MENU
[ Новые сообщения · Участники · Правила форума · Поиск · RSS ]
  • Страница 1 из 1
  • 1
ФОРУМ » Чернобыль,86 » Чернобыльская АЭС » Реактор РБМК-1000
Реактор РБМК-1000
VIPДата: Четверг, 03.09.2015, 09:43 | Сообщение # 1
Лейтенант
Группа: Администраторы
Сообщений: 44
Репутация: 0
Статус: Offline
Чтобы иметь понимание что такое реактор большой мощности канальный (в других источниках вместо "канальный" - "кипящий") РБМК мощностью 1 000 МВт, достаточно иметь немного развитое пространственное воображение ...

Активная зона

Очень упрощенно - представим себе цилиндр, высотой 7 метров, внутренним диаметром 11,8 метров. Внутренняя часть этого цилиндра называется активной зоной, или - реакторным пространством.

Вся активная зона полностью загружена графитом. Если просто графитовая кладка больше похожа на кирпичики, вертикально стоящие. Полная загрузка графитом активной зоны по весу составляет 1700 тонн.

Каждый "кирпичик" графитового блока имеет сквозное отверстие - от верха к низу. От верха активной зоны к её низу вся графитовая кладка полностью пронизана в определенном порядке сквозными отверстиями. Эти отверстия называются технологическими каналами. Диаметр ТК - 80 мм.

Всего в реакторе РБМК было 1888 технологических каналов. Из них:
- 1661 ТК для загрузки топлива;
- 211 ТК для стержней управления и защиты;
- 16 ТК для семизонных датчиков системы контроля и распределения энерговыделения СФКРЭ.

Сверху и снизу активная зона закрывается плитами биологической защиты. Нижняя плита, на которую опирается цилиндр активной зоны, называется "схема "ОР"" (второе название - "Ольга-Роман"). Верхняя плита - "схема "Е"" (второе название - "Елена"). Верхние части ТК закрываются заглушками, т.н. "сб.11", они же - "сборка-11". Для загрузки/выгрузки топлива их снимают, и после окончания этих операцию устанавливают обратно.
________

Топливные кассеты

В качестве топлива в РБМК-1000 использовалась двуокись уран-235. Сначала его обогащение составляло 1,8%, после аварии на Ленинградской АЭС в 1975-м году с разрушением нескольких ТК, обогащение было повышено до 2,0%. После аварии на Чернобыльской АЭС в 1986-м году обогащение было повышено. Сейчас оно составляет 2,6%

Топливо загружалось в реактор следующим образом. Одна таблеточка двуокиси урана диаметром 15 мм весила 3,5 кг. Таблетки двуокиси урана-235 набивались столбиком в топливную кассету. Общий вес таблеточек двуокиси урана в одной кассете был равен 130 ~ 135 кг.

Кассета в которой располагались таблеточки двуокиси урана - трубка, диаметром 20 мм, высотой 3,5 метра. Оболочка состояла из сплава циркония с ниобием (для металлургов - содержание ниобия в сплаве ~ 2,5%). Температура плавления сплава, из которого изготовлена оболочка - выше 2 000 градусов (у циркония она составляет 1855 градусов по Цельсию, у ниобия - 2477 градусов по Цельсию)

Все кассеты навешивались на штангу тоже из циркония, подвешивались вокруг штанги в два яруса. 18 кассет верхнего яруса и 18 кассет нижнего яруса. Если точнее - кассеты каждого яруса располагались в два радиуса - 6 кассет во внутреннем радиусе, 12 кассет - в наружном радиусе.

В центре штанги проходит сквозная трубка, по которой подается теплоноситель - обычная вода. В этих трубках происходил нагрев воды и превращение её в пар. Температура пара составляла 287 градусов - перенасыщенный пар.



О топливе.

Если смотреть в общих чертах, то производство электроэнергии на АЭС с РБМК не особо отличается от производства её на теплоцентралях, оснащённых паровым котлом барабанного типа, с многократной принудительной циркуляцией.

В случае с РБМК же, контур многократной принудительной циркуляции ("КМПЦ"), состоит из двух петель, каждая из которых охлаждает свою половину реактора. Помимо этого, КМПЦ выполняет и вторую задачу - задачу охлаждения реактора. В обоих случаях пар генерируется в вертикальных трубах, являющихся частью КМПЦ.

