Что такое расхолаживание реактора

Расхолаживание реактора

Смотреть что такое «Расхолаживание реактора» в других словарях:

расхолаживание ядерного реактора — (отвод остаточных тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора) [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN residual heat removalRHR … Справочник технического переводчика

Расхолаживание ядерного реактора — Снятие остаточного тепловыделения после остановки ядерного реактора Источник: ГОСТ 24693 81: Реакторы ядерные энергетические корпусные с вод … Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

расхолаживание активной зоны (ядерного реактора) — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN core cooldown … Справочник технического переводчика

расхолаживание активной зоны ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN core cooldown … Справочник технического переводчика

расхолаживание ядерного реактора в режиме ручного управления — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN plant manually controlled cooldown … Справочник технического переводчика

расхолаживание — см. расхолодить; я; ср. Расхола/живание отношений между кем л. Расхола/живание ядерного реактора … Словарь многих выражений

отвод тепла из ядерного реактора — расхолаживание ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы расхолаживание ядерного реактора EN reactor heat removalREHR … Справочник технического переводчика

аварийное расхолаживание ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN emergency cooldown … Справочник технического переводчика

неуправляемое расхолаживание ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN uncontrolled cooldown … Справочник технического переводчика

послеаварийное расхолаживание ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN post accident heat removal … Справочник технического переводчика

Источник

Содержание материала

ГЛАВА 6
ВСПОМОГАТЕЛЬНЫЕ СИСТЕМЫ
§ 6.1. СИСТЕМА РАСХОЛАЖИВАНИЯ
После остановки реактора в ядерной топливе продолжается выделение тепла. Закон изменения тепловыделений имеет экспоненциальный характер, и в принципе процесс расхолаживания активной зоны может быть условно разделен на два этапа. Тепловыделения на первом этапе расхолаживания определяются остаточным потоком нейтронов и зависят от мощности, с которой происходит остановка реактора, а также от скорости и значения вводимой реактивности [131]. Продолжительность этапа составляет 100—150 с, после чего вклад потока нейтронов в общее энерговыделение реактора становится пренебрежимо малым по сравнению с энергией β- и γ-излучения. Первый этап расхолаживания характеризуется резким падением тепловыделений, что предъявляет весьма жесткие требования к динамическим качествам системы расхолаживания.
Выделение тепла в активной зоне реактора на втором этапе расхолаживания определяется только β- и γ-излучением осколков деления топлива, накопившихся в процессе работы реактора на мощности, и может быть рассчитано по зависимости [132] где τρ — время расхолаживания, с; тном — время работы на номинальной мощности, с.

На протяжении второго этапа расхолаживания происходит медленное изменение остаточных тепловыделений, и процесс можно рассматривать как квазистатический. Второй этап, продолжительность которого составляет сотни часов, оканчивается, когда тепловыделения и температура твэлов достигнут такого уровня, при котором можно приступить к перегрузочным работам или полностью прекратить циркуляцию газа с последующим сбросом давления в контуре для проведения ремонтных работ или запланированного технического обслуживания. В этом случае предельная температура твэлов может определяться условиями совместимости конструкционных материалов с воздухом.

