Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Экспериментальные исследования нейтронно-физических процессов в ВВЭР-1000 13
1.1. Номенклатура и объем исследований 13
1.2. Основные особенности методик определения эффектов и коэффициентов реактивности 17
1.3. Выводы к главе 1 и постановка задач исследования 28
Глава 2. Усовершенствованное методическое и приборное обеспечение нейтронно-физических экспериментов на ВВЭР-1000 30
2.1. Методики экспериментального определения эффектов и коэффициентов реактивности 30
2.1.1. Определение температурного и барометрического коэффициентов реактивности на минимально контролируемом уровне мощности реактора 30
2.1.2. Определение эффективностей отдельных органов регулирования СУЗ на минимально контролируемом уровне мощности реактора 33
2.1.3. Определение эффективностей аварийной защиты и наиболее эффективного органа регулирования СУЗ 36
2.1.4. Определение дифференциальной и интегральной эффективностей групп ОР СУЗ на энергетических уровнях мощности реактора 41
2.1.5. Определение мощностного, температурного и барометрического коэффициентов реактивности на энергетических уровнях мощности реактора 51
2.2. Средства измерений и регистрации параметров 55
2.2.1. Измерительный комплекс для контроля состояния активной зоны и экспериментального определения коэффициентов и эффектов реактивности 55
2.2.2. Разработка программного комплекса для табличного и графического отображения на ПЭВМ параметров СВРК 56
2.3. Выводы к главе 2 60
Глава 3. Эффекты и коэффициенты реактивности в ВВЭР-1000 с усовершенствованными ТВС 62
3.1. Минимально контролируемый уровень мощности 62
3.1.1. Температурный и барометрический коэффициенты реактивности 62
3.1.2. Эффективность отдельных органов регулирования СУЗ 66
3.1.3. Эффективность аварийной защиты реактора и наиболее эффективного органа регулирования СУЗ 69
3.2. Энергетические уровни мощности 72
3.2.1. Мощностной, температурный и барометрический коэффициенты реактивности 72
3.2.2. Интегральные эффективности групп ОР СУЗ 77
3.3. Выводы к главе 3 77
Глава 4. Исследование ксеноновых колебаний в ВВЭР-1000 и устойчивости работы реакторной установки при малых снижениях ее мощности 80
4.1. Причины возникновения колебаний 80
4.2. Диаметральные колебания 82
4.3. Азимутальные колебания 86
4.4. Влияние отравления ксеноном на устойчивость реакторной установки при малом снижении ее мощности 91
4.5. Выводы к главе 4 94
Глава 5. Предупреждение и подавление ксеноновых колебаний в ВВЭР-1000 96
5.1. Разгрузка реактора и продолжительная работа на пониженном уровне мощности 96
5.2. Подъем мощности после кратковременной разгрузки реактора 100
5.3. Достижение исходной мощности после разгрузки реактора и работа на стационарном уровне мощности 103
5.4. Порядок приведения регулирующей группы ОР СУЗ к требуемому положению при стабилизированном аксиальном офсете 105
5.5. Проверка эффективности методики предупреждения и подавления ксеноновых колебаний на Ростовской АЭС 107
5.6. Выводы к главе 5 113
Выводы 114
Список использованной литературы 116
Приложение 1 123
Приложение II 124
Приложение III 125
- Основные особенности методик определения эффектов и коэффициентов реактивности
- Температурный и барометрический коэффициенты реактивности
- Азимутальные колебания
- Разгрузка реактора и продолжительная работа на пониженном уровне мощности
Основные особенности методик определения эффектов и коэффициентов реактивности
В настоящее время в соответствии с требованиями документов /20-24/, а также рабочих технологических регламентов безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 при вводе в эксплуатацию новых и пуске после каждой перегрузки топлива действующих блоков проводится экспериментальное определение НФХ реакторов с целью:
- подтверждения безопасной эксплуатации АЭС;
- подтверждения правильности нейтронно-физических расчетов, выполненных в обоснование перегрузки топлива;
- подтверждения соответствия реальных характеристик исследуемой топливной загрузки проектным требованиям;
- получения информации для усовершенствования (корректировки) расчетных программ моделирования топливных циклов.
К числу определяемых НФХ относятся следующие:
- эффективность аварийной защиты и эффективность наиболее эффективного ОР СУЗ реактора;
- температурный, барометрический (плотностной) и мощностной коэффициенты реактивности;
- дифференциальные и интегральные эффективности групп ОР СУЗ;
- коэффициент реактивности по концентрации борной кислоты в реакторе;
- эффективности отдельных органов регулирования СУЗ.
