Исследование экспериментальных методов определения НФХ активной зоны реактора №4 блока Ростовской АЭС на этапе физического пуска. Обработка экспериментальных данных и анализ результатов
ВВЕДЕНИЕ
Самым распространенным в России проектом реакторной установки является проект ВВЭР. На данный момент в России эксплуатируется 22 энергоблока АЭС с реакторами ВВЭР. Из них 5 энергоблоков ВВЭР-440, 13 энергоблоков ВВЭР-1000 и 4 энергоблока ВВЭР-1200. Важнейшей задачей компаний, проектирующих и строящих атомные станции является обеспечение безопасности. Для безопасной работы АЭС перед вводом в эксплуатацию, необходимо проводить проверку всех систем и оборудования на соответствие проектным требованиям. Процесс ввода в эксплуатацию разделяют на 4 основных этапа:
- Предпусковые наладочные работы (этап А);
- Физический пуск (этап Б);
- Энергетический пуск (этап В);
- Опытно-промышле
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ…………………………………………………………………..……3
Глава 1 Этап «Физический пуск»………………………………………….…..3
1.1 Подэтап Б-1………………………………………………………………….4
1.2 Подэтап Б-2……………………………………………...…………………..5
Глава 2 Вывод на МКУ мощности………………………….………………….7
2.1 Подготовительные операции…………………………………..……………..7
2.2 Комплекс операций для достижения критичности реактора……………11
Глава 3 Физические эксперименты на МКУ мощности....................................14
3.1 Цели испытаний………………………………………………………..…….14
3.2 Предварительные условия………………………………………..……….14
3.3 Порядок проведения экспериментов……………………………….…….15
Глава 4 Методика расчёта НФХ………………………………………..……..21
4.1 Расчёт температурного, барометрического, плотностного коэффициентов реактивности………………………………………………………….………….21
4.2 Расчёт интегральной и дифференциальной характеристики ОР СУЗ….24
4.3 Расчёт мощностного коэффициента реактивности………………..…….25
4.4 Определение эффективностей отдельных ОР СУЗ…………………...…26
4.5 Определение эффективности аварийной защиты……………………..…28
Глава 5 Обработка экспериментальных данных и анализ результатов…….31
5.1 Значения коэффициентов реактивности……………………………..…..31
5.2 Значение интегральной и дифференциальной характеристики ОР СУЗ.35
5.3 Эффективность аварийной защиты и ОР СУЗ…………………………...40
ЗАКЛЮЧЕНИЕ……………………………………………………………..……45
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ……………………….…46
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ
1. Сааков Э.С., Рясный С.И. Ввод в эксплуатацию энергоблоков АЭС. Энергоатомиздат.
2. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. – Энергоатомиздат.
3. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002.
4. Будов В.М., Фарафонов В.А. Конструирование основного оборудования АЭС: Учебное пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1985.
5. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. / А.М. Афров, С.А. Андрушечко, В.Ф. Украинцев и др. М.: Университетская книга, Логос.
6. Нигматулин И.Н., Нигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1986.
7. Монахов А.С. Атомные электрические станции и их технологическое оборудование. М.: Энергоатомиздат, 1986.
8. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М.: Издат, 1994.
9. Ривкин С.Л., Александров А.А. Теплофизические свойства воды и водяного пара. – М.: Энергия. – 1980.
10. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы физики реакторов. – М.: Энергоатомиздат. – 1981.
11. Цыганов С.В., Шишков JI.K. Измерение эффективности органов регулирования ВВЭР. Атомная энергия. Т. 96, вып. 3, Москва, 2004 г.
12. Цыганов С.В., Шишков JI.K. Об измерении эффективности аварийной защиты ВВЭР. ISSN 0205-4671. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. Выпуск 3. Москва, 2004 г.
13. НП-001-15 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций».
14. НП-082-07 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций».
15. ГОСТ Р 8.565-2014. Метрологическое обеспечение атомных станций. Основные положения.
16. ГОСТ Р 8.596-2002. Метрологическое обеспечение измерительных систем. Основные положения.
17. РД ЭО 0150-2004. Руководящий документ. Типовые программы и методики проведения физических экспериментов на энергоблоках атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000.
18. Руководящий документ. Методика
В порядке возрастания номера группы, ОР СУЗ индивидуально перемещают вниз на 5 – 50 % в зависимости от группы. Данное испытания проводят только после вывода реактора на МКУ мощности. Для удовлетворительных результатов необходимо чтобы один из трёх каналов системы экспериментального контроля зафиксировал изменение реактивности не менее 0,005 βэф. Скорость изменения реактивности не должна превышать 0,2 βэф/ч. Изменение температуры и давления в 1 контуре допускается на 2 оС и 2 кгс/см2.
Для определения температурного коэффициента реактивности температуру теплоносителя первого контура сначала уменьшают, а затем возвращают к исходному значению, с регистрацией изменения реактивности. Величина изменения температуры составляет 1-3 градуса от исходного. Изменение температуры теплоносителя первого контура происходит путём отбора пара из парогенератора. Давление в первом контуре поддерживается постоянным. Перед началом проведения испытания проверяется стабильность параметров, конт