Крючков В.П. Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК

Решением проблемы существенного снижения положительного эффекта реактивности при обезвоживании КО СУЗ является либо разделение КО СУЗ на два независимых контура, либо внедрение регулирующих стержней, конструкция которых позволяет снизить эффект обезвоживания до безопасного уровня. В связи с этим была предложена новая конструкция стержней, т.н. кластерные регулирующие органы (КРО)

сб.2399 (см. рис.14.8).

Рис. 14.8 Стержень КРО (сб.2399.00)

Принципиальным отличием КРО от штатных стержней СУЗ является то, что рабочий орган КРО перемещается не в канале СУЗ, а в собственном неподвижном канале

– алюминиевой гильзе, которая устанавливается в канал СУЗ практически на всю его длину. При этом внутренняя полость гильзы герметична по отношению к внешней охлаждающей воде. Гильза замещает «лишнюю» воду в канале СУЗ, а также является направляющей для рабочего органа. Рабочий орган состоит из 12 стерженьков из титаната диспрозия, расположенных по окружности гильзы.

Управление рабочим органом КРО проводится аналогично стержням СУЗ типа

2091-01 и 2477-01.

Назначенный срок службы КРО – не менее 5 лет.

Некоторые количественные сравнительные характеристики указанных стержней приведены в таблице 14.3.

Таблица 14.3. Характеристики и параметры штатных рабочих органов СУЗ и КРО

Анализируя данные табл.14.3, можно отметить преимущества КРО по сравнению со штатными стержнями:

количество охлаждающей воды в канале КРО на любом уровне по высоте остается постоянным, а однородный поглотитель рабочего органа КРО перекрывает всю высоту активной зоны, такая конструкция исключает появление «положительного выбега реактивности» при погружении КРО в активную зону;

141

эффект обезвоживания КО СУЗ при использовании КРО существенно снижается по сравнению со стержнями 2091-01 и 2477-01 и по расчетным оценкам оказывается меньше 1 эф;

скоростная эффективность в аварийных режимах увеличивается более чем в два раза.

При установке КРО не требуется длительного простоя энергоблока, т.к. установка КРО осуществляется в соответствии со штатной плановой процедурой замены стержней СУЗ. Кроме того, в КРО используются штатные сервоприводы СУЗ (сб.151), поэтому не требуется изменений в штатной системе СУЗ.

15. Средства управления

15.1. Контроль и регулирование распределения энерговыделения в активной зоне

Реактор РБМК обладает рядом конструкционных и физических особенностей, которые делают задачу контроля и регулирования энерговыделения сложной и ответственной. К этим особенностям, в первую очередь, относятся:

сложность микроструктуры распределения энерговыделения, обусловленная в начальный период эксплуатации большим количеством ДП, а в установившемся режиме - расположенными рядом выгоревшими и свежими ТВС.

нестабильность энергораспределения, свойственная реакторам больших физических размеров

большие количества точек контроля, регулируемых параметров и стержней регулирования, требующие внимания оператора

15.1.1.Технические предпосылки дискретного контроля распределения энерговыделения

Поскольку топливо в реакторе РБМК охлаждается кипящей водой для контроля энерговыделения нельзя применить отработанные теплотехнические методы, используемые в реакторах с однофазным теплоносителем и основанные на измерениях приращений температур и расходов в канале, что было характерным для предшественника РБМК-1000 промышленных реакторов типа АДЭ. Поэтому в процессе проектирования РБМК выбор был остановлен на физическом контроле энерговыделения в тепловыделяющих кассетах, основанном на измерениях плотности потока нейтронов или интенсивности -излучений, связанных известными соотношениями с энерговыделением кассет.

Установка внутриреакторных детекторов нейтронного или -излучения в каждый топливный канал связана с введением в реактор значительного количества поглощающих материалов, ухудшающих физические характеристики активной зоны РБМК. Поэтому в проекте РБМК был принят дискретный контроль энерговыделения, основанный на измерении величин, характеризующих его распределение в отдельных каналах реактора с последующей интерполяцией и экстраполяцией полученных данных на остальные каналы, не оснащенные датчиками.