Принципиальные схемы системы расхолаживания

Система расхолаживания предназначена для отвода тепла от активной зоны реактора после его остановки и должна обеспечивать режим расхолаживания без превышения допустимых температуры твэлов реактора и скоростей изменения температуры различных конструкций. Кроме того, систему расхолаживания реактора можно использовать в режимах перегрузки топлива (характерных для реактора на быстрых нейтронах), а также в режимах энергетического и физического пусков.
Система расхолаживания должна состоять из двух не зависимых друг от друга систем, что продиктовано требованиями ПБЯ-04-74 [133]. Обе системы обеспечивают расхолаживание реактора в экстремальных случаях, связанных с разгерметизацией первого контура.
Первой системой расхолаживания обычно служит основная система отвода тепла от активной зоны, представляющая собой, как правило, n-модульную систему с индивидуальными средствами отвода тепла: газодувка и парогенератор в двухконтурных установках, турбокомпрессорная группа с концевым охладителем в одноконтурных установках. Расхолаживание активной зоны при плановой остановке ЭУ производится с использованием основной системы отвода тепла.
Вторая система расхолаживания, называемая автономной системой расхолаживания (АСР), состоит из нескольких (2—4) петель идентичного оборудования и имеет в своем составе теплообменник и газодувки.
Наиболее трудно организовать режим расхолаживания в БГР, поскольку активная зона этих реакторов обладает существенно меньшей аккумулирующей способностью по сравнению с активной зоной ВТГР той же тепловой мощности. Кроме того, разница между рабочей и максимально допустимой температурой твэлов в БГР также меньше, чем в ВТГР.
Рассмотрим наиболее характерные автономные системы расхолаживания АЭС с реактором GBR-4 и БГР-300. На рис. 6.1 представлена схема теплоотвода реактора GBR-4 [134]. При номинальном режиме работы 1,5% расхода пара из главных парогенераторов распределяются по трем параллельным петлям вспомогательной системы теплоотвода, которые постоянно питают электроэнергией пусковые двигатели главных гелиевых газодувок.

Рис. 6.1. Система теплоотвода реактора GBR-4:
1— дизель-генератор; 2 — петля АСР, 3X50 МВт (тепл.); 3— петля основного контура, 6X600 МВт (тепл.); 4 — главная турбоустановка, 1X1380 МВт (эл.) брутто; 5 — электрическая сеть; 6 — станционный дизель, 3×5 МВт (эл.); 7 — вспомогательная система теплоотвода, ЭХ 18 МВт (тепл.)

После выключения главной турбоустановки и соответственно основных приводов главных газодувок вспомогательные петли продолжают отводить тепло от активной зоны реактора, а привод
главных газодувок осуществляется от пусковых электромоторов при всех аварийных остановках реактора, включая аварии со стержнями СУЗ. На случай отказа главных и вспомогательных петель предусмотрены три независимые петли АСР с теплообменниками мощностью 50 МВт каждый, имеющие свои газодувки с электродвигателями, питаемыми от дизельной установки. Для поддержания удовлетворительного температурного режима активной зоны при расхолаживании предусмотрено регулирование числа оборотов газодувок в соответствии с давлением теплоносителя в контуре и тепловой мощностью. В случае отказа и этих газодувок расхолаживание реактора при сохранении номинального давления в первом контуре может осуществляться с помощью естественной циркуляции. Таким образом, надежный и гарантированный теплоотвод в режиме расхолаживания реактора обеспечивается посредством резервирования системы расхолаживания, применения модульности каждой системы и независимости источников питания газодувок.

На рис. 2.3 приведена принципиальная тепловая схема опытнопромышленной АЭС с реактором БГР-300. При выходе из строя оборудования основных петель отвод тепла от активной зоны реактора производится с помощью четырех петель автономной системы расхолаживания, каждая из которых состоит из теплообменника тепловой мощностью 30 МВт и газодувки. В составе петли предусмотрен инжектор, устанавливаемый в трубопроводе между теплообменником и газодувкой [135].
Оборудование АСР и ее параметры выбираются из условий расхолаживания реактора при выходе из строя основной системы отвода тепла с одновременной разгерметизацией корпуса из ПНЖБ. В этом случае циркуляция газа осуществляется газодувками АСР и инжекторами, причем инжекторы питаются от баллонов системы заполнения и подпитки контура. Результирующий расход гелия через активную зону позволяет расхолодить реактор без превышения предельной температуры основных элементов контура. Методика расчета параметров первого контура в режиме расхолаживания приводится в приложении 4.
Суммарная мощность теплообменников АСР определяется из условия охлаждения зоны без превышения ограничивающих параметров в случае уменьшения массового расхода газа в контуре по причине исчезновения питания на электроприводах основных газодувок или прекращения подачи пара на турбопривод. Массовый расход гелия в этом случае определяется законом падения оборотов (выбега) газодувки и может быть найден по методике, изложенной в приложении 5. Предположим, что при аварийной остановке реактора отключились также главные газодувки. Переходный процесс изменения температуры твэлов может быть описан уравнением апериодического звена первого порядка