Одним из важнейших параметров, необходимых для экспериментального определения эффектов и коэффициентов реактивности, является поток нейтронов, по изменению которого вычисляется реактивность. Регистрация потока нейтронов (тока ионизационных камер (ИК), расположенных в каналах биологической защиты реактора) в физических экспериментах должна осуществляться с частотой не менее 10 Гц (периодом не более 0,1 секунды). Однако имеющиеся на энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000 штатные системы - аппаратура контроля потока нейтронов и система внутриреакторного контроля - не могут обеспечить регистрацию параметров с упомянутой выше частотой. Более того, при определении дифференциальных и интегральных эффективностей групп ОР СУЗ на энергетических уровнях мощности реактора разрешающая способность измерения тока ионизационной камеры не должна превышать 0,01% от его абсолютного значения, что также не обеспечивается штатными системами.
В этой связи при проведении физических экспериментов на энергоблоках АЭС используются разного рода дополнительные измерительные комплексы, состоящие в основном из 2-х - 3-х реактиметров (как правило, цифровых), персональной ЭВМ и (или) 1-го - 3-х самопишущих приборов для регистрации токов ИК и реактивности. При этом значения других, необходимых для определения коэффициентов и эффектов реактивности, параметров (температуры теплоносителя в "холодных" и "горячих" нитках петель первого контура, давления в первом контуре, положения ОР СУЗ, концентрации борной кислоты в реакторе) регистрируются вручную либо на ленте самопишущего прибора, либо на отдельном листе бумаги по показаниям штатных систем. Требований по составу и точности измерительной аппаратуры дополнительного измерительного комплекса практически нет.
Важнейшим фактором в определении нейтронно-физических характеристик реактора является наличие качественных методик проведения и обработки результатов экспериментов, учитывающих особенности реакторной установки. Такие методики создавались в течение многих лет и улучшались по мере накопления опыта проведения экспериментов на вновь вводимых в эксплуатацию и действующих ВВЭР при их физических и энергетических пусках.
В первых публикациях методик определения важнейших НФХ /1,4,5,6/ даны лишь качественные описания. В них рассмотрены определения некоторых эффектов и коэффициентов реактивности в основном на минимально контролируемом уровне мощности. При этом не отражены особенности состояния в ходе эксперимента различных систем и оборудования РУ, работа которых может повлиять на изменение реактивности. В публикациях нет оценки погрешностей измерительной аппаратуры, роли "ложного" влияния на показания измерительной аппаратуры изменений технологических параметров (температуры и давления теплоносителя), "пространственных" эффектов, связанных с относительным положением органов регулирования СУЗ и внезонных детекторов, используемых для измерения потока нейтронов и т. д.
На основе анализа научно-технических отчетов по физическому пуску и результатам освоения проектной мощности РУ /9-13/ было установлено, что результаты экспериментального определения отдельных нейтронно физических характеристик на энергоблоках с ВВЭР-1000 не всегда являлись достоверными. Это связано как с неточностью проведения физических экспериментов, так и с несовершенством методик обработки зарегистрированной информации, в которых, в частности, не учитывалась деформация пространственного распределения энерговыделения и потока нейтронов /25/. Последнее касается практически всех энергоблоков с ВВЭР-1000, вводившихся в эксплуатацию до 1990 года.
Более детально и точно методики экспериментального определения ней-тронно-физических характеристик ВВЭР-1000 были отражены только в 1991 году в отчете ВНИИАЭС /14/. В этих методиках учтены особенности энергоблока, требования к стабилизации или изменению технологических параметров в процессе эксперимента.
На основе накопленного опыта проведения на энергоблоках АЭС с ВВЭР различных физических экспериментов при различных состояниях реакторов, обработки и анализа полученных данных в 1999 году во ВНИИАЭС были выпущены отраслевые руководящие документы РД ЭО 0150-99 /26/ и РД ЭО 0151-99 /27/, которые используются в настоящее время. В этих документах изложены методики наиболее корректной обработки результатов экспериментов, учета пространственных эффектов и изменений технологических параметров при определении коэффициентов реактивности, эффективностей отдельных органов регулирования и эффективности аварийной защиты.
Увеличение объема исследований и расширение номенклатуры определяемых нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000 на блоке № 1 Ростовской АЭС, предусмотренные в /18/, были тесно увязаны с возвращением к анализу методик проведения экспериментов и обработки экспериментальных данных. Выяснилось, что для условий этих исследований некоторые методики следует подкорректировать, а другие - создать вновь.
