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

эффекта обезвоживания КМПЦ, рассчитанная по полномасштабным трехмерным программам, в критическом состоянии составляет 0,2 0,9 эф, в подкритическом состоянии эффект составляет - 2 эф. В процессе эксплуатации реакторов РБМК-1000 величина эффекта обезвоживания КМПЦ контролируется путем проведения расчетов по программам SADCO, TROЙКА и др.

В настоящее время в связи с установкой уран-эрбиевого топлива расчетные оценки указывают на смещение эффекта обезвоживания КМПЦ при работе на мощности в область нулевых или слабоотрицательных значений (см. примечание к рис.16.5). Непосредственные измерения эффекта обезвоживания КМПЦ на холодном разотравленном реакторе указывают, что в холодном критическом состоянии эффект обезвоживания положительный и составляет 0,7 1,8 эф, а в подкритическом состоянии при погружении всех стержней СУЗ отрицательный - 1,0 2,5 эф.

Для объяснения этому, на первый взгляд, не очевидному характеру поведения эффекта обезвоживания КМПЦ вновь обратимся к разд.12.4. Согласно выражению (16.4.5), общий эффект определяется алгебраической суммой двух составляющих: эффекта обезвоживания собственно топливных каналов и эффекта, связанного с «утечкой» нейтронов в поглотители (ДП и СУЗ). По мере выгрузки ДП отрицательная составляющая, обусловленная «утечкой» в поглотители уменьшается и в предельном случае при полной выгрузке ДП будет определятся лишь поглощением в каналах СУЗ ( 43-48 стержней). Таким образом, эффект обезвоживания будет определяться, в основном, эффектом обезвоживания собственно каналов с уран-эрбиевым топливом. При работе на мощности этот эффект, как следует из рис.16.4, для выгорания уран-эрбиевого топлива 12 МВтсут/т U близок к нулю.

В холодном состоянии эффект обезвоживания топливных каналов для такого выгорания положителен и составляет 2,5 эф. Поэтому в критическом состоянии при наличии в активной зоне 100 полностью погруженных стержней СУЗ полный эффект будет оставаться положительным 0,6 -1,8 эф в зависимости от количества оставшихся в зоне ДП. В холодном подкритическом состоянии при увеличении полного числа полностью погруженных стержней СУЗ до 200 за счет увеличения «утечки» нейтронов в стержни СУЗ полный эффект оказывается отрицательным.

18.5.2. Эффект обезвоживания контура СУЗ в подкритическом состоянии

Под эффектом обезвоживания контура СУЗ в подкритическом состоянии понимается изменение реактивности при уходе воды из каналов СУЗ при взведенных стержнях АЗ и погруженных остальных стержнях (стержни УСП на отметке 4,0 м по УП). Расчетами показано, что эффект обезвоживания контура СУЗ должен изменяться в процессе работы реактора от величины минус 0,3% (начальная загрузка) до +0,7% (установившейся режим перегрузок). Это обуславливается неравномерностью выгорания топлива по высоте активной зоны, изменением формы поля энерговыделения по высоте и конструкцией стержней СУЗ. Поэтому для контроля соблюдения требований ядерной безопасности необходимо периодически (во время ППР) выполнять измерения эффекта обезвоживания КО СУЗ.

Эффект обезвоживания КО СУЗ в подкритическом состоянии определяется по разнице подкритичностей реактора в состояниях с водой и без воды в контуре охлаждения СУЗ при всех погруженных в зону стержнях, за исключением стержней АЗ (стержни УСП на отметке 4,0 м по УП).

В настоящее время величина эффекта обезвоживания КО СУЗ в подкритическом состоянии близок к нулю.

182

18.5.3. Эффект обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии реактора при работе на мощности

При рассмотрении эффекта реактивности, реализующегося при сливе воды из КО СУЗ, когда часть стержней СУЗ извлечена и реактор находится в критическом состоянии, следует учитывать, что:

эффект слива воды из ТК с полностью погруженным стержнем РР – отрицательный;

эффект слива воды из ТК с извлеченным стержнем СУЗ – положительный;

эффект обезвоживания стержня УСП зависит от его положения и распределения нейтронного потока по высоте.

Исходя из этого, полная величина и знак эффекта реактивности зависит от количества извлеченных (погруженных) стержней СУЗ и распределения энерговыделения по высоте в конкретном состоянии реактора.