В котельной установке это экранные трубы, устилающие внутреннюю поверхность топочной камеры и обогреваемые теплом и излучением сгорающего топлива – угля, торфа, мазута и т.д. В реакторе РБМК это топливные (технологические) каналы (ТК), пронизывающие графитовую кладку реактора, а нагрев осуществляется тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ), собранными в тепловыделяющие сборки (ТВС), находящиеся внутри этих каналов.

Как уже указывалось в предыдущей статье, Топливо загружалось в реактор следующим образом. Одна таблеточка двуокиси урана диаметром 15 мм весила 3,5 кг. Таблетки двуокиси урана-235 набивались столбиком в топливную кассету. Общий вес таблеточек двуокиси урана в одной кассете был равен 130 ~ 135 кг.

Тепло выделяется ими в результате цепной реакции. Огромная тепловая энергия, высвобождаемая при делении урана (при делении 1 г урана выделяется 0,95 МВт·сутки тепловой энергии), создает отличия в использовании ядерного и органического топлива:

- органическое топливо (уголь, дрова, мазут), поступающие в топку котла, поступает непрерывно и сгорает полностью. Несгоревшие остатки топлива тоже непрерывно удаляются и не мешают процессу горения. В случае же с ядерным топливом, оно загружено на 3 года вперед и продукты деления (изотопы), остаются в составе топлива и ухудшают его характеристики (отравляют реактор);

- управление мощностью и теплопроизводительностью котла также производится регулированием открытия заслонки, ограничивающей доступ воздуха в топочную камеру на колосниковую решетку. Система воздействует мгновенно, изменяя расход воздуха, горение топлива и темп сгорания топлива. В реакторе управление его тепловой мощностью производится лишь влиянием на нейтронно-физические характеристики ядерной реакции, проходящей в реакторе. А протекание этих процессов зависит от очень многих факторов.
________

Об обогащении урана.

Как уже было сказано, в качестве топлива в реакторах используется уран. В чем заключается техническая особенность?

Дело в том, что запасы урановых руд в мире распределены так, что существует только два элемента, изотопа: уран 238 и уран-235. Из запасов урана вообще доля запасов урана-235 на планете всего... приходится говорить всего, - 0,7% Остальные запасы составляют из урана 238. Не вдаваясь в подробности, скажу, что как ядерное топливо чистый уран-238 не годен и стабильной управляемой цепной реакции не даст. Потому добываемый уран-238 обогащают (разбавляют, условно говоря), ураном-235. Процентное содержание 235-го урана по сравнению с 238-м является значением обогащения ("обогащение топлива"). Обогащение может быть любым - от 1,8% до 2,6% (для реакторов РБМК).

Но, при этом, остальная часть топлива составляет всё же уран-238. После двух-трех бета-распадов ядро урана-238 превращается в элемент под названием плутоний-239. Плутоний также может делиться при воздействии на него нейтронов, но из-за длительной работы реактора наличие плутония в нем ухудшает физические характеристики.

________

Нейтроны

При участии нейтронов и возможно проведение цепной реакции. Если его, нейтрон, поглощает ядро урана-235, то сам изотоп урана становится неустойчив и мгновенно распадается на две части. Более того, деление ядра урана происходит с образованием ещё 2~3 нейтронов, которые также поглощаются ядрами урана-235. Этот процесс происходит с испусканием β-частиц и γ-излучения. Большая их часть испускается мгновенно, так называемые мгновенные нейтроны.

Но, их малая часть, около 0,7%, являются запаздывающими нейтронами. Именно с помощью этой малой доли запаздывающих нейтронов происходит регулирование мощности реактора и интенсивность реакции. Только так возможна работа реактора, в обратном случае - только атомная бомба.

Остальная часть - выделяемое мгновенно γ-излучение, которое невозможно увидеть и уловить.

Почти все реакторы (за исключением реакторов серии БН), работают на так называемых тепловых нейтронах, имеющих малую энергию. Проходя деление урана или плутония, происходит появление новых нейтронов. Их количество, очень огромно, они образуют нейтронный поток. Строго говоря, задача операторов, управляющих реактором, состоит в том чтобы поддерживать или изменять этот нейтронный поток.
________

Реактивность

То, на что влияют органы управления реактора, можно назвать одним словом: реактивность. Что это такое?