где——- относительный подогрев теплоносителя по
высоте активной зоны; πТ=πΤ.0/G—постоянная времени теплового запаздывания твэлов (функция расхода теплоносителя), с; ΔΤ — подогрев теплоносителя по высоте активной зоны, К);
—квазистатический относительный подогрев.
Изменение мощности реактора во времени аппроксимируется кусочно-экспоненциальной функцией:

где — период реактора, с.
На рис. 6.2 показан переходный процесс изменения параметров активной зоны БГР-300 при гиперболическом законе выбега газодувок, откуда видно, что повышение Т начинается через 30 с после остановки реактора и уже через 80 с достигает значения 0,5Т, а мощность реактора к этому времени составляет 6,2% Qном. Исходя из этого и принимая условие необходимости обеспечить процесс расхолаживания двумя петлями из четырех, а также учитывая, что сброс стержней АЗ может произойти спустя 1—2 с после отключения питания газодувок, суммарную мощность теплообменников АСР выбрали равной 120 МВт, что составляет

14% Qhom- Суммарная мощность теплообменников АСР обычно

Рис. 6.2. Изменение Q, G, Т во времени при отключении газодувок
принимается равной 7—15% тепловой мощности реактора (нижний уровень соответствует ЭУ с ВТГР), а мощность газодувки АСР 3—8% мощности основной газодувки.

Мощность привода газодувки можно приближенно выразить через подогрев теплоносителя, остаточную мощность и давление газа в контуре следующим образом [см. также зависимость (2.13)]:
(6.1)
где А и В — константы, а n характеризует режим течения: для турбулентного режима n=1,75, а для ламинарного n=1.
Из зависимости (6.1) следует, что затраты мощности на привод газодувки при одном и том же массовом расходе газа тем меньше, чем выше давление в контуре и подогрев гелия в реакторе. Поэтому, если имеется техническая возможность, расхолаживание целесообразно проводить при номинальном давлении в контуре реактора. Отметим, что выбранные параметры АСР позволяют начать расхолаживание уже через 120 с после сброса стержней АЗ при давлении 0,7 МПа, а через 1 ч при давлении 0,3 МПа.
При выборе параметров АСР необходимо учитывать возможность работы реактора на пониженных уровнях мощности без задействования основных петель охлаждения первого и второго контуров. Такой режим работы целесообразно осуществлять, например, при энергетическом пуске реактора. При энергетическом пуске одну или две петли АСР следует оставлять резервными на случай выхода из строя работающих петель.
Рассмотренные системы расхолаживания реактора наиболее характерны для ЭУ с БГР и ВТГР, однако они не охватывают весь возможный спектр технических решений. Отмеченные особенности выбора параметров системы и предлагаемые методики их теплогидравлического расчета носят общий характер и могут быть использованы при проектировании оборудования и системы, выполненных по другим принципиальным схемам.

Источник

Расхолаживание ядерного реактора

Расхолаживание ядерного реактора

Снятие остаточного тепловыделения после остановки ядерного реактора

Смотреть что такое «Расхолаживание ядерного реактора» в других словарях:

расхолаживание ядерного реактора — (отвод остаточных тепловыделений из активной зоны при аварии ядерного реактора) [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN residual heat removalRHR … Справочник технического переводчика

расхолаживание ядерного реактора в режиме ручного управления — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN plant manually controlled cooldown … Справочник технического переводчика

аварийное расхолаживание ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN emergency cooldown … Справочник технического переводчика

неуправляемое расхолаживание ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN uncontrolled cooldown … Справочник технического переводчика

послеаварийное расхолаживание ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN post accident heat removal … Справочник технического переводчика

