часу не менше 10 хв, ретермалізует спектр теплових нейтронів в зоні кипіння в сторону більш високих енергій, ви ивая збільшення реактивності і потужності реактора, яке компенсується зануренням регулюючих стрижнів, призводить до раннього, щодо повільного для знижених потужностей реактора, розкриття і виявлення прихованих дефектів тепловиділяючих елементів, що дозволяє швидко і без серйозних наслідків вивантажити дефектні елементи з реактора, повідомляє тим самим способом позитивний ефект і є істотною відмінністю в порівнянні з прототипом.
При спрацьовуванні аварійного захисту у реактора, що працює на заданому рівні потужності в гарячому стані після підйому потужності з холодного стану (ламана 1) і видалення з активної зони реактора тепловиділяючих елементів з прихованими дефектами, в разі швидкого усунення причини спрацювання аварійного захисту сповільнювач, відбивач і металоконструкції знаходяться в гарячому стані, тобто зміна реактивності в основному визначають отруєння ксеноном і температурний ефект реактивності палива. Тому для виключення попадання в "йодну яму", скорочення простою реактора і виключення повторного повного розхолоджування реактора підйом потужності слід виконувати швидко і безперервно до рівня потужності із середнім по висоті активної зони лінійним енерговиділенням в тепловиділяючих елементах в діапазоні від 700 до 800 Вт / см ( крива 2) за час від 5 до 30 хв залежно від оперативного запасу реактивності реактора перед аварійної зупинкою. В іншому випадку, якщо виконувати підйом з гарячого стану відповідно до кривої 2, не виконуючи попередньо підйом з холодного стану (ламана 1) або виконуючи попередній підйом потужності з холодного стану так, як це зазначено в прототипі, це призведе до виявлення дефектних тепловиділяючих елементів під час підйому (крива 2), що може викликати аварійну зупинку реактора.
Якщо після спрацьовування аварійного захисту в гарячому стані причина спрацьовування швидко усунена, а підйом потужності виконують способом, запропонованим в прототипі, це призведе до сильного "отруєння" реактора і його тривалого простою.
Тобто підйом потужності реактора (крива 2) неможливий без попереднього підйому відповідно до ламаної 1.
Таким чином, невідоме раніше спільне послідовне використання підйому потужності з холодного стану (ламана 1) і підйому потужності реактора з гарячого стану при швидкому усуненні причини спрацювання аварійного захисту дозволяє за час від 5 до 30 хв піднімати потужність реактора до рівня із середнім енерговиділенням в тепловиділяючих елементах в діапазоні від 700 до 800 Вт / см, уникаючи при цьому потрапляння в "йодну яму", скорочуючи простий, виключаючи повторне повне розхолоджування реактора, повідомляє тим самим позитивний еф фект і є істотною відмінністю в порівнянні з прототипом.
В даний час виконання підйому потужності реактора запропонованим способом з холодного або гарячого станів і до заданого рівня потужності видається обгрунтованим і практично здійсненним.
Спосіб управління ядерним реактором, що містить режим підйому з холодного стану реактора до заданого рівня потужності і подальше утримання потужності на ньому до плавного зупинки реактора, який відрізняється тим, що підйом потужності виконують безперервно до середнього по висоті активної зони для плато реактора рівня енерговиділення тепловиділяючих елементів 240 290 Вт / см, на якому потужність утримують постійної не менше 10 хв, подальший підйом потужності до рівня 700 800 Вт / см здійснюють принаймні з однієї проміжної витримкою в ті ення не менше 10 хв і, починаючи з рівня 700 - 800 Вт / см, підвищення потужності виконують рівномірними сходами з черговим разовим збільшенням її не більше, ніж на 100 Вт / см з наступною зупинкою підйому і утриманням потужності на досягнутому рівні протягом не менше 10 хв, при цьому зазначений рівномірний підйом потужності ступенями ведуть до заданого рівня, а в разі аварійної зупинки реактора в гарячому стані підйом потужності до рівня 700 800 Вт / см ведуть безперервно за время 5 30 хв.
Винахід відноситься до області пристроїв для регулювання високотемпературних ядерних реакторів (ЯР) з органами регулювання, виконаними у вигляді поворотних циліндрів, розташованих в бічному відбивачі ЯР і призначених для зміни характеристик в процесі роботи
Винахід відноситься до області пристроїв для регулювання високотемпературних ядерних реакторів (ЯР) з органами регулювання, виконаними у вигляді поворотних циліндрів, розташованих в бічному відбивачі ЯР і призначених для зміни характеристик в процесі роботи
Винахід відноситься до ядерної техніці, зокрема до пристроїв системи управління і захисту (СУЗ) водо-водяних реакторів і може бути використано в регулюючих органах, виконаних у вигляді одиночних стрижнів з різним поперечним перерізом або збірок, що містять набір регулюючих стрижнів або набір паливних і регулюючих стрижнів, призначених для компенсації надлишкової реактивності, регулювання реактивності в процесі роботи на потужності, при переході з одного рівня потужності на інший і в якості аварійних стрижнів, а та кож при використанні в керуючих системах з суміщеними функціями