Если мы разобьем процесс появления нейтронов на поколения, то произойдет следующее. Процесс распада ядра урана-235 или плутония-239 и образованием нейтронов - это первое поколение нейтронов. Образование следующих нейтронов - второе поколение и далее, по нарастающей. Что нам это даст?

При равном количестве нейтронов в каждом следующем поколении реактор мощности не меняет (это состояние ещё называется "критический реактор"). Величина реактивности ("коэффициент реактивности") равна нулю. Это означает, что количество нейтронов предыдущего поколения будет равно количеству нейтронов следующего поколения.

Если коэффициент размножения больше единицы , K>0, ("надкритичный реактор") то мощность реактора будет расти. При К<0 мощность реактора будет падать ("подкритичный реактор"). Чем больше скорость размножения нейтронов - тем выше мощность реактора, и наоборот - чем ниже скорость размножения нейтронов, тем ниже будет мощность реактора.

Уровень мощности может быть любым. Реактивность же определяет скорость изменения мощности, независимо от её уровня.

В работе операторы имеют дело не с коэффициентом размножения, а с реактивностью, которая всегда незначительно отличается от единицы. Оператор также имеет дело с реактором, надкритичность (или - положительная реактивность) которого составляет не более 0,1%. При большей реактивности рост мощности настолько неконтролируем, что это угрожает целостности конструкции реактора.

Если количество появляющихся нейтронов равно или превышает количество положительную реактивность (надкритичность), то реактор критичен только на мгновенных нейтронах. Защиты от мгновенных нейтронов нет - только разрушение реактора (что все и видели 26 апреля 1986-го года).

На практике реактивность может меняться как с помощью органов воздействия на реактивность ("стержни управления и защиты"), и самостоятельно - за счёт различных физических процессов в реакторе: изменение температуры топлива, замедлителя (графитовой кладки), температуры и плотности охлаждающей воды ("теплоносителя").

Больше всего влияет на реактивность выгорание урана и отравление ксеноном-135, сильным поглотителем нейтронов. Выгорание урана непрерывно действующий фактор. При работе на постоянной номинальной мощности реактивность в реакторе РБМК-1000 уменьшается со скоростью примерно 1% в месяц. Это изменение реактивности компенсируется заменой топливных сборок (ТВС) с выгоревшим топливом на свежие. В реакторе РБМК эта замена производится на ходу, без остановки реактора, с помощью специальной перегрузочной машины.



 
VIPДата: Четверг, 03.09.2015, 09:52 | Сообщение # 2
Лейтенант
Группа: Администраторы
Сообщений: 44
Репутация: 0
Статус: Offline
Ещё раз о реактивности

В предыдущей статье, как уже было сказано, если коэффициент размножения больше единицы , K>0, ("надкритичный реактор") то мощность реактора будет расти. При К<0 мощность реактора будет падать ("подкритичный реактор"). Чем больше скорость размножения нейтронов - тем выше мощность реактора, и наоборот - чем ниже скорость размножения нейтронов, тем ниже будет мощность реактора.

Уровень мощности может быть любым. Реактивность же определяет скорость изменения мощности, независимо от её уровня.

В работе операторы имеют дело не с коэффициентом размножения, а с реактивностью, которая всегда незначительно отличается от единицы. Оператор также имеет дело с реактором, надкритичность (или - положительная реактивность) которого составляет не более 0,1%. При большей реактивности рост мощности настолько неконтролируем, что это угрожает целостности конструкции реактора.

Если количество появляющихся нейтронов равно или превышает количество положительную реактивность (надкритичность), то реактор критичен только на мгновенных нейтронах. Защиты от мгновенных нейтронов нет - только разрушение реактора (что все и видели 26 апреля 1986-го года).

На практике реактивность может меняться как с помощью органов воздействия на реактивность ("стержни управления и защиты"), и самостоятельно - за счёт различных физических процессов в реакторе: изменение температуры топлива, замедлителя (графитовой кладки), температуры и плотности охлаждающей воды ("теплоносителя").
________

СУЗ

Система Управления Защитой (СУЗ), и является органом воздействия на реактивность. Также, СУЗ воздействует и на нейтронный поток.

