Физический пуск реактора Приборы контроля и ключи управления тренажером БН Атомные электростанции Авария на Чернобыльской АЭС безопасность реакторной установки энергоблока АЭС с РБМК

Влияние состава активной зоны на безопасность реакторной установки энергоблока  АЭС с РБМК

 Физические характеристики активной зоны РБМК довольно существенно  изменяются с течением кампании. В числе наиболее важных факторов следует отметить выгорание урана-235 и накопление плутония-239. Ежедневно при установленной мощности энергоблока 1000 МВт эл.(3200 МВт тепловых) приходится сжигать более трех килограммов делящегося материала, что ведет к постепенному, неуклонному снижению общего запаса реактивности реактора. Сопоставим для примера два состояния реактора: в начале и в конце кампании. Так, по данным [2,3,4] начальная загрузка реактора установлена в 1445¸1450 тепловыделяющих сборок (ТВС) и 240¸245 дополнительных поглотителей (ДП), что соответствует наличию в активной зоне примерно 2.9 тонн урана-235 при средней загрузке каждой ТВС в 2000 граммов урана-235. По данным, приведенным в [1], перед выводом 4-го блока ЧАЭС в плановый средний ремонт в активной зоне находилось 1659 ТВС, один ДП и один незагруженный канал. Для среднего выгорания ТВС 10.3 МВт ·сут/кг количество урана-235 в активной зоне можно оценить примерно в 1.6 тонны при среднем содержании в каждой ТВС около 1 кг урана-235. Различие составляет 1.3 тонны по урану-235. Потери общего запаса реактивности можно оценить с учетом [2,7] в 15%, считая эффект замены ДП на ТВС со средним выгоранием равным 0.06%.  Все это лишь подтверждает тот факт, что в конце кампании, в режиме непрерывных перегрузок активная зона РБМК является "светлой" по топливу, при этом оперативный запас реактивности (ОЗР) близок к минимальному. В [11] приведен характер  изменения ОЗР за последние сутки перед аварией на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС по записям регистрационной системы: максимальное значение ОЗР составило всего лишь 26 стержней СУЗ. В "светлой" активной зоне влияние любого поглотителя  нейтронов усиливается. Это и понятно: с уменьшением доли нейтронов, поглощаемых топливом, на столько же растет доля нейтронов, поглощаемых другими материалами активной зоны, будь то ксенон, самарий или обычная вода... Следовательно, с течением кампании, с улучшением поглощающих свойств воды в активной зоне РБМК влияние парового эффекта или обезвоживания активной зоны должно возрастать. Это показывают и результаты экспериментов почти двадцатилетней давности [2, стр. 45] на работающей установке:

  а) режим с отключением одного ГЦН на мощности 45% от номинальной при средней глубине  выгорания ядерного топлива 0.5 МВт ·сут/кг дал паровой коэффициент реактивности:

  aj =  - 0.22 bЭФ .

 Примечание: под паровым коэффициентом реактивности в РБМК понимают такую величину реактивности, которая высвобождается при мгновенном испарении всей воды, имеющейся в технологических каналах активной зоны реактора

 б) режим с отключением двух ГЦН на пониженном уровне мощности при средней глубине выгорания ядерного топлива 3.5 МВт ·сут/кг  и опера-тивном запасе реактивности 6¸8 стержней СУЗ (!) дал паровой коэффициент реактивности:

 aj =  + 0.70 bЭФ .

 Изменение знака и абсолютной величины aj дают возможность полу-чить некоторое представление о скорости изменения влияния воды  на безопасность РБМК с ростом глубины выгорания. Более поздние (после аварии) исследования [11, с.181] показали, что при выгорании более 1100 МВт ·сут/ТВС,  соответствующем выгоранию примерно половины урана-235 в каждой кассете, и регламентном оперативном запасе реактивности в 30 стержней СУЗ величина парового коэффициента  реактивности достигает 5 bЭФ . Скачок реактивности, соизмеримый с величиной bЭФ в энерге-тическом режиме даст соответствующий всплеск мощности, который в лучшем случае приведет к выходу из строя (потере герметичности) нескольких  ТВС. Вместе с тем, подобная зависимость от глубины выгора-ния ядерного топлива подсказывает один из возможных путей целена-правленного формирования свойств активной зоны еще на стадии проектирования для получения безопасного диапазона изменения  aj : в активной зоне реактора необходимо увеличить относительное (по отно-шению к воде) содержание эффективного поглотителя тепловых нейтронов - урана-235, что при сохранении конструкции ТВС означает увеличение  обогащения топлива подпитки.

