Способ управления ядерным реактором

 

Сущность: подъем мощности реактора выполняют непрерывно до среднего по высоте активной зоны реактора уровня энерговыделения тепловыделяющих элементов 240-290 Вт/см, на котором мощность удерживают постоянной не менее 10 мин. Дальнейший подъем мощности до уровня 700-800 Вт/см осуществляют по крайней мере с одной промежуточной выдержкой в течение не менее 10 мин и, начиная с уровня 700-300 Вт/см, повышение мощности выполняют равномерными ступенями с очередным разовым увеличением ее не более, чем на 100 Вт/см с последующей приостановкой подъема и удержанием мощности на достигнутом уровне в течение не менее 10 мин. При этом указанный равномерный подъем мощности ступенями ведут до заданного уровня, а в случае аварийной остановки реактора в горячем состоянии подъем мощности до уровня 700-800 Вт/см ведут непрерывно за время от 5 до 30 мин. 1 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа.

Известен способ управления атомным реактором, содержащий режим подъема до порогового уровня мощности за счет вывода регулирующих стержней, последующее уменьшение или увеличение уровня мощности путем погружения периферийных регулирующих стержней на большую глубину по отношению к стержням в центральной части активной зоны и уменьшения или увеличения расхода теплоносителя с одновременным извлечением периферийных регулирующих стержней, доведение и удержание мощности на заданном уровне [1] Недостатком такого способа является то, что даже незначительные случайные или ошибочные изменения расхода теплоносителя в сторону уменьшения могут привести к нарушению нормального теплоотвода пережогу тепловыделяющих элементов.

Также известен способ эксплуатации ядерного реактора, содержащий режим подъема из холодного состояния до заданного уровня мощности, в процессе которого, прежде чем в тепловыделяющих элементах, находящихся в активной зоне реактора, будет достигнуто линейное энерговыделение в 240 Вт/см, по крайней мере один раз приостанавливают подъем мощности, поддерживают ее на постоянном уровне и затем повышение мощности продолжают до заданного уровня, последующее удержание мощности на заданном уровне. Этот способ выбран в качестве прототипа [2] Недостатком прототипа является то, что при подъеме мощности из холодного состояния, в процессе которого, прежде чем в тепловыделяющих элементах, находящихся в активной зоне реактора, будет достигнуто линейное энерговыделение в 240 Вт/см, один раз или чаще приостанавливают подъем мощности и поддерживают ее на постоянном уровне. Поскольку при таких невысоких энерговыделениях, особенно в начальные моменты, происходит быстрый разогрев тепловыделяющих элементов и сравнительно медленный разогрев замедлителя, отражателя, металлоконструкций слабое отравление реактора ксеноном, температурные эффекты реактивности приводят к колебаниям энерговыделения в реакторе на пониженных уровнях мощности, что усложняет процесс управления реактором, может вызвать перекос мощности и срабатывание аварийной защиты.

Отсутствие остановок подъема мощности реактора в прототипе из холодного состояния с линейным энерговыделением в тепловыделяющих элементах больше величины 240 Вт/см приводит к тому, что формирующаяся зона поверхностного кипения теплоносителя, недогретого до температуры насыщения, в местах сварки оболочки тепловыделяющих элементов может вызвать проявление скрытых дефектов позднее, при повышенных уровнях мощности реактора, при высоком отравлении ксеноном и большом накоплении продуктов деления в тепловыделяющих элементах. Это увеличит выброс продуктов деления из дефектного элемента, а неизбежная при этом аварийная остановка реактора может вызвать попадание в "иодную яму". При этом, если быстро (реактор остается в горячем состоянии) выгрузить из активной зоны дефектный тепловыделяющий элемент, то способом, предложенным в прототипе, быстро восстановить мощность не удается. Так как приостановка подъема, предусмотренная в прототипе, на уровне с энерговыделением меньше 240 Вт/см вызовет еще более глубокое "отравление" реактора ксеноном и может привести либо к пападанию в "иодную яму" либо уменьшению числа постоянно находящихся в активной зоне поглощающих стержней меньше числа, разрешенного регламентом.

В обоих случаях реактор будет остановлен. Остановка будет длительной, так как для последующего пуска реактора потребуется полное расхолаживание и "разотравление" реактора.

Задачей изобретения является раннее выявление скрытых дефектов тепловыделяющих элементов активной зоны реактора в процессе подъема мощности из холодного состояния, быстрое восстановление мощности при аварийной остановке в горячем состоянии и обеспечение безаварийного устойчивого режима подъема мощности реактора из холодного и горячего состояний реактора.