При общем количестве в 211 стержней, каждый из них состоит из сильного поглотителя нейтронов - карбида бора. Стержни перемещаются в каналах, аналогичных топливным, и тоже охлаждаются водой.

На каждые 14 топливных каналов приходится 2 канала системы управления и защиты (СУЗ). Погружение стержня в реактор уменьшает его реактивность, или, иначе говоря, вводит отрицательную реактивность, извлечение – положительную.

Регулирование (т.е. поддержание) мощности осуществляется небольшим перемещением стержней около положения равновесия при малейшем отклонении мощности от заданного значения. Автоматически это выполняют автоматические регуляторы (АР): 1АР, 2АР и 3АР, каждый из них управляет группой стержней АР из 4-х или 12 одиночных стержней системы локального автоматического регулирования (ЛАР). В случае отказа или подавления пространственной неустойчивости нейтронного поля, перекосе поля, выравнивания поля - допускается переход на ручное управление оператором всеми стержнями.

По назначению стержни делились следующим образом. В реакторах 1-го поколения (1-я очередь Ленинградской, Чернобыльской и Курской АЭС), имели следующие группы стержней:
- 89 стержней РР;
- 57 стержней АЗ;
- 12 стержней АР;
- 21 стержень УСП.

Всего - 179 стержней СУЗ.

В реакторах 2-го поколения (1-я и 2-я очереди Смоленской АЭС, 2-я очередь Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС), стержни имели другое количество по группам:
- 12 стержней ЛАР;
- 12 стержней АР;
- 24 стержня АЗ;
- 24 стержня ПК-АЗ;
- 12 стержней ПК-РР;
- 103 стержня РР;
- 24 стержня УСП.

Всего - 211 стержней СУЗ. Во всех проектах длина стержней УСП (укороченные стержни-поглотители), составляла 3,5 метра и они вводились не сверху-вниз, а снизу - вверх, на половину высоты активной зоны. Стержни локального автоматического регулятора ЛАР, автоматического регулятора АР, стержни перекомпенсации ПК-АР имели длину 5 метров. Стержни ручного регулирования РР и перекомпенсации ручного регулирования ПК-РР имели длину 4,5 метра.

В нижней части стержней ЛАР, АР, АЗ, РР, ПК-АЗ и ПК-РР имели подвеску на телескопической тяге - графитовый вытеснитель.

Помимо регулирования мощности внесением малых изменений реактивности СУЗ выполняет ещё и другую функцию – компенсация больших изменений реактивности, возникающих в реакторе. Эту функцию выполняют все остальные (кроме автоматических регуляторов) стержни, погружаемые в реактор.

Выгорание топлива идёт непрерывно, а его перегрузка (хотя её и называют непрерывной) выполняется в строго установленное время, поэтому в реакторе должно постоянно присутствовать некоторое избыточное количество урана, создающее положительную реактивность. Она и компенсируется между перегрузками. То есть, создаётся запас реактивности, который расходуется по мере выгорания топлива.

Первоначально при загрузке реактора, когда все ТВС в активной зоне содержат свежее топливо, запас реактивности чрезмерно велик, и тогда он компенсируется дополнительными поглотителями (ДП), размещаемыми вместо ТВС в топливных каналах. По мере выгорания топлива эти ДП постепенно извлекаются и заменяются на ТВС так что, в конце концов, наступает стационарный режим перегрузок, когда ДП больше не извлекаются, и перегрузка состоит только в замене выгоревших ТВС на свежие или перестановки кассет, а положительная реактивность компенсируется стержнями СУЗ.

Запас реактивности, остающийся при этом, называется оперативным. Поскольку оперативный запас реактивности (ОЗР).
________

ОЗР

Под оперативным запасом реактивности понимается любая появляющаяся в реакторе положительная реактивность, скомпенсированная стержнями СУЗ. Расходуется этот ОЗР на компенсацию любой отрицательной реактивности, появляющейся в процессе работы реакторе, и это без сомнения в первую очередь ксеноновое отравление.

Запас реактивности в практике эксплуатации реактора принято измерять в эффективных стержнях РР (ручного регулирования). 1 ст. РР – это реактивность, которая, которая в среднем вносится в реактор при полном перемещении одного стержня из одного крайнего положения в другое. В этих же единицах измеряться может и сама реактивность, но, вообще говоря, реактивность это безразмерная величина, измеряемая в абсолютных единицах (а.е.р.), в процентах (%) или в долях некоторой пороговой величины β.