При выборе числа и мест размещения внутризонных детекторов учитывалось, что из-за особенностей теплосъема кипящей водой предельно допустимая мощность ТВС слабо зависит от относительного распределения энерговыделения по высоте канала (вплоть до коэффициентов аксиальной неравномерности 1,7—2,0) и определяется главным образом интегральной мощностью, выделяемой в ТВС. Поэтому основу внутризонного контроля в реакторе РБМК составляет контроль радиально-азимутального

142

распределения. Высотные детекторы предназначены в основном для контроля стабильности и коэффициента неравномерности аксиальных распределений энерговыделения в целях предотвращения превышений предельно допустимых линейных нагрузок на ТВС.

Для обработки результатов дискретных измерений энерговыделения в системе централизованного контроля “Скала” и вычисления мощности каждой тепловыделяющей кассеты выбрана расчетно-экспериментальная методика, обеспечивающая наибольшую точность и надежность контроля распределений энерговыделения. Она предусматривает одновременное использование информации, поступающей от внутриреакторных детекторов, и результатов физического расчета. При выбранном в реакторе РБМК шаге решетки детекторов 1 м (соответствующем 130 радиальным детекторам в активной зоне) средняя квадратическая погрешность дискретного контроля ТВС, максимально удаленных от детектора, составляет 3,5%, что в 3-4 раза меньше погрешностей, которые могли бы привести к заметному ухудшению результирующей погрешности определения коэффициента запаса до критической мощности ТВС.

Расположение сборок детекторов высотного контроля выбирается, исходя из требований контроля стабильности первых аксиально-азимутальных гармоник, избыточности (на возможный отказ сборок) и симметрии.

15.1.2. Структура контроля и регулирования распределения энерговыделения

В исходном проекте РБМК функции контроля и регулирования обеспечиваются следующими проектными системами:

1. Система управления и защиты реактора (СУЗ). Она контролирует мощность реактора в любых режимах его работы, период нарастания мощности реактора в пусковых режимах на малых уровнях мощности, относительное распределение энерговыделения на периферии реактора по сигналам боковых ионизационных камер; обеспечивает ручное регулирование распределений энерговыделения по объему реактора и реактивности для компенсации эффектов выгорания, отравления и т. п.; автоматически поддерживает мощность и осуществляет аварийную защиту реактора по сигналам боковых ионизационных камер; СУЗ включает в себя в качестве подсистем системы локального автоматического регулирования (ЛАР) и локальной аварийной защиты (ЛАЗ). Обе работают по сигналам внутриреакторных ионизационных камер. ЛАР автоматически стабилизирует первые гармоники радиально-азимутального распределения энерговыделения, а ЛАЗ обеспечивает аварийную защиту реактора от превышения средней мощности тепловыделяющей кассеты в отдельных его районах и блокировку ЛАР при различных ее неисправностях.

2.Система физического контроля энерговыделения по радиусу реактора СФКРЭ(р) контролирует мощности 130 кассет, равномерно распределенных по реактору, и передает сигналы детекторов контроля энерговыделения ДКЭ(р) в систему “Скала”.

3.Система физического контроля энерговыделения по высоте реактора СФКРЭ(в), обеспечивающая измерения плотности нейтронов в семи точках по высоте 12 кассет, равномерно распределенных по реактору. Сигналы от ДКЭ(в) передаются в систему “Скала”.

4.По программе “Призма” система “Скала” рассчитывает мощности всех кассет по сигналам СФКРЭ(р), коэффициенты запаса до предельно допустимых мощностей ТВС

ивыдает оператору сигналы на мнемотабло о недопустимом снижении этих коэффициентов; рассчитывает предельно допустимые уровни сигналов (уставок) для ДКЭ(р) и ДКЭ(в), рекомендуемые расходы воды в технологических каналах, максимальные температуры графита, коэффициенты неравномерности энерговыделения и т. п.