 Следующим важным фактором, оказывающим серьезное влияние на динамику переходных процессов (аварийных - в первую очередь) в РБМК является накопление плутония-239. Образование вторичного топлива - факт сам по себе отрадный, меньше свежего топлива необходимо загружать в период очередной перегрузки ядерного реактора. Кроме того, при делении ядра плутония количество вторичных быстрых нейтронов составляет около 3-х, против 2.5 у урана. Однако, в отличие от урана-235 плутоний-239 в процессе деления ядра нейтроном дает в среднем в три раза меньшее число осколков, которые становятся ядрами-излучателями запаздывающих нейтронов. То есть, если для возникновения неуправляемой само-поддерживающейся цепной реакции деления на уране-235 необходимо внести положительную реактивность,  равную 0.64% (доля запаздывающих нейтронов для урана-235), то для плутония-239 соответствующая реактивность составит всего лишь 0.21%... Это свойство плутония также давно известно, поэтому именно из плутония долгие годы изготовлялись ядерные боеголовки для бомб и ракет: "...взорвать легче и нейтронов больше !". Так что переход на использование в энергетических реакторах ядерного топлива на основе плутония автоматически выдвигает ряд инженерных проблем, связанных, главным образом с обеспечением надежного и безопасного управления реактором.

 Что касается плутония-239 в реакторах РБМК, то [2] и другие источники для установившегося режима непрерывных перегрузок дают схожее значение эффективной доли запаздывающих нейтронов: (0.44¸0.45)%. Это в 1.42 раза меньше, чем для ядерного топлива только на основе урана-235, как, например, для начальной топливной загрузки. Таким образом, персонал БЩУ должен ясно сознавать, что с увеличением глубины выгорания ядерного топлива реактор будет становиться все "приемистее",  все легче будет отзываться на любое возмущение, приводящее к изменению реактивности.  Следует также отметить, что при этом скорость спада нейтронной мощности после срабатывания аварийной защиты реактора не ускорится, останется прежней: примерно  в 2.7 раза за 80 секунд - она определяется временем запаздывания наиболее долгоживущей группы запаздывающих нейтронов.

Органы СУЗ РБМК-1000 и их влияние на безопасность реактора.

 Влияние СУЗ на безопасность РБМК напрямую связывается с понятием оперативного запаса реактивности. Под ОЗР для реактора РБМК понимают количество погруженных в активную зону стержней СУЗ в пересчете на полностью погруженные стержни. Например, при наличии 30 погруженных на одну треть в активную зону стержней  СУЗ (РР или ПКАЗ) соответствующий им ОЗР составит 30 ´ 0.33 = 10 стержней СУЗ. Считается, что с увеличением ОЗР безопасность реактора повышается. И это действительно так, по крайней мере, по двум причинам.

  Во-первых, увеличенный оперативный запас реактивности означает, что в активной  зоне реактора ( а не за ее пределами ) находится достаточно большое количество стержней СУЗ. Причем, поскольку стержни РР, ПКАЗ при коррекции радиально-азимутального распределения нейтронного поля обычно располагаются в полупогруженном состоянии (в верхней половине, а еще чаще в верхней трети активной зоны ), т.е. вблизи максимума  плотности нейтронного поля или, что то же самое, вблизи максимума своей дифференциальной эффективности, постольку реальное число введенных в активную зону стержней СУЗ примерно в 2¸3 раза больше того, что указывается в  пересчете на полностью погруженные стержни. С точки зрения безопасности реактора такое расположение стержней имеет глубокий смысл: с возникновением опасной ситуации и подачей сигнала аварийной защиты стержни-поглотители, полупогруженные в активную зону, уже в первые секунды своего опускания погасят наибольшую долю реактивности реактора, из той, что они вообще способны погасить. И это объясняется именно тем, что только полупогруженные стержни ОЗР находятся вблизи своего максимального по эффективности положения.

 Во-вторых, особенностью конструкции стержней СУЗ реактора РБМК-1000 до аварии на 4-ом блоке ЧАЭС являлось наличие укороченного графитового вытеснителя, скрепленного с нижним торцом основной, поглощающей части стержня. Как видно из рис.1 для полностью извлеченного стержня СУЗ, находящегося на верхнем концевом выключателе (ВКВ), геометрический центр его графитового вытеснителя  совпадал с геометрическим центром активной зоны. При этом под вытеснителем и над вытеснителем в пределах активной зоны располагался столб охлаждающей воды высотой около одного метра (высота зоны - 7м, размер вытеснителя - 5м).