расхолаживание активной зоны (ядерного реактора) — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN core cooldown … Справочник технического переводчика

расхолаживание активной зоны ядерного реактора — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN core cooldown … Справочник технического переводчика

отвод тепла из ядерного реактора — расхолаживание ядерного реактора — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы расхолаживание ядерного реактора EN reactor heat removalREHR … Справочник технического переводчика

расхолаживание — см. расхолодить; я; ср. Расхола/живание отношений между кем л. Расхола/живание ядерного реактора … Словарь многих выражений

ускоренное расхолаживание — (напр. ядерного реактора в случае аварии) [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN accelerated cooldown … Справочник технического переводчика

Источник

Работа оборудования при пуске и остановке энергоблоков с ядерными реакторами ВВЭР

Процесс пуска ЭБ с ВВЭР включает в себя следующие этапы:

— подготовку РУ к пуску;

— разогрев теплоносителя первого контура до 373-393 К с помощью электронагревателей КД и работающих ГЦН;

— гидравлические испытания на плотность оборудования и трубопроводов первого контура;

— физический пуск ЯР и проведение экспериментов на РУ; разогрев РУ до рабочих параметров теплоносителя; подготовку к работе основного и вспомогательного оборудования машзала и прогрев паропроводов до турбины;

— пуск турбоагрегатов, их разворот и вывод на холостой ход, испытания, включение генератора в сеть;

— ступенчатый набор электрической нагрузки ЭБ до заданного уровня.

Движение теплоносителя в РУ в пусковых режимах осуществляется в соответствии с проектом по специальным пусковым схемам. Применительно к ЭБ с ВВЭР-1000 пусковая схема приведена на рисунке ниже. К пусковым схемам РУ предъявляются следующие требования:

С целью обеспечения надежного отвода тепла и предотвращения чрезмерного повышения давления в РУ в условиях, когда значительную часть пускового периода закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбин, по пусковой схеме РУ организуется движение пара, генерируемого ПГ, в обвод турбины через специальные паросбросные устройства. К последним относятся быстродействующие редукционные установки (БРУ): БРУ-К — для сброса свежего пара из ПГ в конденсаторы турбин; БРУ-А — для сброса пара из ПГ в атмосферу с целью защиты второго контура от превышения давления, если по какой-либо причине не происходит сброс пара в конденсаторы турбин; БРУ-Д и БРУ-СН — для передачи свежего пара к деаэратору и на собственные нужды. При пуске также производится подача пара к СПП.

Защиты первого контура от недопустимого повышения давления и аварийный отвод тепла от активной зоны (при нарушении движения теплоносителя в пусковой схеме) осуществляется системой предохранительных клапанов, сбрасывающей пар из КД в барботер.

Большинство технологических устройств пусковой схемы используется и в других эксплуатационных режимах РУ (как нормальных, так и особых), в основном для защиты оборудования ЭБ от недопустимого повышения давления (в частности, при полных или частичных сбросах нагрузки).

Элементами пусковой схемы являются линии дренажей и продувок. предназначенных для отвода из паропроводов, корпусов турбин и других элементов РУ влаги, образующейся в них в результате конденсации пара при прогреве.

Технология пуска РУ. Исходное положение РУ при пуске ЭБ с ВВЭР:

При первом пуске РУ по окончании сооружения ЭБ должен быть выполнен весь комплекс ПНР и проведена холодная и горячая промывка оборудования и трубопроводов циркуляционного контура. После проверки работоспособности всех систем и устройств, обеспечивающих надежную и безопасную работу ЭБ, проводятся гидроиспытания (ГИ) реактора, оборудования и трубопроводов первого контура. Сначала ГИ проводятся в холодном состоянии при давлении в первом контуре 3,5-4 МПа для ВВЭР-440 и 5-5,5 МПа для ВВЭР-1000. Затем оборудование первого контура разогревается со скоростью не более 20 К/ч и проводятся ГИ в горячем состоянии. После ГИ выполняют настройку и проверку срабатывания предохранительных клапанов КД, а также проверяют циркуляцию теплоносителя в первом контуре, функционирование электроэнергетической системы, обслуживающей РУ, и системы резервного питания неотключаемых потребителей. Наиболее трудоемкими работами являются функциональные проверки систем сигнализации, управления, блокировок и АЗ ЯР.