Для реактора РБМК, работающего в режиме стационарной перегрузки топлива, 1 ст. РР = 0,13 β = 0,063% = 0,00063 а.е.р.
 
VIPДата: Четверг, 03.09.2015, 09:54 | Сообщение # 3
Лейтенант
Группа: Администраторы
Сообщений: 44
Репутация: 0
Статус: Offline
Отравление активной зоны

Существует два вида т.н. "отравления" активной зоны:
- стационарное отравление, когда образование ксенона равен его радиоактивному распаду и выгоранию на стационарном уровне мощности;
- нестационарное отравление, когда изменение мощности реактора нарушает это равновесие.

Стационарное отравление (отрицательная реактивность) может компенсироваться избыточным количеством топлива в реакторе. Но при остановке реактора произойдёт в конце концов его полное разотравление (полный радиоактивный распад ксенона), и возникает положительная реактивность, которая компенсируется органами регулирования. 

Тем самым - появляется (или увеличивается, если он уже имелся) ОЗР.

При быстром снижении мощности реактора отравление сначала растёт, так как сразу прекращается выгорание ксенона, а образование его ещё продолжается из распада предшественника ксенона изотопа йод-135. Скорость образования ксенона-135 превышает скорость его распада.

Когда эти скорости сравняются, концентрация ксенона и соответственно отравление достигнет максимума, а затем начнёт уменьшаться, в конце концов, ксенон полностью распадётся и наступит полное разотравление.

Если окажется, что ОЗР на момент перед началом снижения мощности меньше чем отравление в максимуме, то запаса реактивности для поддержания мощности реактора не хватит, и он заглохнет. Все стержни регулирования будут полностью извлечены, и реактор нечем удержать в критическом состоянии. Остаётся только ждать, когда распадётся ксенон, и можно будет снова выводить реактор на мощность. Такая ситуация называется "йодной ямой".

Поддержание достаточно большого ОЗР, работая на постоянной мощности, гарантирует от попадания реактора в "йодную яму", следовательно, от простоев и недовыработки электроэнергии. Но с другой стороны большой ОЗР - это больше вредного поглощения в активной зоне реактора, которое можно компенсировать только снижением выгорания (или повышением обогащения урана). Т.е. поддержание как слишком малого, так и слишком большого ОЗР приведёт к неэффективному использованию ядерного топлива и соответственно к потере экономичности АЭС с реактором РБМК-1000. 

При создании реактора РБМК-1000 оптимальным, видимо, считался ОЗР в диапазоне 1~2%.
________

Ядерная безопасность реактора РБМК-1000

Как уже говорилось, при делении урана не все рождающиеся нейтроны, вылетают мгновенно, а некоторая малая их доля β рождается с запаздыванием в несколько секунд (запаздывающие нейтроны). Такой реактор на одних мгновенных нейтронах всегда подкритичен и становится надкритическим только при учёте запаздывающих нейтронов. Быстродействия системы управления реактором вполне хватает для того, чтобы держать самоподдерживающуюся цепную реакцию (СЦР), под контролем, если реактивность реактора заметно меньше β.

Самое страшное, что в принципе может произойти с ядерным реактором, это его неконтролируемый разгон на мгновенных нейтронах, или, проще говоря, неорганизованный ядерный взрыв. Для этого нужно чтобы в реакторе по какой-то причине высвободилась большая положительная реактивность, больше значения β, и система регулирования не успевает и не может её скомпенсировать.

Такого развития событий нельзя допустить ни в коем случае, поэтому на всех реакторах, начиная с самого первого, построенного в 1942 г, помимо системы регулирования имеется аварийная защита, единственное назначение которой – введение в реактор как можно быстрее большой отрицательной реактивности и прекращение тем самым СЦР (заглушение реактора).

Тогда же эта функция аварийной защиты получила специальное название SCRAM, чтобы выделить её среди всех прочих технических средств и защитных функций, обеспечивающих безопасную работу реактора.