Эффект обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии при работе реактора на мощности положительный и большой по величине 3 4 . Судя по знаку и величине этот эффект в настоящее время является наиболее опасным с точки зрения ввода большой положительной реактивности. Поэтому, для обеспечения ядерной безопасности недопустимо обезвоживание КО СУЗ в критическом состоянии. Для исключения этого предусмотрены три аварийные защиты по обезвоживанию КО СУЗ с использованием трех различных физических параметров для формирования аварийных сигналов: уровень воды

ваварийном баке СУЗ; расход воды в КО СУЗ; давление в напорном коллекторе.

Сцелью уменьшения этого эффекта был осуществлен переход на стержни СУЗ сб. 2477.00.000-01, в которых вместо 2,5 метрового столба воды в верхней части имеется вытеснитель диаметром 70 мм. Кардинальным решением проблемы обезвоживания контура СУЗ является использование, т.н. кластерных регулирующих органов (КРО), применение которых позволяет снизить эффект обезвоживания контура СУЗ при работе

на мощности до менее 1 эф (см. раздел 9.6.5).

Вопросы к разделу: Эффекты реактивности при обезвоживании КМПЦ и КО СУЗ:

1.Укажите величину эффекта обезвоживания КО СУЗ в «холодном» состоянии и как она зависит от выгорания топлива в реакторе.

2.Какова величина эффекта обезвоживания КО СУЗ при работе реактора на мощности и способы его снижения?

19. Вопросы безопасности

19.1.Система управления и защиты в реакторе РБМК

Сфизической точки зрения стержни СУЗ характеризуются эффективностью (физическим весом), интегральной и дифференциальной характеристиками. Эффективность стержня СУЗ или физический вес – это реактивность, которую стержень может скомпенсировать при введении в активную зону и соответственно высвободить при извлечении из активной зоны. Эффективность воздействия стержня на реактивность определяется долей нейтронов, поглощенных им в активной зоне, а также дополнительной утечкой нейтронов из реактора, вызванной деформацией нейтронного поля в зависимости от формы, размеров стержня и места его расположения в активной зоне, эффект утечки может составлять 50% эффекта поглощения.

183

Эффективность стержня СУЗ определяется относительным распределением

нейтронного потока по радиусу реактора и пропорциональна величине ( / )2 ,

где - плотность потока нейтронов в канале со стержнем СУЗ,-среднее значение относительного распределения плотности потока нейтронов по

радиусу реактора.

Эффективность стержня СУЗ без воды выше, чем эффективность стержня с водой, что объясняется поглощением части нейтронов в воде, омывающей стержень. При удалении воды из КО СУЗ стержни лишаются "водного экрана", поток тепловых нейтронов, падающих на них, увеличивается, что приводит к увеличению эффективности стержня.

Увеличение эффективности стержней СУЗ при сливе воды из КМПЦ происходит за счет увеличения длины миграции нейтронов в реакторе (уменьшается поглощение в воде).

В целом величина абсолютной эффективности стержня СУЗ зависит от размеров реактора (радиус), физических свойств активной зоны (длина миграции), размеров стержня СУЗ (радиус, длина), его поглощающих свойств и места расположения в активной зоне (относительное распределение нейтронного потока в канале со стержнем СУЗ).

Среднее распределение нейтронного потока по высоте реактора, интегральные и дифференциальные характеристики стержней СУЗ в рабочем и холодном состояниях представлены на рисунках 19.1, 19.2 и 19.3.

Рис. 19.1. Среднее распределение нейтронного потока по высоте реактора (а) – в рабочем состоянии (б) – в холодном состоянии

184

СУЗ более 3 м по УП он уже не вносит отрицательной реактивности и для дальнейшей компенсации оставшейся положительной реактивности необходимо набрать следующий стержень СУЗ, находящийся на ВК;

автоматический регулятор на малой мощности (МКУ) необходимо устанавливать в положение 1 0,5 м по УП, так как в этом положении он имеет максимальную эффективность. При погружении более чем до 3 метров по УП его необходимо установить в положение 1 м по УП за счет погружения других стержней СУЗ.

Минимальная эффективность системы управления и защиты должна быть такой, чтобы при переходе из рабочего состояния на номинальной мощности с максимальнодопустимым запасом реактивности в состояние с максимальным эффективным коэффициентом размножения (разотравленное, расхоложенное), реактор оставался в подкритическом состоянии и имел подкритичность не менее 1%. Для реактора РБМК эта величина определяется суммой следующих эффектов реактивности:

разотравления реактора;

расхолаживания графита от рабочих температур до 2800С;

расхолаживания всего реактора от 2800С до 200С;

мощностного эффекта.