В экспериментах на блоке № 1 Ростовской АЭС требовалось определить эффективности "отстреливаемых" (в случае проектной аварии) из активной зоны ОР СУЗ. Эффективность аварийной защиты без одного наиболее эффективного ОР СУЗ и эффективность "застрявшего" органа регулирования определялись по данным ионизационной камеры, ближайшей к "застрявшему" ОР СУЗ. Это приводило к заниженному значению эффективности A3 и завышенному -эффективности "застрявшего" ОР СУЗ. Методики экспериментального определения эффективностей отдельных органов регулирования при погруженных одной и более группах ОР СУЗ на минимально контролируемом уровне мощности просто не существовали.
Недостаточно качественной была методика проведения эксперимента по определению дифференциальной эффективности регулирующей группы ОР СУЗ на энергетических уровнях мощности. При погружении группы для нескольких ее положений проводилась стабилизация концентрации борной кислоты в теплоносителе, после чего в активную зону вносились малые кратковременные возмущения (МКВ) перемещением группы ОР СУЗ вниз или вверх на 4-5 %, с возвращением ее в исходное положение спустя 5-6 секунд. Это приводило к деформации распределения энерговыделения по высоте активной зоны, что не позволяло определить эффективность группы ОР СУЗ на уровнях мощности N 75 % NH0M из-за превышения предельно допустимых значений коэффициента неравномерности энерговыделения по объему активной зоны Kv. Об определении эффективностей 2-х и более групп ОР СУЗ при их погружении в активную зону в штатной последовательности не могло быть и речи.
Температурный и барометрический коэффициенты реактивности
Определение температурного ф/ЭТ и барометрического ф/dP коэффициентов реактивности в процессе физического пуска энергоблока осуществлялось при различных значениях критической концентрации борной кислоты в реакторе /44/. Методика проведения эксперимента была описана в п. 2. 1. 1.
В соответствие с расчетным обоснованием /8/ при состояниях активной зоны, когда Ню = Н9 = О, Н8 50 %, Н,-Н7 =100 %, а также при трех и более группах, погруженных в активную зону, эффективность выбрасываемого при проектных авариях наиболее эффективного органа регулирования превышает значение (3Эф. Поэтому в активную зону в штатной последовательности погружались только 10-я, 9-я, и 8-я (до 50 %) группы ОР СУЗ. Экспериментальное определение значений др/дТ и др/дР при указанных выше состояниях активной зоны было необходимо для выяснения влияния на них участков активной зоны с различным обогащением урана.
Результаты исследований представлены в табл. 3.1 и 3.2. Здесь же для сравнения приведены расчетные значения критической концентрации борной кислоты в реакторе Сбк, температурного (суммарного по температуре теплоносителя и топлива) и барометрического коэффициентов реактивности. При обработке результатов экспериментов для эффективной доли запаздывающих нейтронов принималось ее расчетное значение ((Зэф= 0,74 %).
Из таблиц видно, что экспериментальные значения температурного коэффициента реактивности отрицательные, а барометрического - положительные, что удовлетворяет требованиям безопасной эксплуатации АЭС /21/. При погружении в активную зону в штатной последовательности 10-й, 9-й и 8-й групп ОР СУЗ (а, следовательно, уменьшении критической концентрации борной кислоты в реакторе) температурный коэффициент реактивности уменьшается (ф/ ЗТ по абсолютной величине увеличивается), а барометрический - увеличивается. Отличие экспериментальных значений СбК, ф/ЭТ, ф/ ЭР от соответствующих расчетных обусловлено, очевидно , неточностью констант программ моделирования топливных циклов для исследуемой впервые головной топливной загрузки активной зоны реактора.
Нелинейность зависимостей ф/ ЭТ и ф/5Р от Сбк обусловлена перераспределением потока нейтронов между областями активной зоны с различным обогащением урана. О достаточно большом влиянии перераспределения потока нейтронов в реакторе на ф/ЭТ свидетельствуют также результаты исследований при погруженных в крайнее нижнее положение каждой в отдельности групп №№1, 2, 4, 6, 8, 9 ОР СУЗ. Так, например, при Н, = 0 (Сбк= 7,29 г/кг) ф/ЭТ = -(7,1 ± 0,7) 10"3, %/С, в то время как при Н6 = 0 (Сбк =6,85 г/кг) ф/5Т = -(3,4 ± 0,4) 10", %/С. Более того, погружение до НКВ группы №9 приводит, несмотря на уменьшение Сбк, к росту ф/ЗТ.