143

В результате проводимой модернизации система контроля и регулирования претерпела существенные изменения. Так, взамен выработавших свой ресурс и физически устаревших СУЗ реакторы АЭС с РБМК оснащаются модернизированными комплексными системами контроля управления и защиты (КСКУЗ). В соответствии с современными требованиями в КСКУЗ включены две независимые системы остановки реактора, АЗ и БСМ, - каждая со своим набором конструктивно различных исполнительных механизмов и поглощающих стержней. АЗ, число стержней в которой увеличено с 24 (с 21 для РБМК первых очередей) до 33 стержней, выполняет функции аварийной защиты, а БСМ (158 стержней - для первых очередей, 190 - для остальных) – предупредительной защиты и остановки при нормальной эксплуатации. Предусмотрены два независимых комплекта аппаратуры аварийной защиты, управления, контроля и преобразования информации от датчиков и логической обработки всей совокупности информации по заданным алгоритмам; первый комплект основан на аналоговой, второй – на цифровой технике. Каждый комплект имеет свой набор внутриреакторных (90 радиальных (ВРД-Р) и 36 высотных (ВРД-В) в первом комплекте, 92 радиальных и 36 высотных во втором) и внереакторных (12 ионизационных камер в первом комплекте, 4 трёхсекционные широкодиапазонные камеры – во втором) датчиков контроля нейтронных потоков и датчиков контроля 40 технологических параметров РУ, - давления, расхода, температуры и уровня теплоносителей, температуры элементов конструкции и помещений, тока электродвигателей ГЦН. Системы остановки инициируются обоими комплектами аппаратуры. Защитные сигналы генерируются на основе иерархически комбинаторной логики по принципу эшелонирования защитных действий, последовательность которых предусматривает запреты и блокировки, предупредительное снижение мощности, остановку реактора системой БСМ и аварийную остановку. Уставки инициирования различных защитных действий формируются в зависимости от величины сигнала и комбинаций сигналов датчиков из независимых групп. Размещение оборудования и коммуникаций обеспечивает независимость как аппаратуры обоих комплектов, так и независимость оборудования, связанного с функционированием обеих систем остановки.

В условиях нормальной эксплуатации оба комплекта в работе, но предусмотрен вывод одного любого комплекта, при этом срабатывание систем остановки обеспечивается оставшимся в работе комплектом. Таким образом, обеспечена возможность выполнения любых ремонтных операций и проверок в комплекте без воздействия на реактор. Вывод из работы двух комплектов исключен техническими средствами. Санкционированный вывод из работы одного комплекта КСКУЗ одновременно выводит из работы соответствующие комплекты аппаратуры СКУЗ и аппаратуры АЗРТ, при этом блокируются воздействия аппаратуры СКУЗ выведенного комплекта на стержни и аппаратуры АЗРТ на УСБ.

Повреждение любого элемента аппаратуры, выполняющей функции БСМ или управления, не влияет на способность выполнения аппаратурой функции аварийной защиты.

Для улучшения характеристик информационно-измерительной системы СКАЛА разработаны и освоены в производстве базовые модульные микросредства нового поколения, расширен объём представляемой информации, обеспечен оперативный обмен информацией с КСКУЗ по цифровому каналу связи, повышены надежность и оперативность контроля энергораспределения, расширен комплекс нейтронно-физических расчётов, в частности, реализован оперативный контроль трёхмерного энергораспределения с циклом 2,5с (вместо 5 мин.), улучшена информационная поддержка оператора, особенно в переходных режимах. Новая система, получившая название «СКАЛА-МИКРО» представляет собой локальную управляющую вычислительную сеть с четырьмя уровнями обработки информации: первичной

144

обработки информации индивидуальных датчиков и локальной автоматики; диагностической обработки и формирования диагностического архива; формирования базы эксплуатационных данных; представления информации оператору.