Пусковым операциям предшествуют расчеты пусковой концентрации борной кислоты и положения поглощающих сборок СУЗ для этой концентрации борной кислоты и заданной температуры теплоносителя.

После физического пуска и экспериментов постепенным увеличением мощности ГЦН и теплом, выделяемым в реакторе, последний выводится на режим 1-3% номинала. Когда давление пара в ПГ достигнет 1-1,5 МПа для ВВЭР-440 и 2-2,5 МПа для ВВЭР-1000, приступают к пуску паротурбинной установки, а ЯР продолжает набирать мощность. Номинальным режимом работы РУ считается такой режим, при котором ЯР работает с проектной тепловой мощностью и к нему подключены все циркуляционные петли, ГЦН и ПГ.

Нормальная остановка и расхолаживание реакторной установки

Различают следующие виды остановки РУ:

Под нормальной остановкой РУ понимается остановка без воздействия АЗ, проводимая оператором путем постепенного введения стержней-поглотителей СУЗ в активную зону для прекращения цепной реакции деления. Нормальные остановки РУ бывают плановыми и внеплановыми. Плановые остановки РУ осуществляются для проведения Г1ПР и перегрузки ЯТ. Внеплановые нормальные остановки связаны с отклонениями от режима нормальной эксплуатации РУ, при которых работа ЯР на мощности запрещается, но допускается нормальная остановка. Нормальные остановки ЭБ могут проводиться с расхолаживанием РУ либо без расхолаживания.

Остановка РУ представляет собой совокупность нейтронно-физических и теплогидравлических процессов таких, как:

Нормальная остановка без расхолаживания РУ проводится при устранении неисправностей оборудования турбоустановки или электрической части АЭС, когда ремонт можно сделать без снижения давления и температуры в ПГ, после чего энергоблок снова вводится в нормальную эксплуатацию. Если же остановка ЭБ связана с разуплотнением первого контура и с ремонтом систем, обеспечивающих безопасность ЭБ и АЭС, то выполняется нормальная остановка РУ с расхолаживанием.

Остановке ЭБ предшествует его разгрузка до выхода турбины на холостой ход. При этом воздействии на механизм управления турбиной снижают ее мощность со скоростью, предписанной заводом-изготовителем. Одновременно с разгрузкой турбины снижается нейтронная мощность ЯР путем опускания стержней поглотителей СУЗ либо вручную, либо воздействием на задатчик автоматического регулятора мощности. После снижения мощности до уровня нагрузки СН АЭС электроснабжение СН переводится на резервные трансформаторы. Турбогенераторы отключаются от энергосистемы. Погружая в активную зону все поглощающие сборки СУЗ, ЯР окончательно заглушается.

На атомных станциях особенно важна проблема очистки воды. Для охлаждения используется вода, которая предварительно проходит несколько этапов очистки, в том числе хлорирование. Надёжные хлораторы для атомных и тепловых электростанций на hlorator.ru.

При остановке ЯР без расхолаживания температура теплоносителя в течение достаточно длительного времени поддерживается близкой к исходному значению за счет работы нескольких ГЦН.

Расхолаживание остановленного ЯР осуществляется в несколько этапов. На первом этапе остановки ЯР циркуляция теплоносителя обеспечивается работающими ГЦН. Отвод тепла от первого контура производится отбором пара, генерируемого ПГ, на СН АЭС и в технологический конденсатор. Скорость расхолаживания не должна превышать 30 К/ч. КД расхолаживается впрыском воды в паровое пространство. Второй этап расхолаживания: поочередное отключение ГЦН и постепенный переход от режима с полным расходом теплоносителя к режиму с естественной циркуляцией в первом контуре.