Таким образом, в исследуемом интервале температуры теплоносителя в реакторе (T = 275-280 С) значения температурного и барометрического коэффициентов реактивности, как и следовало ожидать, существенно зависят от обогащения урана в тех ТВС, в которых преимущественно формируется поток нейтронов при конкретном состоянии активной зоны.
В ряде экспериментов было показано, что при резком снижении давления (а, следовательно, и плотности теплоносителя) в реакторе иТю= const поток нейтронов, регистрируемый ионизационными камерами, увеличивается. При последующей стабилизации давления в 1-м контуре поток нейтронов снижается (др/дР 0). Это подтверждает влияние на величину потока нейтронов за пределами реактора плотности замедлителя в опускном участке.
Азимутальные колебания
В активной зоне ВВЭР-1000 помимо аксиальных, диаметральных и радиальных согласно нейтронно-физическим расчетам возможны также азимутальные ксеноновые колебания, связанные с периодическим перераспределением максимумов (минимумов) энерговыделения в тепловыделяющих сборках по азимуту. До настоящего времени экспериментальные исследования таких колебаний вообще не приводились.
Научный и практический интерес представляют экспериментальное определение периода "свободных" азимутальных ксеноновых колебаний, постоянной времени их затухания, а также исследование влияния данных колебаний на показания отдельных ионизационных камер АКНП в реакторе и на величины подогревов теплоносителя в петлях первого контура. Кроме того, полученная информация необходима для создания обобщенного метода управления распределением энерговыделения по объему активной зоны и для уточнения, при необходимости, констант программ имитации топливных циклов.
Экспериментальные исследования "свободных" азимутальных ксеноно-вых колебаний были выполнены на энергоблоке № 1 Ростовской АЭС в процессе ввода его в эксплуатацию /52,53/. Исследования проводились на уровне мощности реактора N=74±l % NH0M при эффективном времени работы первой топливной загрузки активной зоны Тэф = 47,2-50,2 эфф. сут /51/.
В исходном состоянии при положении 10-й группы ОР СУЗ Ню= 80 % от низа активной зоны (1 - 9-я группы ОР СУЗ в крайнем верхнем положении) реактор был стационарно отравлен ксеноном. Возбуждение азимутальных ксено-новых колебаний осуществлялось последовательным погружением из крайнего верхнего в крайнее нижнее положение, а затем, спустя 2 часа извлечением в крайнее верхнее положение органов регулирования из 6-й группы СУЗ с координатами в следующей очередности: 14-29, 11-20, 05-20, 02-29, 05-38, 11-38. Орган регулирования с координатами 05-20 находился в крайнем нижнем положении 3 часа. Положение других ОР СУЗ в ходе эксперимента не изменялось. Тепловая мощность реактора поддерживалась практически постоянной.
Измерение и регистрация параметров реакторной установки осуществлялись с помощью штатной системы внутриреакторного контроля. В табл. 4.2 представлены значения параметров "свободных" азимутальных ксеноновых колебаний, которые были получены на основе аппроксимации экспериментальных данных об изменении Kq и NHK j/NT зависимостью (4.1) или (4.2). Отличия от обозначений величин в этих формулах только в том, что теперь они относятся к азимутальным колебаниям.
В формулах (4.1), (4.2) t = 0 в момент достижения относительным энерговыделением в ТВС (отношением NHK j/NT) стационарного значения сразу же после извлечения в крайнее верхнее положение последнего погружавшегося в активную зону органа регулирования с координатами 11-38.
На рис. 4.4 показаны изменения во времени Kq в ТВС с КНИ. Зависимости Kq(t) от времени для центральных и периферийных ТВС также имеют характер периодической затухающей кривой. Разница только в том, что чем ближе ТВС к центру активной зоны, тем меньше в ней отклонение Kq от стационарного значения. В "центральной" ТВС с координатами 08-29 изменение Kq в ходе "свободных" азимутальных ксеноновых колебаний, как и следовало ожидать, отсутствовало.
Перемещение максимумов (минимумов) энерговыделения в ТВС по азимуту активной зоны вызвало периодические изменения подогревов теплоносителя в петлях первого контура (рис. 4.5) и показаний ИК АКНП (рис. 4.6). Из рис. 4.4 - 4.6 видно, что до практического затухания в ходе исследований зарегистрированы примерно 2 периода "свободных" азимутальных ксеноновых колебаний.
