Подавление ксеноновых колебаний.
Необходимость подавления ксенонных колебаний связана с тем, что они увеличивают неравномерность энерговыделения, в частности приводят к увеличению Kv , что в свою очередь может привести к необходимости разгрузки реактора.
Контроль за наличием и амплитудой колебаний осуществляется по величине оффсета. Величина оффсета фактически является разницей относительных энерговыделений нижней и верхней частей зоны. В начале работы загрузки, в стационарном режиме эта разница, т.е. оффсет, может достигать 10%. Это связано с более низкой температурой в нижней части зоны, а также наличием поглотителей в ее верхней части. В процессе работы загрузки эта величина уменьшается в результате более интенсивного выгорания низа активной зоны.
Выход оффсета из интервала 0-10% и изменение его во времени в течение часов говорит и наличии колебаний.
Основной принцип алгоритмов подавления колебаний – это воздействие против увеличивающегося в данный момент отклонения. На ВВЭР-1000 воздействие осуществляется рабочей группой и 5-ой, состоящей из 4 ОР, один из которых - центральный. В отдельных случаях применяют и другие группы ОР.
Действия в случае отрицательного оффсета и его роста по абсолютной величине, т.е. смещении максимума энерговыделения в верхнюю часть зоны очевидны – следует погрузить в зону группу ОР на 50-60% и затем извлекать ее по мере перемещения вниз максимума энерговыделения. При положительном оффсете и его росте действия противоположны – регулирующая группа ОР СУЗ извлекается до верхнего предела. Если указанное действие недостаточно эффективно – опускается до нижнего упора центральный ОР СУЗ. Внизу, в зоне максимального нейтронного потока его эффективность оказывается больше, чем в верхней части, и этот факт действует ослабляюще на рост оффсета, вызывая затухание колебаний. При необходимости могут быть использованы и другие ОР 5-ой группы.
5. Вопросы безопасности
Опыт эксплуатации показал, что реакторы типа ВВЭР являются одними из самых безопасных, но ядерные риски, связанные с их эксплуатацией считать нулевыми. Оценка вероятности выходящего за проектные рамки тяжелого повреждения зоны дает величину 10-4-10-5 1/реак.год, в зависимости от типа проекта, года ввода и степени модернизации блока.
Все ядерные инциденты, которые могут привести к серьезным запроектным радиационным последствиям, по исходной причине можно разделить на три вида:
создание локальной критической массы;
потеря управления цепной реакцией;
нарушения в теплоотводе от активной зоны.
В проектах ВВЭР предусмотрены технические и организационные мероприятия, которые направлены на минимизацию риска реализации указанных событий. Понимание риска является частью этих мероприятий. Ниже рассматриваются заложенные в проект основные технические принципы, направленные на исключение указанных событий и наиболее уязвимые их места.
Локальная критическая масса
Чтобы полнее понять проблему оценим критический радиус однородной решетки из свежих ТВС ВВЭР-1000, обогащение 4,4%, залитых чистой водой при температуре 20ºC. Оценку выполним из равенства геометрического и материального параметров. К∞ решетки используем расчетное из программы ТВС-М:
X2
= B2
;
Из полученного результата следует, что уже ТВС, при заливе «холодной» водой без борной кислоты достигнут критичности со всеми вытекающими последствиями. Аналогичная оценка для ВВЭР-440 показывает, что локальную критмассу образуют ТВС обогащения 4,4%.
Для исключения возможности возникновения самопроизвольной цепной реакции на этапах транспортировки ТВС все транспортно-технологические приспособления сконструированы таким образом, чтобы жестко зафиксировать ТВС с шагом, гарантирующим К∞≤ 0,95 при заливе чистой водой при температуре 20ºC. Этому требованию удовлетворяет и конструкция бассейна выдержки. И, безусловно, до установки чехла с ТВС в бассейн перегрузки технологически исключается контакт ТВС с водой.
При перегрузке ТВС устанавливаются в активной зоне вплотную друг к другу.
Поскольку
подкритика на ВВЭР не контролируется;
на «холодной» чистой воде свежая зона надкритична со всеми опущенными ОР СУЗ на всех ВВЭР, включая реакторы с 73 ОР СУЗ.
Единственным барьером, препятствующим образованию критической массы на протяжении всей перегрузки и при разогреве реактора, является обеспечение необходимой концентрации борной кислоты в теплоносителе. Контролю за концентрацией борной кислоты в этот период уделяется приоритетное внимание. Все связи первого контура с «чистым» конденсатом на период перегрузки, до момента выхода на МКУ, отключаются с организацией контроля за положением отключающей арматуры. Одной из наиболее неблагоприятных технологических операций в этом плане является заполнение по II контуру разуплотненных парогенераторов. В случае необходимости она проводится при усиленном контроле для исключения перелива воды II контура в I контур.
Борное регулирование с уменьшением концентрации борной кислоты ведется только с включенными главными циркуляционными насосами, чтобы исключить неперемешанное струйное введение в зону чистого конденсата.
При всей очевидности проблемы и принимаемых технико-организационных мероприятий в практике эксплуатации имели место случаи ошибочных действий персонала, приводящих к попаданию «чистого» конденсата в первый контур на остановленном реакторе, в том числе и через разуплотненный парогенератор. Во всех случаях были своевременно приняты корректирующие меры.