16. Особенности физики реакторов РБМК-1000

16.1. Графит, его характеристики

Выбор графита в качестве замедлителя для тепловых реакторов определяется двумя факторами. Во-первых, достаточной замедляющей способностью графита, во-вторых, очень малым сечением поглощения. Величина среднего сечения поглощения в тепловой области составляет 3,7 мбарн.

Замедлитель считается тем лучше, чем быстрее он способен замедлить быстрый нейтрон до тепловой энергии и чем меньшим сечением захвата он обладает. Эти свойства зависят от его атомной массы, плотности и сечений рассеяния и поглощения. Интересно сравнить графит с другими возможными замедлителями (табл.16.1).

Таблица 16.1. Характеристики замедлителей

Обозначения:

а - поперечное сечение поглощения нейтронов,s - поперечное сечение рассеяния нейтронов,s/ a - замедляющая способность,

L - длина диффузии,

- квадрат длины замедления, или возраст, нейтронов.

Анализируя свойства замедлителей, приведенные в табл.16.1, можно сделать вывод, что по коэффициенту замедления, т е. по отношению замедляющей способности к макроскопическому сечению захвата, графит уступает тяжелой воде, однако сравним с бериллием и значительно превосходит обычную воду. Если же принять во внимание длину миграции, то такое сравнение будет не в пользу графита. Благодаря большой длине миграции нейтронов в графите реакторы с графитовым замедлителем имеют большие размеры.

Промышленный графит марки ГР-280, используемый для кладки реакторов РБМК1000, имеет ряд примесей, в связи с чем сечение поглощение графита выше, чем у нуклида углерод-12 примерно на 30%. Основной примесью в графите, определяющие его поглощающие свойства, является бор-10, имеющий сечение поглощение в тепловой области ~3500 барн. В процессе эксплуатации происходит изменение поглощающих свойств графита под действием двух противоположных по своему влиянию процессов – выгорания поглощающих примесей, изначально присутствовавших в графитовой кладке, и загрязнения кладки, неизбежного в процессе эксплуатации реактора. Так, по расчетным оценкам, приблизительно за 360 эф.суток работы РБМК-1000 на мощности происходит радиационная очистка реакторного графита от выгорающих примесей, при этом

145

происходит восстановление поглощающих свойств графита, свойственных углероду-12. Загрязнение кладки происходит за счет отложения различных соединений и накапливается до заметного влияния на поглощающие свойства графита в процессе длительной эксплуатации.

Определенный вклад в сечение поглощения вносит содержание влаги в графитовой кладке. Как известно, графит гигроскопичен, и содержание влаги зависит от внешних условий. Измерение влажности графита, проводимое неоднократно, подтверждает, что содержание водорода в кладке составляет, по оценкам, (50 100) 10-6 весовых частей. Присутствие водорода в таких количествах должно приводить к увеличению замедляющей способности графита s на 3%. При разогреве реактора во время пуска и его дальнейшей эксплуатации происходит испарение влаги, однако в процессе останова, особенно длительного, графит вновь поглощает влагу.

Еще одной особенностью графита является накопление внутренней энергии при облучении. При столкновении быстрых нейтронов с атомами углерода в графите, часть энергии замедляющихся нейтронов выделяется в виде тепла, другая часть энергии вызывает деформацию кристаллической решетки графита, при этом происходит накопление внутренней энергии. Эту энергию называют энергией Вигнера. Для высокоэнергетических реакторов этот эффект несущественен, так как происходит непрерывный отжиг радиационных дефектов графита и выделение большей части накопленной энергии. Однако в графите некоторых исследовательских и низкотемпературных реакторов может быть аккумулировано значительное количество скрытой энергии. Эта энергия может быть высвобождена путем нагрева облученного графита до температуры, существенно превышающей температуру облучения. В 1952 году произошел спонтанный выброс энергии Вигнера во время останова 1-го реактора британской АЭС "Виндскэйл Пайл", что заставило начать программу осуществления регулярных контрольных выпусков этой энергии. Спустя 5 лет на этом блоке во время одного из таких "запланированных" выпусков энергии произошла одна из крупнейших катастроф ядерного века. Активная зона реактора перегрелась настолько, что вспыхнул пожар (температура достигла 1200°С), в результате которого было повреждено около четверти активной зоны, а радиоактивными выбросами заражены обширные территории Великобритании и Европы. До настоящего времени демонтаж этого энергоблока не завершен.