Аббревиатура SCRAM расшифровывается обычно, как "Safety Control Rod Axe Man" или "Simulated Chicago Reactor Axe Man". В любом случае это ассоциация с образом человека с топором, перерубающего канат, на котором висят стержни, падающие в реактор. Что, собственно в большинстве случаев, и заложено в механизм работы аварийной защиты, только вместо перерубания каната, происходит снятие питания с электромагнитной муфты, удерживающей стержни в поднятом положении. Как только снимается питание электромагнита, стержни свободно падают вниз под действием собственного веса. Иногда для увеличения быстродействия стержни выстреливаются сжатой пружиной.

Считается, что быстродействие в 4 секунды (т.е. время, в течение которого стержни погружаются на полную длину) и эффективность в 2% (т.е. вносимая отрицательная реактивность) достаточны для обеспечения ядерной безопасности реактора.

В реакторе РБМК-1000 (до 1986 г.) аварийная защита была значительно менее быстродействующей: полное перемещение стержней от верхнего концевика (ВК), до нижнего концевика (НК) с расстоянием 7 метров за 18 сек, но зато значительно более эффективной (вносимая отрицательная реактивность 9,5%). Если поделить одно на другое, то получатся требуемые величины – 2% за 4 с. Т.е. таким нетрадиционным способом, как бы выполняются требования по ядерной безопасности. Но чернобыльская авария показала, что это не так.

Эта защита является автономной частью СУЗ реактора. Помимо всего прочего её высокая надёжность достигается за счёт многократного дублирования и логической защиты от ложных срабатываний.

В реакторе РБМК имелась аварийная защита АЗ, имевшая 5 типов: АЗ-1, АЗ-2, АЗ-3, АЗ-4, и АЗ-5.

АЗ-1 - снижение мощности реактора до 60 Nном при следующих причинах:
- отключение одного из трех работающих ГЦН в любой из насосных;

- снижение расхода питательной воды до 0,75 текущего;

- снижение уровня в барабан-сепараторах (БС), на 200 мм ниже геометрической оси (-600 мм по уровнемерам со шкалой от +400 до -1200 мм);

- снижение расхода поды по контуру многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) по сигналу снижения расхода воды через любой из трех ГЦН любой насосной до 5000 м3/ч по уровнемерам со шкалой от +400 до -1200 мм;

АЗ-2 - снижение мощности реактора до 50% Nном при отключении или сбросе нагрузки одним из двух работающих турбогенераторов ТГ.

АЗ-3 - снижение мощности реактора до 20% Nном при отключении или сбросе нагрузки двумя ТГ или единственным работающим из двух ТГ (отделение от энергосистемы).

АЗ-4 - резервная.

АЗ-5 - снижение мощности реактора до момента снятия аварийного сигнала или до полного заглушения реактора по нижеследующим причинам:

- появление условий, требующих срабатывания АЗ - 1, - 2, - 3, - 4, или невозможности его осуществления из-за неисправности СУЗ;

- уменьшение периода разгона до 10+/-2 сек, при мощности реактора до 160 МВт (~ 5% Nном), и до 20 сек в остальном диапазоне мощности;

- повышение уровня мощности на 0,5% Nном над заданным уровнем при мощности до 160 МВт (~ 5% Nном);

- повышение уровня мощности на 10% Nном над заданным при мощности 160~3200 МВт (~ 5 ~ 100% Nном);

- неисправности по одному каналу АЗ по мощности рабочего диапазона каждой из 2-х групп;

- останов 2-х из 3-х работающих ГЦН в любой насосной;

- внезапное снятие питания на секциях собственных нужд 6 кВ;

- повышение давления в реакторном пространстве до аварийной уставки - 0,15 кг/см2;

- повышение давления в помещениях ПВК, НВК и шахтах отпускных трубопроводов до 500 кгс/м2;

- снижение уровней в БС любой стороны при любой мощности до величины -1100 мм по уровнемерам со шкалой от +400 до -1200 мм;

- повышение уровней в БС любой стороны до +250 мм по уровнемерам со шкалой от +400 до -1200 мм;

- обезвожиавние каналов СУЗ, КД и ДКЭ по снижению уровня воды в расходном аварийном баке для гравитационной схемы (3,7 м);

- снижение расхода воды в напорный коллектор СУЗ до аварийной уставки (800 м3/ч);

- повышение давления в БС до 75 кгс/см2 (абсолютного);

- закрытие СРК турбин обоих ТГ (импульс в АЗ-5 подается в течении 30 сек);

- снижение расхода питательной воды на 50% Gтек значения.