Теплоноситель, нагретый в активной зоне, охлаждается в ПГ, из которых пар отводится в технологические конденсаторы. Третий этап расхолаживания: переход от парового режима охлаждения на водоводяной. Для этого в ПГ подается относительно холодная вода из деаэраторов, которая нагревается; из ПГ вода поступает в технологические конденсаторы, там охлаждается и снова попадает в деаэраторы. Циркуляция воды обеспечивается насосами расхолаживании. При достижении температуры воды 323-333 К в первом контуре РУ считается расхоложенной.

В течение стоянки РУ недопустимо увеличение температуры воды на выходе из активной зоны выше 353 К.

Источник

Чернобыль. ч.3. Терминологическая справка и суть рокового эксперимента

Автор: Александр Старостин

Эта часть и без меня понятна атомщикам, но я как гуманитарий очень старался определить простым языком несколько важных терминов, понимание которых необходимо в дальнейшем. Плюс внутри ещё парочка вводных, которые позволят углубиться в понимание процессов, которые привели к аварии на ЧАЭС. Ну и расскажу в двух словах о программе рокового эксперимента.

Несколько важных терминов

При разговоре об авариях на реакторах РБМК часто упоминается ряд профессиональных терминов, которые ни о чём не говорят человеку, далёкому как минимум от ядерной физики. Однако без их понимания невозможно и объяснение произошедшего в 1975 (!!) и 1986 годах выше уровня обывателя.

Итак, первый термин – реактивность. Реактивность – это величина, характеризующая поведение цепной реакции. Попросту говоря, это степень отклонения реактора от его критического состояния. При реактивности равной нулю реакция идёт с постоянной скоростью (критическое состояние), при реактивности большей нуля реакция ускоряется (надкритическое состояние), а при реактивности меньшей нуля – замедляется (подкритическое состояние). Выражаться она, будучи безразмерной величиной, может в различных относительных и условных единицах, чаще всего в процентах.

С реактивностью связано ещё несколько важных терминов – оперативный запас реактивности (ОЗР), паровой и мощностной коэффициенты реактивности (ПКР и МКР), а также йодная яма. Для начала определимся с ОЗР.

Итак, при выводе из активной зоны реактора стержней управления и защиты реакция начинает развиваться, высвобождается некая положительная реактивность, то есть, попросту говоря, энергия. Если из реактора вывести сразу все стержни, то высвободившаяся при этом величина положительной реактивности называется общим запасом реактивности. При работе реактора на постоянной мощности изменения реактивности должны нарастать медленно, однако на деле это не так вследствие быстрого развития ряда процессов. Поэтому необходимо, чтобы хотя бы какую-то часть общего запаса реактивности операторы реактора могли контролировать. Собственно говоря, эта часть, компенсируемая подвижными поглотителями нейтронов, и называется оперативным запасом реактивности (ОЗР).

ОЗР – тоже безразмерная величина, однако для удобства работы её могут измерять в неких условных единицах. В нашем случае (так принято делать в работе с реакторами РБМК) такой величиной является эффективное количество полностью погруженных стержней ручного регулирования системы управления и защиты. Выраженный в стержнях ОЗР показывает запас, имеющийся у оператора для увеличения мощности, то есть, грубо говоря, количество стержней, которое можно вывести из активной зоны. Однако тут нужно понимать, что ОЗР в стержнях – показатель относительный, потому что если вывести половину стержней наполовину, а вторую половину – на четверть, то результат может равняться, например, 15 выведенным полностью стержням, в то время как остальные полностью введены (значения взяты с потолка, в реальности они абсолютно иные – прим. А.С.). Для реакторов благоприятным является низкий ОЗР. Во-первых, снижается количество поглощённых нейтронов, которые можно было бы использовать для производства энергии. Во-вторых, при низком ОЗР уменьшается вносимая за раз при случайном (или специальном) извлечении стержня СУЗ положительная реактивность, что не позволяет реактору мгновенно развить очень высокую мощность.