Поставленная задача решается тем, что в известном способе, содержащем режим подъема из холодного состояния реактора до заданного уровня мощности и последующее удержание мощности на нем до планового останова реактора, подъем мощности выполняют непрерывно до среднего по высоте активной зоны для плато реактора уровня энерговыделения тепловыделяющих элементов 240-290 Вт/см, на котором мощность удерживают постоянной не менее 10 мин, дальнейший подъем мощности до уровня 700-800 Вт/см осуществляют по крайней мере с одной промежуточной выдержкой в течение не менее 10 мин и, начиная с уровня 700-800 Вт/см, повышение мощности выполняют равномерными ступенями с очередным разовым увеличением ее не более, чем на 100 Вт/см с последующей приостановкой подъема и удержанием мощности на достигнутом уровне в течение не менее 10 мин, при этом указанный равномерный подъем мощности ступенями ведут до заданного уровня, а в случае аварийной остановки реактора в горячем состоянии подъем мощности до уровня 700-800 Вт/см ведут непрерывно за время от 5 до 30 мин.

Сущность изобретения поясняется на примере графиков (см. чертеж) подъема мощности из холодного (ломаная 1) и горячего (кривая 2) состояний реактора, общий вид которых изображен на рисунке. Отрезки АБ, ВГ, ДЕ, ЖЗ, ИК, ЛМ характеризуют процесс подъема из холодного состояния реактора; отрезки БВ, ГД, ЕЖ, ЗИ, КЛ, МН характеризуют удержания постоянными уровни мощности. Прохождение отрезка АБ без промежуточных остановок, которые предусмотрены в прототипе, в условиях быстрого разогрева тепловыделяющих элементов, сравнительно медленного разогрева замедлителя, отражателя, металлоконструкций и слабого отравления ксеноном позволит избежать нежелательных колебаний энерговыделения в реакторе из-за температурных эффектов реактивности.

На ступенях (отрезки ГД, ЕЖ), например, выполняют остановку подъема и удерживают мощность в течение времени не менее 10 мин на уровнях со средним по высоте активной зоны для плато реактора линейным энерговыделением 480 Вт/см и 700-800 Вт/см. На ступени ЕЖ (от 700 до 800 Вт/см), начинает формироваться зона поверхностного кипения теплоносителя, не догретого до температуры насыщения, в местах сварки оболочки и соединений, где могут образовываться застойные зоны, либо из-за испарения прекращается контакт теплоносителя и тепловыделяющих элементов, расположенных в части активной зоны со стороны выхода теплоносителя из реактора.

Дальнейшее повышение мощности выполняют равномерными ступенями в виде подъема мощности с увеличением среднего по высоте активной зоны линейного энерговыделения тепловыделяющих элементов на величину не более 100 Вт/см (отрезки ЖЗ, ИК, ЛМ) и последующей приостановкой подъема мощности с ее удержанием на постоянном уровне в течение времени не менее 10 мин (отрезки ЗИ, КЛ, МН) так, пока не будет достигнут заданный уровень мощности. При этом участок зоны поверхностного кипения в процессе подъема мощности ступенями будет смещаться в направлении от торца активной зоны со стороны выхода теплоносителя к другому торцу со стороны поступления теплоносителя в активную зону. На ступенях останова и удержания уровней мощности процесс кипения вызывает уменьшение жидкого термализующего нейтроны слоя теплоносителя за счет вытеснения жидкости паром.

Спектр тепловых нейтронов смещается в сторону более высоких энергий и более высокого значения соотношения нейтронных сечений деления и поглощения, повышая эффективный коэффициент размножения и, следовательно, мощность реактора, энерговыделение и температуру в тепловыделяющих элементов, что в свою очередь вызывает смещение участка зоны поверхностного кипения, оставляя места сварки оболочки тепловыделяющих элементов и соединения элементов активной зоны с застойными зонами, где из-за испарения возможно полное прекращение контакта теплоносителя и тепловыделяющих элементов. Автоматический либо ручные регуляторы мощности реактора погружением в активную зону регулирующих стержней компенсируют увеличение мощности, снижают энерговыделение и температуру в тепловыделяющих элементов. При этом интенсивность процесса парообразования падает, реактивность реактора уменьшается, мощность снижается. Сухие места тепловыделяющих элементов смачиваются теплоносителем, вызывая резкое охлаждение поверхности оболочки, дополнительные термические напряжения и кавитационное динамическое воздействие на эти места. Возникают циклические термодинамические нагрузки на оболочку, которые способствуют раннему раскрытию и выявлению скрытых дефектов оболочки. При этом скорости раскрытия дефектов и взаимодействия теплоносителя с сердечником тепловыделяющего элемента будут минимальными, что в сочетании с ранним раскрытием и определением дефектного элемента в сборке позволяет выгрузить данный элемент из реактора без значительного выброса продуктов деления, механических деформаций и заклиниваний дефектного элемента в реакторе. Удержание мощности на ступенях в течение времени не менее 10 мин приведет к тому, что времени будет достаточно для определения дефекта и, кроме того, будет способствовать прогреву замедлителя, отражателя и металлоконструкций, что позволит снизить колебания энерговыделения в реакторе.