Защита от обезвоживания КМПЦ действует на срабатывание системы аварийного охлаждения реактора (САОР), при наличии сигналов от:

- снижения уровней в БС хотя бы одной стороны и одновременного повышения давления в любом из помещений ПВК, НВК и шахтах отпускных трубопроводов до 500 кгс/м2;

- снижение перепада давления между напорным коллектором ГЦН и БС и одновременного повышения давления в помещениях КМПЦ.
 
VIPДата: Четверг, 03.09.2015, 09:56 | Сообщение # 4
Лейтенант
Группа: Администраторы
Сообщений: 44
Репутация: 0
Статус: Offline
Коэффициенты реактивности и обратная связь

Как бы ни была надёжна аварийная защита, она срабатывает, когда мощность реактора уже растёт. Но ещё безопасней будет, если в реакторе при росте мощности сама собой возникает отрицательная реактивность без всякого вмешательства СУЗ, т.е. когда имеется отрицательная обратная связь между мощностью и реактивностью. 

Тогда реактор полностью способен к саморегулированию, и никакой ядерный взрыв в нём невозможен в принципе.Требование об этом закладывается в стандарты проектирования и правила ядерной безопасности. Другое дело, что выполнение этого требования связано с тонкими вопросами нейтронной физики, и проверить на стадии проектирования выполняются ли эти требования в данной конструкции реактора или нет, сложно.

Обратные связи описываются в понятиях эффектов и коэффициентов реактивности.

Эффект это изменение реактивности при заданном изменении какого либо параметра, характеризующего состояние активной зоны реактора. Например - температуры топлива, замедлителя и др. (температурный эффект).

Коэффициент реактивности - это отношение изменения реактивности к изменению параметра (при малых изменениях), т.е. производная от эффекта.

В реакторе РБМК особую роль с точки зрения безопасности играет паровой ("пустотный"), эффект и паровой коэффициент реактивности αφ. С ростом паросодержания уменьшается количество воды в активной зоне (увеличивается количество пустоты), и если вода действует как замедлитель, то реактивность падает и αφ отрицателен, так как ухудшается замедление нейтронов. Если же вода действует как поглотитель (на фоне графита, практически не поглощающего нейтроны) то αφ положителен, так как уменьшается вредное поглощение, и реактивность растёт.

При изменении мощности реактора изменяются все параметры в активной зоне и проявляются все эффекты реактивности. Динамика реактора определяется суммарным действием этих эффектов, как отрицательных, так и положительных, и, в конечном счете, важен результат – мощностной коэффициент реактивности αw (приращение реактивности на единицу приращения мощности). Реактор способен к саморегулированию, если αw отрицателен, а если он положителен, то такой реактор неустойчив и ядерноопасен. Но здесь есть одна тонкость.

При изменении мощности реактора разные эффекты проявляются с разной степенью инерционности, так например, температура графита меняется очень медленно, а разогрев топлива, дальнейшая передача тепла воде и увеличение парообразования происходит достаточно быстро.

Различают два мощностных эффекта реактивности:

- полный, который проявляется при переходе с одного стационарного уровня мощности на другой;
- быстрый, определяемый только температурой топлива (доплер-эффект при захвате резонансных нейтронов в топливе) и парообразованием (αφ).

Отрицательность полного мощностного эффекта, обеспечивает саморегулирование реактора при медленных переходных процессах (с чем главным образом и имеют дело при эксплуатации АЭС). Тогда как отрицательность быстрого мощностного коэффициента исключает опасность самопроизвольного неконтролируемого возрастания мощности, и гарантирует ядерную безопасность реактора.

В реакторе РБМК, как выяснилось после Чернобыльской аварии, быстрый мощностной коэффициент при работе на малой мощности был положительным. Это произошло в результате ошибки в расчётах величины αφ при проектировании реактора.

________

Остаточное тепловыделение

Принципиальное отличие ядерного реактора от котла на ТЭЦ ещё и в том, что в нём нельзя полностью "остановить", или "выключить" тепловыделение. Не всё тепло, обязанное своим происхождением делению ядер, выделяется в реакторе сразу, около 7% этого тепла выделяется при последующем радиоактивном распаде продуктов деления. В остановленном реакторе ещё долго продолжается выделение тепла, пока не распадутся образовавшиеся продукты деления, и всё это время его активную зону надо охлаждать.