В связи с тем, что эффекты реактивности сильно меняются от начальной загрузки до стационарного состояния, то выбирают максимальную сумму этих эффектов. Она реализуется на начальной загрузке, когда эффект расхолаживания большой положительный, мощностной коэффициент максимальный, а эффект расхолаживания графита нулевой. Эту величину можно оценить следующим образом:

хе 2,98%

t 10 10 5(284 20) 2,64%

w 2,2 10 6 3200 0,7%

подкр. 1%

запас 1,5%

СУЗ 2,98 2,64 0,7 1,0 1,5 8,8%

Вопросы к разделу: Система управления и защиты в реакторе РБМК

1.Почему существует необходимость стержней УСП.

2.Что такое дифференциальная и интегральная характеристики стержней РР в подкритическом состоянии реактора.

3.Каково высотное распределение нейтронного поля в холодном реакторе и при работе реактора на мощности.

19.2. Анализ некоторых инцидентов, произошедших на реакторах РБМК-1000

Несмотря на существующие меры безопасности, реакторы любого типа остаются источниками повышенной опасности и в процессе их эксплуатации могут возникать различные предаварийные и аварийные ситуации. Их тщательный анализ и правильная интерпретация необходимы для осознания персоналом АЭС степени ответственности за принимаемые в ходе возникающих нештатных ситуаций действия, и для предотвращения

186

повторения подобных ситуаций при дальнейшей эксплуатации. В качестве примера рассмотрим два инцидента, произошедших на реакторах РБМК-1000.

19.2.1. Инцидент на 1-ом блоке Смоленской АЭС 21-22 ноября 1992г.

Энергоблок № 1 САЭС находился в остановленном состоянии и на нем проводился ряд измерений эффектов реактивности. Они охватывали измерения на критическом реакторе при КОСУЗ полностью заполненном водой (эксперимент №1), далее с обезвоженным КОСУЗ (эксперимент №2) и измерения после повторного заполнения КОСУЗ водой (эксперимент №3).

При выполнении эксперимента № 3 имел место резкий всплеск реактивности после извлечения очередной пары стержней РР, которая, по предварительным оценкам, должна была вывести реактор в критическое состояние. Оцененная избыточная реактивность в ходе этого переходного процесса составила около 0,7 , период реактора составлял 5,5 сек. Разгон был остановлен срабатыванием автоматической защиты по скорости АЗСП и АЗСР одновременно по уставке 20 сек. Разгон шел с постоянным периодом 5,5 сек в течение 30 сек с момента начала зарегистрированного по токовому каналу и каналу реактивности реактиметра до срабатывания БАЗ.

Предыстория этого происшествия связана с проведенной на 1 блоке САЭС модернизацией КОСУЗ с установкой байпасного клапана циркуляционных баков (АО3110) с целью снижения газового сброса аргона-41 при нормальной эксплуатации.

Перед пуском КОСУЗ необходимо было закрыть этот клапан и держать его закрытым для обеспечения деаэрации КОСУЗ в течение нескольких часов. Инцидент начался с незакрытия клапана АО-3110 перед запуском насосов КОСУЗ для проведения эксперимента № 3. Непосредственной причиной ошибки оператора были противоречивые и нечеткие указания в «Инструкции по эксплуатации КОСУЗ». Далее в ходе развития событий не была проведена деаэрация КОСУЗ.

Сопутствующим обстоятельством инцидента было превышение темпа извлечения стержней. В инструкции по последовательности извлечения стержней предписана необходимость выдержки 2 минуты перед извлечением каждой следующей группы из 4-х или 2-х стержней. Эта выдержка необходима, как показано в разд.14.1, для возможности оператору зафиксировать критическое состояние и для ограничения общего темпа ввода реактивности, чтобы не вывести реактор в критическое состояние с аварийно коротким периодом. В этом случае темп ввода реактивности был превышен в 1,4 раза. Персонал предполагал, что по результатам выхода в критическое состояние в эксперименте № 1 достаточно точно известно количество извлекаемых стержней СУЗ в критическом состоянии, и не в полной мере оценил то, что между 1 и 3 выходом в критическое состояние был опорожнен КОСУЗ.

Данные о поведении плотности потока нейтронов состоят из двух диаграмм: записи суммарного тока 12 ионизационных камер подключенных к реактиметру, и записи выходного сигнала измерителя реактивности (см. рис.19.4).