Подобное повышение температуры графита может произойти при кондиционировании графитовых отходов в цемент при выводе уран-графитовых реакторов из эксплуатации. При цементировании графитовых отходов процесс отверждения цемента может вызвать существенное повышение температуры графита, связанное с высвобождением энергии Вигнера. Подобное повышение температуры графитовых отходов может произойти и на установке для их удаления.

Отдельным вопросом является проблема совместимости графитового замедлителя с металлами и газовой средой. Совместимость графита с металлами не вызывает сомнений, если не учитывать высоких температур. При высокой температуре графит образует карбиды со многими металлами.

Из газов лишь гелий полностью совместим с графитом. Воздух, диоксид углерода и водород при определенных условиях реагируют с графитом.

При повышенных температурах более 400°С графит окисляется в воздухе, образуя СО и СО2. Теплота сгорания графита с образованием СО2 равна 94 ккал/моль. Поскольку общий объем открытых пор в обычном графите составляет около 20% его полного объема, то внутри этих пор при нормальном давлении содержится около 0,15 мл/г газа.

146

При нагреве до высокой температуры или под действием облучения из графита выделяются СО, СО2, Н2 и N2. Эти газы остаются в графите в процессе его изготовления.

Углерод вступает в реакцию с СО2 при температуре выше 375°С, однако до температуры 425°С скорость реакции с увеличением температуры растет по экспоненциальному закону, поэтому необходимой мерой по предотвращению окисления графита является продувка кладки газовой смесью без кислорода (N2 или N2 + Не), причем наличие гелия позволяет снизить температуру графита благодаря высокой теплопроводности гелия. При работе реактора на номинальном уровне мощности с продувкой кладки 90% Не + 10% N2 максимальная температура графита (в углах графитовых блоков) составляет около 600°С, в случае продувки азотом она превышала бы

800°С.

Одним из наиболее важных факторов является радиационное формоизменение графита (изменение линейных размеров графитовых деталей при облучении).

Результаты исследований показали, что характер изменения линейных размеров образцов графита в зависимости от флюенса нейтронного облучения очень сложный, хотя в общих чертах радиационное формоизменение графита таково — радиационная усадка и последующее распухание (см. рис.16.1.).

Рис 16.1. Зависимость изменения свойств стандартного реакторного графита (ГР-280) от флюенса нейтронов при температуре, характерной для работы кладки в реакторе РБМК1000 (Тобол.=500 600 °С)

В качестве меры критической степени радиационного повреждения предложен флюенс, при котором объем материала после радиационной усадки и последующего распухания приходит к исходному значению. Эта величина была названа критическим флюенсом (Фкр). В этой области флюенса происходит резкое ухудшение физико-

147

механических свойств графита, имеющих значение для эксплуатационных характеристик графита,— прочности (модуль упругости) и теплопроводности. Эти изменения быстро прогрессируют, приводя в итоге к полной деградации свойств и деструкции материала. Критический флюенс сильно зависит от температуры облучения. Увеличение температуры приводит к смещению критического флюенса в область малых значений.

Под радиационной стойкостью графита следует понимать сохранение его работоспособности в рабочих условиях в течение определенного времени. При этом необходимо учесть весь комплекс его физико-механических свойств и на этом основании сделать заключение о том, обеспечит ли графитовая конструкция ресурс работы реактора. Для графитовых блоков кладки реакторов типа РБМК-1000 ресурсный флюенс (средний по блоку) составляет 1,6 1022 нейтр/см2.