Мощностной коэффициент реактивности (МКР) – это величина, которая характеризует изменение реактивности реактора при изменении мощности. Соответственно МКР может быть как положительным (реактивность повышается при повышении мощности реактора), так и отрицательным (реактивность снижается). В правильно спроектированном реакторе МКР отрицательный, то есть реактор не может саморазогнаться.

Состояние, при котором йод-135 или ксенон-135 образуются в реакторе в большом количестве, в результате чего операторы вынуждены снижать ОЗР (то есть увеличивать количество извлечённых стержней) для поддержки реакции, а выход реактора на проектную мощность на протяжении 1-2 суток делается практически невозможным, называется йодной ямой или ксеноновым отравлением реактора. Своё название явление получило из-за графика зависимости реактивности от концентрации ксенона-135 в реакторе, представляющего из себя яму с минимальным значением реактивности при максимальной концентрации изотопа.

Вот поэтому она и яма (см. красную линию)

При работе атомного реактора в активной зоне происходит множество различных событий и реакций, распадаются и появляются различные элементы. Одним из таких элементов является короткоживущий изотоп йода – 135I. Период полураспада этого элемента – примерно шесть с половиной часов, при этом одним из его продуктов является изотоп ксенона 135Xe, период полураспада которого больше – девять с небольшим часов. При работе реактора на полной мощности проблем с этим нет, так как оба эти изотопа как бы выгорают в плотном потоке нейтронов. А вот на малых мощностях, например при снижении или при выходе на мощность после пуска, нейтронный поток ещё не столь силён, а значит, не способен препятствовать обильному образованию йода-135 и, как следствие, ксенона-135.

Вспомним конструкцию стержней СУЗ. Они состоят из графитового вытеснителя длиной 4.5 метра, соединённого с семиметровым поглотителем из карбида бора. Под и над вытеснителем находился столб воды, которая, в отличие от графита, хорошо поглощает нейтроны. При поступлении команды на ввод поглотителя, вытеснитель начинает идти вниз, вытесняя воду и вводя тем самым положительную реактивность в этой зоне. Ведь графит поглощает нейтроны куда хуже, а значит, они начинают работать на разгон реактора. Такой ввод положительной реактивности называют концевым эффектом или положительным выбегом реактивности.

Игналинская АЭС

Впервые его обнаружили при физических пусках (то есть первых пусках после постройки реакторов) на Игналинской АЭС и на второй очереди ЧАЭС. Тогда выяснилось, что сам по себе положительный выбег реактивности невелик и легко компенсируется наличием достаточно большого количества введённых хотя бы наполовину стержней СУЗ. Тем не менее, на ЧАЭС было принято решение отделить вытеснители от стержней автоматического регулирования, оставив их лишь на стержнях ручного регулирования. Кроме того, на все АЭС были разосланы два письма. Одно от НИКИЭТ – конструкторов реактора, другое от Научного руководителя (ИАЭ им. Курчатова). Тем не менее, письма, хоть и содержавшие определённые предложения по исправлению ситуации (отрезание вытеснителей, например), были положены руководствами станций под сукно до востребования и получения дальнейших инструкций, так как их тон был в целом благостный, не дающий серьёзных причин для беспокойства. Никаких упоминаний (кроме нижнего ограничения ОЗР в 15 стержней ручного регулирования) в регламентах об эффекте не было. Запомните этот момент, он нам понадобится дальше.

Предвестники

А вот первая – авария на Ленинградской АЭС 30 ноября 1975 года. Тогда фактически шли ещё натурные испытания первого реактора типа РБМК, хотя первый (и пока ещё единственный официально введённый в эксплуатацию) энергоблок уже работал год.

В тот день на плановый ремонт выводился один из турбогенераторов. Его разгрузили, но по ошибке старший инженер управления реактором отключает не его, а второй, оставленный в работе ТГ. Сработала система защиты, реактор был заглушен. При этом реактор был отравлен йодом-135. Реактор и турбогенератор необходимо было быстро вернуть в работу. В условиях резко снизившегося из-за йодной ямы ОЗР операторам пришлось пойти на нарушение регламента и извлечь практически все стержни ручного регулирования, дабы как можно скорее вывести мощность на минимально контролируемый уровень. Тем не менее, первая попытка персонала не удалась – сработала автоматическая защита, обнаружившая несимметричность мощности в разных частях реактора. Персонал начал снова выводить реактор на минимально контролируемый уровень мощности. И вот тут началась авария.

Дело в том, что из-за огромных размеров самой активной зоны, в ней могут образовываться «локальные реакторы», в которых мощность отличается от «средней по больнице». Одной из таких зон стал канал, примыкающий к тепловыделяющей кассете 13-33. Она оказалась разотравлена, в отличии всей остальной активной зоны. В результате, пока операторы выводили из йодной ямы весь реактор, ТК 13-33 начала перегреваться и разрушаться. В итоге из неё прямо на графит попали вода и топливо. Датчики в блоке щитового управления, где находились операторы, это показали. Реактор был аварийно заглушен.

В статье инженера-физика Виталия Абакумова, присутствовавшего при аварии на ЛАЭС и являвшегося непосредственным участником событий, хорошо описаны причины, толкнувшие персонал на нарушение регламента, приведшее в итоге к аварии.

В конечном итоге Карраск и его коллеги получили выговор

Молодой Карраск. Питерцы, запомните это лицо — он спас вас от Чернобыля в Ленобласти

Именно такая порочная практика позже сыграла свою роль и на ЧАЭС, да и вообще много где.

Рабочая программа испытаний турбогенератора № 8 Чернобыльской АЭС в режимах совместного выбега с нагрузкой собственных нужд

За сложным названием скрывается простая в принципе идея. Если в результате аварии станция будет отключена от сети, а реактор нужно будет заглушить, то необходимо будет обеспечить электроснабжение защитных систем на самом опасном этапе расхолаживания (охлаждения) реактора, когда он ещё на высокой мощности. Энергию предполагалось брать из выбегающего генератора. Дело в том, что вращение турбины, а значит, генерация энергии прекращается не сразу после отключения реактора, ведь у турбины большая инерция. Это называется выбегом. Соответственно, предполагалось, что обеспечиваться системы охлаждения реактора будут от выбегающего генератора. Идея выдвигалась в том числе и главным конструктором, и научным руководителем. Формально эксперимент проводился по заявке предприятия Донтехэнерго.

Впервые эксперимент был проведён в 1982 году на третьем энергоблоке ЧАЭС. Тогда потребовалось доработать ряд систем турбогенератора. В 1984 и 1985 годах снова проводились такие испытания, их не смогли завершить по техническим причинам. Нужно отметить, что постепенно эксперименты усложнялись. Так, начиная с 1984 года, для проведения эксперимента выводилась из работы система аварийного охлаждения реактора (САОР), а начиная с 1985 – к сети подключали два главных циркуляционных насоса (ГЦН). 26 апреля 1986 года эксперимент до конца довести смогли и записали все необходимые параметры. После этого была отдана роковая команда глушить реактор.

Нужно отметить, что очень часто блокировку САОР ставят в вину персоналу, в том числе и первая советская комиссия. Однако все последующие комиссии, а в частности, комиссия Госпроматомэнергонадзора 1991 года во главе с Н.А. Штейнбергом, прямо заявляли:

…отключение САОР не повлияло на возникновение и развитие аварии, поскольку хронология основных событий, предшествовавших аварии, и хронология развития самой аварии, показали, что не было зафиксировано сигналов на автоматическое включение САОР. Таким образом, «возможность снижения масштаба аварии» из-за отключения САОР была не потеряна, а в принципе отсутствовала в конкретных условиях 26 апреля 1986 г.

Всё, декорации расставлены, пролог закончен, со следующей части приступаем к первому акту чернобыльской драмы.

Автор: Александр Старостин

Источник