Это остаточное тепловыделение вначале довольно быстро спадает, но даже через сутки после остановки оно составляет около 0,5% от номинальной мощности, т.е. порядка 10...15 МВт тепловой мощности. И всё это выделяемое тепло необходимо отводить, иначе разрушение активной зоны реактора неминуемо и оно грозит аварией, сравнимой с чернобыльской.

________

Радиационная безопасность

В нормальных условиях при остановке реактора отвод этого остаточного тепловыделения не представляет проблемы. Сначала циркуляцию теплоносителя через активную зону обеспечивают ГЦН, продолжая работать так же, как они работали на мощности, а затем, если это потребуется, включается специальная система расхолаживания реактора. Опасность возникает только в аварийных ситуациях, когда почему-либо оказываются неработоспособными ГЦН или, если из-за разрушений в КМПЦ, активная зона реактора может остаться без охлаждения. На этот случай предусматриваются проектом системы безопасности.

Две самые тяжёлые аварии, были рассмотрены в проекте:
- "потеря собственных нужд", т.е. исчезновение электропитания насосов и вообще всего вспомогательного оборудования обслуживающего энергоблок. Это может произойти только при полном обесточивании АЭС, когда невозможно взять питание ниоткуда, не только от собственного генератора, но и от соседнего энергоблока, и от резервного трансформатора из внешней линии электропередач, на которую работал энергоблок. На этот случай предусмотрен свой собственный автономный источник энергии резервная дизельная электростанция (РДЭС), которая запускается автоматически и подаёт питание на шины собственных нужд. Время, в течение которого РДЭС включалась в работу и набирала полную мощность, не превышает 1 мин. А в течение этого времени ГЦН качают воду по инерции, за счёт механической энергии, запасённой в массивном маховике, установленном на этот случай на валу каждого ГЦН.

- разрыв напорного коллектора ГЦН полным сечением (его внутренний диаметр 900 мм). Мгновенно остаётся без охлаждения половина активной зоны реактора, это «максимальная проектная авария» (МПА). На этот случай предусмотрена специальная Система Аварийного Охлаждения Реактора (САОР). Она включает в себя насосы аварийного охлаждения, обеспечивающие вместо ГЦН циркуляцию теплоносителя через активную зону реактора, и гидроёмкости с большим запасом воды, откуда она под большим давлением газовой подушки может поступать в каналы реактора, минуя ГЦН и разрушенную часть КМПЦ. Гидроёмкости это быстродействующая, но краткосрочная часть САОР, она работает не более 2-х минут пока запускаются аварийные насосы САОР, которые могут вести длительное расхолаживание. Соответствующая технологическая защита распознаёт такую аварию и вырабатывает аварийные сигналы: МПА для запуска САОР и АЗ-5 для заглушения реактора.

________

Автоматика систем безопасности

Кроме неконтролируемого роста мощности реактора, существует ещё ряд различных аварийных ситуаций, при которых требуется срочно остановить реактор, чтобы не произошли разрушения пусть много меньшего масштаба, но способные на длительный срок вывести из строя энергоблок АЭС или загрязнить радиоактивностью окружающую среду. Для срочной остановки реактора в таких случаях используется тот же исполнительный механизм аварийной защиты, что и для предотвращения неконтролируемого разгона.

То есть электронные схемы, отслеживающие и распознающие эти аварийные ситуации, вырабатывают тот же самый аварийный сигнал АЗ-5, что и схемы АЗМ и АЗСР. Такие аварийные ситуации обычно связаны с какими-либо опасными отклонениями параметров технологического процесса в энергоблоке, грозящими серьёзными нарушениями режима охлаждения активной зоны реактора или потерей целостности контора циркуляции, но не авариями масштаба катастрофы. Эти электронные схемы, называются технологическими защитами, и они в отличие от АЗМ и АЗСР могли блокироваться с пультов управления, чтобы избежать излишних остановок энергоблока, когда на самом деле необходимости в этом нет.
 
ФОРУМ » Чернобыль,86 » Чернобыльская АЭС » Реактор РБМК-1000
  • Страница 1 из 1
  • 1
Поиск: