Шелегов Физические особенности и конструкция Реактора РБМК-1000 2007

которая формирует сигнал на перемещение регулирующих органов (стержней-поглотителей нейтронов) в активной зоне реактора таким образом, чтобы уменьшить значение ошибки регулируемой мощности.

Для передачи команд оператора по управлению стержнями в исполнительную часть, обеспечения необходимого алгоритма работы авторегулятора, а также формирования сигналов аварийной защиты реактора по физическим и технологическим параметрам предназначены схемы логики СУЗ, состоящие из отдельных функциональных узлов.

Рис. 3.7. Структурная схема СУЗ реактора РБМК-1000

Для обеспечения оператора информацией о состоянии оборудования СУЗ и объекта управления (реактора) в состав СУЗ введена система информационной поддержки оператора, к которой относятся:

•схемы вызывной, предупредительной и аварийной сигнализации;

•выносные приборы, отображающие наиболее важную информацию о состоянии реакторной установки и технологического оборудования;

•схема измерения скорости счёта нейтронного потока;

•система измерения и регистрации нейтронной мощности и реактивности.

Таким образом, в соответствии с вышесказанным, СУЗ можно разделить на следующие основные функциональные части:

51

1)исполнительные механизмы СУЗ;

2)схемы управления и контроля исполнительных механизмов;

3)измерительная часть СУЗ;

4)схемы логики СУЗ;

5)схема электроснабжения СУЗ;

6)cистема информационной поддержки оператора.

Глава 4. Основные специфические особенности реактора РБМК как источника энергии

4.1. Ядерно-физические особенности

Для безаварийной работы ядерного реактора необходимо четко понимать его особенности.

Ядерный реактор − самый мощный современный источник энергии, в основе работы которого лежат процессы внутриядерных взаимодействий. В ЯР в зоне протекания цепной реакции находится все загруженное ядерное горючее, обладающее колоссальной концентрацией энергии. Одной тонне 235U соответствует 106 т органического топлива по теплотворной способности. Такая концентрация энергии в ядерном горючем потенциально позволяет получить практически неограниченную мощность в активной зоне. Эта особенность ядерного реактора выдвигает проблему отвода тепловой мощности от активной зоны с помощью теплоносителя, так как теплопередача и теплоемкость применяемых материалов имеют естественные ограничения. Чтобы поддерживать реактор в работоспособном состоянии в течение заданной кампании, необходимо ограничивать его рабочие параметры, отклонение которых от установленных пределов может привести к выходу из строя активной зоны со всеми вытекающими неблагоприятными последствиями. Загрузка UO2 в РБМК-1000 ~ 190 т, из них топлива 235U 4,5 т. Основные ограничивающие параметры:

52

Регулирование мощности ЯР осуществляется изменением реактивности в строго ограниченном допустимом интервале со стороны положительных значений реактивности:

ρ<βэф ≈ 0,006 = 0,6 % .

При ρ > βэф ЯР становится неуправляемым. Даже в управляемом диапазоне, т.е. ρ < βэф, приемлемой скорости изменения мощности (Т > 30 с) ЯР, ρ в несколько раз меньше βэф. Это требует особого отношения к управлению и прежде всего к пуску ЯР, как одному из наиболее ответственных режимов.

Рис. 4.1. Период в момент перехода через критическое состояние в зависимости от скорости высвобождения реактивности

Реактивность реактора изменяется не только от изменения положения стержней СУЗ в АЗ, но и вследствие внутренних процессов, сопровождающих работу ЯР: температурного эффекта, отравления, выгорания топлива и др. Поэтому перед пуском необходимо знать критическое количество стержней в АЗ, величину подкритичности. При работе реактора на разрешенной мощности поддерживать все параметры блока в строго разрешенных эксплуатационных пределах.

Характерная особенность ЯР − постоянное наличие ионизирующего излучения. Это требует специальных средств биологической защиты, контроля радиационной обстановки и средств борьбы с распространением радиоактивных загрязнений в аварийных ситуациях, расхолаживания реактора после заглушения, особое значение приобретает качество оболочек твэлов.

53

РБМК-1000 всегда имеет определенный регламентом (45÷48 ст. РР) запас реактивности, так как из всего запаса безвозвратно расходуется только часть, предназначенная для компенсации выгорания, шлакования, стационарного отравления самарием. Остальной ρзап необходим для обеспечения работы ЯР на энергетическом уровне мощности (компенсации отравления ксеноном, отрицательных эффектов). После остановки ЯР требуется компенсировать высвобождающийся ρзап подвижным поглотителем.

Выгруженное топливо в виде ОТВС, содержащее большое количество радиоактивных продуктов деления, требуется изолировать от окружающей среды.

Отмеченные особенности ЯР не исчерпывают всего разнообразия его свойств, но именно они в первую очередь выдвигают требования к организации ядерной, радиационной безопасности, теплотехнической работоспособности АЗ в течение всей расчетной кампании для ЯР, 30 лет для РБМК-1000.

4.2.Режимы теплоотдачи к воде теплоносителя от твэлов

вканальных реакторах

Температурный режим твэлов существенно зависит от коэффициента теплоотдачи от их поверхности к теплоносителю. Могут быть несколько режимов теплоотдачи. Если t оболочки твэла (наружная стенка) меньше температуры насыщения воды при данном давлении, то имеет место конвективный теплообмен при турбулентном движении некипящей воды при продольном омывании наружных поверхностей оболочек твэлов. При этом коэффициент теплоотдачи α пропорционален υ0,8, где υ − скорость воды. Чем выше скорость воды в канале, тем больше α и ниже tоб. Однако скорость воды ограничена предельной величиной, равной 6−7 м/с, в ТК.

При больших скоростях возникают значительные вибрации ТВЭЛов и эрозия поверхности (размывание), вибрация всей ТВК, возникают постукивания о стенку ТК.

При tстоб >tнас.воды на поверхности твэла возникает поверхност-

ное пузырьковое кипение. Тепловой поток от твэла увеличивается к теплоносителю при заданном температурном напоре за счет уно-

54

са пузырьков пара скрытой температуры парообразования от поверхности нагрева в ядро потока, также за счет интенсивного перемешивания жидкости у поверхности нагрева.

Пленочный режим кипения воды у стенки твэла. Кризис пузырькового кипения или кризис теплоотдачи 1-го рода

При дальнейшем увеличении мощности ТК увеличивается тепловой поток от твэла, интенсивность генерации пузырей пара на поверхности нагрева твэла может превысить интенсивность эвакуации их в ядро потока, и из-за увеличения объемной концентрации пара у поверхности нагрева пузырьковый режим кипения может перейти в пленочный, при котором на поверхности твэла образуется сплошная паровая пленка. При этом количество отводимой от твэла теплоты ограничивается теплопроводностью через паровую пленку. В этом случае α падает больше чем на порядок по сравнению с пузырьковым теплообменом. В связи с этим tоб резко возрастает и может привести к расплавлению оболочки и самого топлива. Это явление называют кризисом пузырькового кипения или первого рода.

Оно характеризуется qкр критическим тепловым потоком или критической мощностью Wкр технологического канала. величины qкр и Wкр имеют сложные зависимости от скорости, давления, температуры, массового расходного паросодержания теплоносителя (отношение общего расхода пара к общему расходу теплоносителя) и геометрических характеристик ТК.

Чтобы не допустить пленочного кипения, охлаждение твэлов организуют таким образом, чтобы в самом напряженном твеле имел место запас по критической тепловой нагрузке

К= W(т)пр.доп ≥1.

зW(т)тек

Вреакторе РБМК-1000 уровень тепловых потоков не столь высок, чтобы могло возникнуть пленочное кипение − кризис первого рода.