Радиационное распухание графита в совокупности с радиальным радиационным распуханием ТК приводит к выборке зазора графит-ТК и созданию в месте контакта дополнительных напряжений, приводящих к деформации графитовых блоков и ТК. Поэтому для продления ресурса графитовой кладки и во избежание нарушения целостности ТК на всех блоках РБМК-1000 предусмотрена замена технологических каналов после достижения определенной энерговыработки. Так, на первом блоке ЛАЭС, проведена полная замена ТК. Значительная часть ТК заменена на остальных блоках ЛАЭС, а также на первом энергоблоке Курской АЭС. Для восстановления зазора ТКграфит при замене каналов предусмотрена специальная калибровка графитовой кладки.

Вопросы к разделу: Графит, его характеристики

1.Приведите основные нейтроно-физические характеристики графита как замедлителя нейтронов.

2.В чем проявляется особенность взаимодействия графита с материалами

реактора?

16.2.Уран-графитовое отношение

Для канальных реакторов с графитовым замедлителем важным параметром является так называемое уран-графитовое отношение, т.е. от отношения числа ядер урана к числу ядер графита. Уран-графитовое отношение определяет жесткость спектра нейтронов в решетке, которая, в свою очередь, влияет на размножающие свойства реактора. На начальном этапе реакторостроения этот параметр использовался для определения структуры решетки, обладающей наибольшим коэффициентом размножения, что было особенно важных для первых реакторов на природном уране. В современных реакторах РБМК-1000, использующих слабообогащенный уран, нет такой жесткой экономии нейтронов, поэтому поиск наилучшего уран-графитового отношения проводится для оптимизации параметров, влияющих на безопасность реактора. В качестве наиболее важного параметра для реактора РБМК может быть выбран, например, эффект реактивности реактора при обезвоживании КМПЦ, т.е. при потере охлаждающей ТВС воды. При выбранной конструкции ТВС и обогащении топлива существует оптимальный шаг решетки, при котором эффект обезвоживания близок к нулю. Любое отклонение от оптимального шага создает определенные проблемы для безопасности либо при потере охлаждающей воды, либо при подаче воды в топливные каналы в аварийных ситуациях.

Для иллюстрации на рис.16.2 приведена зависимость коэффициента размножения ячейки РБМК-1000 с ТВС обогащением 2,0% от шага решетки с водой и без воды в топливных каналах.

148

обогащения 2,0, 2,4, а также для уран-эрбиевого топлива с обогащением 2,6% с содержанием эрбия 0,41%. Данные приведены для холодной ячейки с водой и без воды в технологическом канале.

Таблица 16.2. Значения коэффициентов размножения в ячейках со свежим холодным топливом различного обогащения.

Как следует из табл.16.2, коэффициент размножения в ячейке РБМК-1000 со свежим топливом составляет k 1,3, несколько увеличиваясь с ростом обогащения (при переходе от обогащения 2,0 к 2,4%). При этом полный эффект обезвоживания в ячейке положителен и несколько уменьшается по мере роста обогащения и изменяется от ~5% до1,5 % для уран-эрбиевого топлива.

Размножающие свойства топливных каналов РБМК-1000 зависят от температуры топлива, замедлителя (графита) и теплоносителя (воды или пароводяной смеси) и уменьшаются по мере выгорания топлива за счет поглощения накапливаемыми в топливе продуктами деления. На рис.16.3 представлены зависимости коэффициентов размножения от выгорания для рабочих температур для тех же трех типов топлива.

Рис.16.3. Зависимость коэффициента размножения ячейки от выгорания топлива для различного начального обогащения

На рис.16.4 приведены зависимости эффекта полного обезвоживания в ячейке реактора от выгорания для этих же 3-х видов топлива. Эти результаты свидетельствуют, что в ячейке РБМК-1000 по мере выгорания топлива эффект обезвоживания растет, при этом рост уменьшается с увеличением начального обогащения топлива.

150