 Таким образом, при опускании с ВКВ каждый стержень СУЗ, кроме АР, в течение первых двух-трех секунд (т.к. средняя скорость опускания составляет 0.4 м/с ) выдавливает"  из нижней части активной зоны водяной столб метровой длины. Как уже отмечалось в параграфе 2.1 быстрое, в данном случае в течение 2¸3 секунд, удаление поглотителя нейтронов - воды методом "выдавливания"  приводит к упоминавшемуся выше эффекту обезвоживания активной зоны со всплеском  энерговыделения в нижней части реактора. Если число стержней СУЗ, опускаемых с ВКВ велико, то сброс АЗ, благодаря многократно усиленному действию эффекта обезвоживания для одиночного стержня, может сыграть разрушительную роль...

 Судя по "Информации.." [1], в момент аварии на 4-ом блоке ЧАЭС ОЗР был ниже минимально допустимого уровня и составил всего лишь 6¸8 стержней.  Это означает, что на ВКВ находилось более 170 стержней, и что все они после нажатия кнопки АЗ-5 начали одновременное опускание в активную зону, не очень эффективно  поглощая нейтроны и гася реактивность, но очень эффективно обезвоживая нижнюю часть реактора и инициируя там мощный всплеск энерговыделения. В том случае, если бы перед сбросом АЗ ОЗР имел достаточную величину можно было бы ожидать более мягкого переходного процесса, так как для большого числа стержней СУЗ, составляющих оперативный запас реактивности, при их опускании в активную зону не происходило бы никакого выдавливания воды, поскольку нижние блочки графитовых вытеснителей последних находились ниже нижней границы активной зоны.

 Еще одним положительным качеством увеличенного ОЗР является то, что большое число стержней СУЗ в активной зоне обладает повышенной поглощающей способностью. Тем самым, обеспечивается перераспределение  долей поглощенных нейтронов между различными компонентами: больше поглощается стержнями, меньше - водой. Как указывалось выше, подобное перераспределение должно снижать влияние эффекта обезвоживания, парового эффекта реактивности и способствовать повышению безопасности реактора.

 Конечно, возможны резонные возражения о том, что увеличение непроизводительного захвата нейтронов при вводе дополнительных стержней СУЗ в активную зону негативно скажется на экономических показателях реакторной установки. Но это уже другая задача - задача оптимизации. Важно только, чтобы вопросы повышения экономичности не решались за счет снижения безопасности.

  Нельзя обойти вниманием такое негативное свойство СУЗ реактора РБМК, как низкое быстродействие аварийной защиты. При средней скорости перемещения стержней СУЗ 0.4 м/с по сигналам АЗ общее время их ввода в активную зону находилось в пределах 18¸20 секунд. Даже с учетом уже рассмотренных примеров подобная скорость представляется чересчур низкой. Это кажется тем более труднообъяснимым после рекомендаций, выданных комиссией, производившей расследование причин и обстоятельств аварии [11] на 1-ом блоке Ленинградской АЭС в ноябре 1975 года. Правда, кое-какие меры по повышению эффективности АЗ все же были приняты: на всех блоках вторых очередей АЭС с РБМК-1000 общее количество стержней СУЗ было принято равным 211-ти вместо 179-ти на блоках РБМК первых очередей. Однако, это не повлияло на скоростную эффективность АЗ. И, завершая обсуждение вопросов эффективности и особенностей конструкции органов СУЗ РБМК, следует обратить внимание на еще одну немаловажную деталь. 

 Укороченные стержни-поглотители (УСП) СУЗ предназначены для коррекции высотного распределения нейтронного поля реактора. Они обладают несколько меньшим, чем РР, АЗ, ПКАЗ физическим весом (примерно на 30%, согласно [2]). Однако, в силу того, что УСП вводятся в активную зону снизу, им в начальный период времени после срабатывания АЗ что называется "цены нет", поскольку они способны при вводе с той же скоростью 0.4 м/с большей частью скомпенсировать эффект обезвоживания каналов СУЗ вследствие "выдавливания" воды вытеснителями стержней с верхним расположением. Да и в случае роста паросодержания в ТК, который наиболее ощутим на экономайзерном участке, т.е. в нижней части технологических каналов, ввод УСП в активную зону для компенсации основной составляющей парового эффекта реактивности да еще за сравнительно короткое время был бы несомненно полезен.  К сожалению, ввод УСП по сигналам аварийной защиты предусмотрен не был...

Видимым защитным ограждением РУ ВВЭР-1000 является защитная оболочка (ЗО), последний "барьер" РУ проекта В-320 с реактором ВВЭР-1000 на действую-щих в РФ АЭС Калининской, Балаковской, Ростовской. ЗО установлена на железо-бетонной плите - фундаменте и представляет собой цилиндр высотой 54 м с внутренним диаметром 45м и толщиной стенки 1м, "озаглавленный" сферическим куполом.
аренда офисов в в саратове.
Государственная система промышленных приборов (ГСП) и средств автоматизации