Согласно табл. 4.2 среднее значение периода "свободных" азимутальных ксеноновых колебаний Тхе по Kq равно (27,4 ± 0,5) ч, а по показаниям РІК - (27,5 ± 0,5) ч. Эти значения практически совпадают со значениями периодов "свободных" диаметральных ксеноновых колебаний (Тхе = 27,2 ± 0,5 ч) и "свободных" аксиальных ксеноновых колебаний (Тхе= 27,5 ± 0,5 ч) /51/. Следовательно, значения периодов всех возможных в ВВЭР-1000 "свободных" ксеноновых колебаний примерно равны и находятся в диапазоне (27,2-27,5)±0,5 ч.
Что касается значения постоянной времени затухания "свободных" азимутальных ксеноновых колебаний, которое по данным табл. 4.2 на момент исследований (ТЭф = 47,2-50,2 эфф. сут) было равным 19,6±1,3 ч, то оно меньше соответствующего значения для "свободных" диаметральных ксеноновых колебаний (тхе= 23,4±1,5 ч при ТЭф= 34,0-36,4 эфф. сут.). Таким образом, из всех наблюдаемых в активной зоне ВВЭР-1000 "свободных" ксеноновых колебаний, азимутальные - наиболее быстро затухающие /51,54/.
Разгрузка реактора и продолжительная работа на пониженном уровне мощности
В данной работе предложена простая и достаточно эффективная методика предупреждения и подавления аксиальных ксеноновых колебаний в активной зоне ВВЭР-1000 с использованием борного регулирования /56/. Эта методика апробирована на этапе освоения мощности блока № 1 Ростовской АЭС /57/. Пусть произошла разгрузка реактора одним из следующих способов:
- погружением вручную регулирующей группы (групп) ОР СУЗ;
- автоматическим регулятором мощности;
- устройством разгрузки и ограничения мощности реактора;
- ускоренная разгрузка блока.
В итоге мощность реактора стабилизирована на другом, более низком уровне.
С целью, по крайней мере, частичного предупреждения развития аксиальных ксеноновых колебаний необходимо сразу же после снижения мощности РУ приступить к восстановлению положения ОР СУЗ, близкого к исходному. При работе АРМ в режиме поддержания постоянной мощности по данным аппаратуры контроля потока нейтронов группы ОР СУЗ с номером меньшим 10 извлекаются (вследствие отравления реактора ксеноном) в крайнее верхнее положение (если при разгрузке РУ они вошли в активную зону). Десятая группа ОР СУЗ извлекается в положение 75-80 % от низа активной зоны.
Если была ускоренная разгрузка блока, при которой в активную зону сбрасывается группа ОР СУЗ (группа УРБ), а конечная мощность корректируется работой устройства разгрузки и ограничения мощности (РОМ) посредством погружения регулирующей группы ОР СУЗ, то после извлечения в положение 75-80 % 10-й группы ОР СУЗ АРМ переводится на управление группой УРБ. Из-за продолжающегося отравления реактора ксеноном группа УРБ извлекается из крайнего нижнего в крайнее верхнее положение, после чего АРМ переводится на управление 10-й группой ОР СУЗ. Вводить дополнительно бор в 1-й контур для ускорения извлечения из активной зоны группы УРБ не рекомендуется. Время извлечения 10-й группы ОР СУЗ в положение 75-80 % и группы УРБ из крайнего нижнего в крайнее верхнее положение составляет 1,0-1,3 часа. Такой способ извлечения из активной зоны группы УРБ способствует смещению максимума энерговыделения к нижним частям тепловыделяющих сборок. Последнее важно, так как после срабатывания УРБ при достаточно сильных обратных связях по температуре теплоносителя максимум энерговыделения в центральной и периферийной областях активной зоны смещается в верхнюю ее часть.
При продолжительной работе реакторной установки на пониженном уровне мощности возможны следующие соотношения между стационарным 5WCT и текущим 8W значениями аксиального офсета:
1) 8W 5WCT и продолжается уменьшаться;
2) 5W 5WCT и уменьшается;
3) 5W 5WCT и увеличивается;
4) 5W 5WCT и увеличивается.
В первом случае в 1-й контур вводится бор. Для компенсации увеличения концентрации бора в теплоносителе и эффекта нестационарного отравления реактора ксеноном (если оно не закончилось) извлекается 10-я группа ОР СУЗ. Извлечение этой группы осуществляется шагами по 3-5 % с выдержкой в течение 15-30 минут после каждого перемещения. Если аксиальный офсет продолжает уменьшаться, то в крайнее нижнее положение (в индивидуальном режиме управления) погружается "центральный" орган регулирования СУЗ из 9-й группы с координатами 08-29. При этом продолжается извлечение 10-й группы ОР СУЗ (до положения не выше 95 %) или ввод в 1-й контур воды.
После того как офсет начнет увеличиваться, ОР с координатами 08-29 вводом в 1-й контур бора извлекается в крайнее верхнее положение. При его извлечении допускается перекомпенсация реактивности 10-й группой ОР СУЗ, если при этом офсет не начинает снова устойчиво уменьшаться. В дальнейшем изменением положения 10-й группы ОР СУЗ в диапазоне 70-95 % значение аксиального офсета поддерживается в пределах SWCT±1 % Окончательное положение 10-й группы ОР СУЗ равно 80-90 %.
Перемещение управляющей группы ОР СУЗ производится шагами по 1-5 % с выдержкой не менее 15 минут между ними. Изменение положения группы осуществляется водообменом в 1-ом контуре, а также компенсацией вводимой реактивности вследствие отравления реактора ксеноном или его разотрав-ления.
Во втором случае (5W 5WCT и уменьшается), стабилизация аксиального офсета вблизи стационарного значения производится перемещением 10-й группы ОР СУЗ вверх (но не выше 95%) шагами по 1-5 % с интервалом в течение 15-30 минут между ними. В последующем значение 8W поддерживается в диапазоне (5WCT -1) (5WCT+ 1) % указанным выше способом.
В третьем случае (5W 5WCT и увеличивается) стабилизация аксиального офсета при его приближении (снизу) к стационарному значению выполняется периодическим погружением в активную зону по 1-5 % 10-й группы ОР СУЗ до положения не ниже допускаемого рабочим технологическим регламентом безопасной эксплуатации энергоблока. Интервал времени между такими перемещениями должен быть не менее 15 минут. В дальнейшем значение аксиального офсета поддерживается в диапазоне (8WCT -1) (5WCT+ 1) % таким же способом, как во втором случае.
В четвертом случае, когда 5W 5WCT и увеличивается, стабилизация аксиального офсета осуществляется аналогично предыдущему (третьему) случаю погружением в активную зону 10-й группы ОР СУЗ. Если после погружения данной группы ОР СУЗ до предельно допустимого положения продолжается увеличение аксиального офсета, то в индивидуальном режиме управления в активную зону погружаются органы регулирования СУЗ 9-й группы, начиная с "центрального", а затем и остальные в симметрии 120 (т.е. через один при движении по окружности). Это осуществляется вводом в 1-й контур воды или перекомпенсацией реактивности перемещением 10-й группы ОР СУЗ вверх.
Возможно также погружение ОР СУЗ 9-й группы за счет компенсации разотравления реактора, если оно имеет место. Погружаются они сначала до 90 %. Делается выдержка в течение 15-30 минут. Если 5W продолжает увеличиваться, то в указанном выше порядке органы регулирования СУЗ 9-й группы погружаются в положение 85 % и также делается выдержка в 15-30 минут. При дальнейшем увеличении офсета надо продолжить погружение этой группы шагами по 5 % до положения не ниже 70 %.
Извлечение из активной зоны ОР СУЗ 9-й группы начинается при снижении 5W до значения, превышающего 5WCT не более чем на 1 %. Извлечение производится до положения 90 % в последовательности, обратной указанной выше, сначала шагами примерно по 5 %, а затем сразу до верхних концевых выключателей с выдержкой между шагами 15-30 минут. Извлечение из активной зоны 9-й группы ОР СУЗ производится вводом в первый контур бора и компенсацией отравления реактора ксеноном, если оно происходит. Если после очередного перемещения ОР СУЗ 9-й группы вверх 8W начинает увеличиваться, то следует вернуть эти органы регулирования в предыдущее положение и сделать выдержку не менее 30 минут.
После извлечения ОР СУЗ 9-й группы в крайнее верхнее положение последующая стабилизация офсета производится перемещением 10-й группы ОР СУЗ вверх шагами по 1-5 % с выдержкой не менее 15 минут между ними. Значение перемещения на конкретном шаге определяется скоростью уменьшения 5W. После стабилизации значение аксиального офсета поддерживается в диапазоне (SWCT -1) (5WCT + 1) % изменением положения 10-й группы ОР СУЗ в интервале 80-90 % от низа активной зоны.