187

Рис. 19.4. Зависимость суммарного тока ионизационных камер и показаний реактиметра от времени

Для оценки скорости изменения нейтронной мощности применяется обычная процедура: за вычетом фона, относительная мощность, выраженная в процентах от максимального значения (при t = 0) построена в логарифмическом масштабе на рис.19.5.

Рис. 19.4. Зависимость относительного потока нейтронов от времени.

188

Наклон этой прямой дает постоянное значение периода на протяжении 30с, равное (5,5 0,4)с.

Анализ этих данных в соответствии с зарегистрированной последовательностью событий позволяет сделать ряд заключений, которые применимы вне зависимости от причины всплеска реактивности:

1.Реактор вошел в критический режим до того, как сигнал на камерах реактиметра превысил фон (камеры вошли в диапазон чувствительности), т.е. момент достижения критичности до момента –30с

2.С момента, когда ионизационные камеры вошли в этот диапазон, плотность потока нейтронов увеличивалась с постоянным периодом 5,5 с.

3.Разгон продолжался, по меньшей мере, 30с с этим периодом до того, как АЗСП и АЗСР с уставками 20 секунд остановили реактор. Это наталкивает на заключение, что автоматическая защита была «слепа» к разгону в течение этого временного интервала.

4.Поскольку период был практически постоянным, то избыток реактивности тоже был практически постоянным. Его значение было оценено в (0,68 0,2) по формулам

где избыток реактивности, выраженный в долях ;

Тпериод, сек;

зап среднее время жизни запаздывающих нейтронов 11,6 сек (одногрупповое

приближение).

5.Ввод избытка реактивности очень близко совпал по времени с извлечением двух стержней 15-й группы.

При анализе инцидента оказалось, что максимальная эффективность единичного стержня РР составила 0,79% или 1,4 .

Максимальная эффективность пары стержней 2,14% или 3,75 , это в среднем 1,9 на стержень.

Среди различных версий инцидента количественное подтверждение получила одна: наличие воздуха в контуре СУЗ в сочетании с повышенной эффективностью последней из извлеченных групп стержней. Естественно предположить, что воздух скапливается в верхней части каналов СУЗ в количестве, достаточном для сдвига точки достижения критичности, так что реактор точно достигает критичности после выведения двух стержней группы 14/2. Быстрый всплеск реактивности происходит, когда выводятся стержни гр. 15/1.

Единственная группа, которая могла внести ощутимый вклад в избыточную реактивность – 15/1, таким образом, воздух в КОСУЗ должен вносить достаточно реактивности, чтобы перевести реактор в критическое состояние до вывода группы 15/1, т.е. воздух должен иметь эффективность несколько выше +0,43β. Это соответствует ~ 0,25 м воздуха вверху активной зоны (см. рис. 15.6)

Отсюда, если наверху находится ~ 0,25 м воздуха и уровень воды в каналах при извлечении стержней падает, по крайней мере, на высоту столба от стержня до

189

вытеснителя (см. рис. 19.6), то полный ввод реактивности составит ~ 0,65β (0,02 + 0,033 + 0,30), что почти точно соответствует зафиксированному периоду.

Отметим, что в ходе расследования данного инцидента выявлены следующие ошибки и нарушения:

незакрытие клапана АО 3110 при перезапуске насосов КОСУЗ;

не выполнение деаэрирования КОСУЗ;

не проведение проверки стабильности работы КОСУЗ;

не выполнение выдержки 2 мин. между выведением групп;

не выполнение контроля при приближении к критичности;

недооценка процедуры опорожнения – заполнения КОСУЗ, которая привела к изменению состояния активной зоны.

Необходимо еще раз подчеркнуть, что самым главным в безопасном приближении к критическому состоянию является обеспечение того, чтобы реактор все время находился под контролем и строго выполнялся регламент по скорости извлечения стержней (выдержка времени).

10-5

Рис. 19.6. Эффект реактивности от обезвоживания контура СУЗ на реакторе САЭС – 1 21.11.92 г.

19.2.2. Инцидент на 4-ом энергоблоке Курской АЭС 8 апреля 1999 года

8 апреля 1999 года при выводе реактора 4-го блока КуАЭС после ППР в критическое состояние при извлечении стержня РР 32-15 было зафиксировано неконтролируемое уменьшение периода реактора, что привело к срабатыванию БАЗ.

190