Таким образом, не известное ранее совместно сочетание механизма подъема мощности такими ступенями (ломаная 1) и процесса удержания мощности реактора на этих ступенях формирует участок зоны поверхностного кипения теплоносителя, который будет смещаться по высоте активной зоны реактора по мере подъема мощности с одновременным равномерным прогревом замедлителя, отражателя, металлоконструкций и выдержкой на ступенях в течение времени не менее 10 мин, ретермализует спектр тепловых нейтронов в зоне кипения в сторону более высоких энергий, вызывая увеличение реактивности и мощности реактора, которое компенсируется погружением регулирующих стержней, приводит к раннему, относительно медленному для пониженных мощностей реактора, раскрытию и выявлению скрытых дефектов тепловыделяющих элементов, что позволяет быстро и без серьезных последствий выгрузить дефектные элементы из реактора, сообщает тем самым способу положительный эффект и является существенным отличием в сравнении с прототипом.

При срабатывании аварийной защиты у реактора, работающего на заданном уровне мощности в горячем состоянии после подъема мощности из холодного состояния (ломаная 1) и удаления из активной зоны реактора тепловыделяющих элементов со скрытыми дефектами, в случае быстрого устранения причины срабатывания аварийной защиты замедлитель, отражатель и металлоконструкции находятся в горячем состоянии, то есть изменение реактивности в основном определяют отравление ксеноном и температурный эффект реактивности топлива. Поэтому для исключения попадания в "йодную яму", сокращения простоя реактора и исключения повторного полного расхолаживания реактора подъем мощности следует выполнять быстро и непрерывно до уровня мощности со средним по высоте активной зоны линейным энерговыделением в тепловыделяющих элементах в диапазоне от 700 до 800 Вт/см (кривая 2) за время от 5 до 30 мин в зависимости от оперативного запаса реактивности реактора перед аварийной остановкой. В противном случае, если выполнять подъем из горячего состояния в соответствии с кривой 2, не выполняя предварительно подъем из холодного состояния (ломаная 1) или выполняя предварительный подъем мощности из холодного состояния так, как это указано в прототипе, это приведет к выявлению дефектных тепловыделяющих элементов во время подъема (кривая 2), что может вызвать аварийную остановку реактора.

Если после срабатывания аварийной защиты в горячем состоянии причина срабатывания быстро устранена, а подъем мощности выполняют способом, предложенным в прототипе, это приведет к сильному "отравлению" реактора и его длительному простою.

То есть подъем мощности реактора (кривая 2) невозможен без предварительного подъема в соответствии с ломаной 1.

Таким образом, неизвестное ранее совместное последовательное использование подъема мощности из холодного состояния (ломаная 1) и подъема мощности реактора из горячего состояния при быстром устранении причины срабатывания аварийной защиты позволяет за время от 5 до 30 мин поднимать мощность реактора до уровня со средним энерговыделением в тепловыделяющих элементах в диапазоне от 700 до 800 Вт/см, избегая при этом попадания в "йодную яму", сокращая простой, исключая повторное полное расхолаживание реактора, сообщает тем самым положительный эффект и является существенным отличием в сравнении с прототипом.

В настоящее время выполнение подъема мощности реактора предложенным способом из холодного или горячего состояний и до заданного уровня мощности представляется обоснованным и практически осуществимым.

Формула изобретения

Способ управления ядерным реактором, содержащий режим подъема из холодного состояния реактора до заданного уровня мощности и последующее удержание мощности на нем до плавного останова реактора, отличающийся тем, что подъем мощности выполняют непрерывно до среднего по высоте активной зоны для плато реактора уровня энерговыделения тепловыделяющих элементов 240 290 Вт/см, на котором мощность удерживают постоянной не менее 10 мин, дальнейший подъем мощности до уровня 700 800 Вт/см осуществляют по крайней мере с одной промежуточной выдержкой в течение не менее 10 мин и, начиная с уровня 700 - 800 Вт/см, повышение мощности выполняют равномерными ступенями с очередным разовым увеличением ее не более, чем на 100 Вт/см с последующей приостановкой подъема и удержанием мощности на достигнутом уровне в течение не менее 10 мин, при этом указанный равномерный подъем мощности ступенями ведут до заданного уровня, а в случае аварийной остановки реактора в горячем состоянии подъем мощности до уровня 700 800 Вт/см ведут непрерывно за время 5 30 мин.

РИСУНКИ

Рисунок 1