Режим кольцевых жидких пленок кипения воды на стенке твэла и ТК, кризис высыхания пленки или кризис теплопередачи 2-го рода

55

На некоторой длине ТК после начала кипения воды возникает пузырьковый режим течения пароводяной смеси, который далее по потоку переходит в дисперсно-кольцевой режим, характеризующийся движением пара с каплями жидкости в ядре потока и кольцевых пристенных жидких пленок на поверхности твэла и корпусе ТК. Наличие жидких пленок на обогреваемых поверхностях твэлов из-за высокой теплопроводности воды обеспечивает эффективную теплоотдачу с поверхности твэла. Расход воды в пленках падает из-за уноса влаги с их поверхности. Поэтому, из-за скоростного напора воды в ТК, возможен разрыв пленки на поверхности твэла, при этом контакт жидкости и поверхности нарушается, теплоотдача от твэла к ПВС падает, наступает перегрев оболочки твэла или так называемый кризис высыхания (кризис теплоотдачи второго рода). Возникновение такого кризиса (разрыв жидкой пленки) определяется граничным паросодержанием хгр, т.е. массовым расходным паросодержанием в месте кризиса теплоотдачи. хгр и qкр определяются на моделях технологических каналов экспериментально. Для того чтобы не допустить кризиса высыхания, во всех ТК не допускается превышение массового расходного паросодержания над хгр (х < хгр).

Таким образом, хгр ограничивает паропроизводительность ТК, а следовательно, его мощность и мощность реактора в целом. Значение хгр можно существенно увеличить, если каким-либо образом усилить приток влаги из ядра потока в жидкую пленку и тем самым ликвидировать ее истощение. Для данной цели в реакторах РБМК устанавливают интенсификаторы теплообмена в верхнюю кассету. Это позволяет увеличить мощность ТК в полтора раза. Температура топлива в данном случае не препятствует, поскольку

максимальная линейная нагрузка qAmax составит 60 кВт/м, что

меньше допустимой: 80 кВт/м.

Для увеличения на выходе из активной зоны массового расходного паросодержания хвых и КПД реактора применяется гидравлическое профилирование реактора.

56

57

РР− ручное регулирование;

РТМ − руководящий технический материал;

58

59

Список рекомендуемой литературы

1.Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительства и эксплуатации, ОПБ-73. М.: Атомиздат, 1973.

2.Правила ядерной безопасности атомных электростанций,

ПБЯ-04-74. М.: Атомиздат, 1976.

3.ГАН РФ. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ-88/97, ПН АЭ Г-01-011-97. М.: Госатомнадзор, 1997.

4.ГАН РФ. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯ РУ АС-89. М.: Госатомнадзор, 1990.

5. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК // М.А. Абрамов, В.И. Авдеев, Е.О. Адамов и др. / Под общей редакцией Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. С. 632.

6.Справочник по ядерной технологии / Под ред. В.А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989.

7.Концепция физической защиты атомных электростанций,

МАЭ РФ. 1974.

8.Адамов Е.О., Черкашов Ю.М. Усовершенствование реактора РБМК и повышение его безопасности: Материалы науч.-техн. конференции «Ядерные аварии и будущее энергетики. Уроки Чернобыля». М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1992. С. 59.

9.Физический пуск АЭС с ядерными реакторами типа РБМК и меры ядерной безопасности. ОСТ 95 10051-84.

10.Решетин Л.В., Кузьмин А.Н., Шкурпелов А.А. и др. Исследо-

вание эффектов обезвоживания технологических каналов и контура охлаждения СУЗ в реакторах РБМК с выгоранием тоалива, соответствующим режиму непрерывных перегрузок//Нейтроннофизические проблемы безопасности ядерно-энергетических установок: Сборник ГКАЭ-МИФИ, 1991. С.91.

11.Руководящий технический материал РТМ 95 1181-83. М.,

1984.

12.Клемин А.И., Стригулин М.Н. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1968.

13.Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энер-

гетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.

60