7. Определение суммарного изменения запаса реактивности — .

По формуле определяем искомую величину.

Если , то текущее критическое положение окажется ниже предыдущего.

Если , то текущее критическое положение окажется выше предыдущего.

8. Определение предполагаемого критического положения —

Предполагаемое критическое положение определяется по графику интегральной или дифференциальной характеристики ПКР.

Если , используют интегральную характеристику ПКР. По  — критическому положению в предыдущем пуске определяют  — запас реактивности, компенсируемый ПКР в предыдущем пуске. По формуле вычисляют  — запас реактивности, компенсируемый ПКР в текущем пуске и по нему определяют текущее критическое положение .

Если , используют дифференциальную характеристику ПКР. По  — критическому положению в предыдущем пуске определяют дифференциальную характеристику ПКР для данного положения ПКР. По формуле (где  — изменение запаса реактивности, а  — дифференциальная характеристика ПКР для данного положения ПКР) определяют  — изменение положения ПКР в миллиметрах. Величина всегда имеет положительный знак. Необходимо учесть, что дано в абсолютных единицах реактивности на 1 мм перемещения ПКР, поэтому для правильного расчёта следует величину также перевести в абсолютные единицы.

Если , то текущее критическое положение окажется ниже предыдущего на : .

Если , то текущее критическое положение окажется выше предыдущего на : .

При пусках из йодной ямы для выхода в критическое положение полного подъёма ПКР может оказаться недостаточно. Это видно по тому, что текущее критическое положение оказывается выше возможной высоты подъёма ПКР, или , где PW_ПКР — физический вес ПКР. Тогда дополнительно поднимают ЦКР. Чтобы определить высоту подъёма ЦКР по интегральной характеристике ЦКР подобно тому, как это делается для ПКР, надо знать, какой запас реактивности должны высвободить ЦКР. Определяется это по формуле .

9. Определение предельной высоты подъёма органов регулирования —

Предельная высота подъёма ПКР  — это такое положение ПКР выше критического положения, соответствующее изменению запаса реактивности на 0.25 %. Определяется по интегральной характеристике ПКР.

На графике интегральной характеристики ПКР уже известна точка с координатами по горизонтальной и по вертикальной осям. От значения откладываем вверх изменение запаса реактивности, равное 0.25 %, и находим значение предельной высоты подъёма ПКР .

10. Документальное оформление, проверка и утверждение расчёта

Расчёт критического положения выполняет КГДУ, проверяет КДД, утверждает КБЧ-5

Заключение по занятию:

В реальной обстановке многие параметры, определяющие свойства активной зоны, оператору неизвестны, да и вести по ним расчёт критического положения органов регулирования ЦЯРД на практике невозможно. Поэтому используется способ расчёта критического положения по отклонению его от предыдущего критического положения, проверенного на практике. Первое значение критического положения определяется при загрузке активной зоны и физическом пуске реактора. При каждом последующем пуске рассчитывается и уточняется новое критическое положение, учитывающее отклонение теперешнего критического положения от предыдущего, произошедшее за счёт влияния физических процессов, протекавших в реакторе.

«06» июня 2011 года	Преподаватель цикла УВЦ
	капитан 3 ранга С. Бармин

Утверждён на заседании ПМК № _____

протокол №___от_____________20___г.

Текст лекционного занятия № 1.2.2.13.

Тема: Основы управления ЯР.

1-й вопрос: Пуск и разогрев ЯР.

Пуск реактора может быть физическим и эксплуатационным.

Пуск реактора (эксплуатационный) — это вывод реактора из подкритического состояния (Нейтронный поток в активной зоне есть, он создается спонтанным делением ядер топлива, но уровень его настолько незначителен, что пусковая аппаратура (ПА) его, как правило, не контролирует.) в надкритическое с допустимым периодом разгона до достижения плотности потока нейтронов, надёжно контролируемого пусковой аппаратурой.

Физический пуск реактора — комплекс мероприятий, проводимых в период или после загрузки топлива для определения и уточнения физических характеристик активной зоны и органов регулирования реактора.

Сложность приготовления к пуску и пуска реактора заключается в большом интервале между подкритической мощностью остановленного реактора (10^-7 % N_ном) и той мощностью, которую начинает контролировать токовая пусковая аппаратура (10^-4 % N_ном). Таким образом, существует опасность, что надкритичность будет достигнута в неконтролируемой области и скорость увеличения мощности сможет достичь опасных значений.

Рис. 1.1.

На рис.1.1. показаны варианты контролируемого выхода на МКУ в подкритическом состоянии или в надкритическом с допустимым периодом удвоения мощности Т₍₂₎ ≥ 30с. Как видно из графика, при чувствительности ПА, равной N_МКУ и мощности источника N_ИСТ, который создает подкритическую мощность N_под1=, ЯР будет выведен на МКУ при ρ_з ≈ 3ρ_ш ≈ 0,3% с периодом Т₍₂₎ ≤ 5с, что недопустимо. Если увеличить чувствительность ПА до уровня <N_МКУ, то при той же программе высвобождения ρ мощность достигает контролируемого уровня в подкритическом состоянии при ρ_под4, которой соответствует >N_МКУ. Такой вариант выхода на МКУ позволяет осуществить импульсная ПА. Аналогичный эффект дает увеличение мощности источника нейтронов до уровня > N_ИСТ. На рис.1.1. показано, как при плохой чувствительности ПА N_МКУ ЯР выходит на МКУ при ρ_под4, когда >N_МКУ. При первом (физическом) пуске ЯР это достигается введением в активную зону постороннего источника нейтронов, а при очередных пусках, в частности после срабатывания АЗ, дополнительным источником служит фотоядерная реакция на бериллии.

Учитывая потенциальную опасность выхода на МКУ, когда переход через критическое состояние не контролирует ПА, необходимо выбрать специальную программу подъема поглотителей, предусматривающую такую скорость высвобождения ρ, при которой мощность после перехода через критическое состояние успевает увеличиться до контролируемого уровня раньше, чем будет высвобождена опасная реактивность. Как видно из рис. при шаговом высвобождении ρ порциями ρ_шаг ≈ 0,001 = 0,1% и выдержкой между шагами τ_выд ЯР будет выведен на МКУ при чувствительности ПА N_МКУ с периодом разгона Т₁~30с. Поскольку расчет критического положения КР не дает возможности точно определить после какого шага нужно переходить с выдержки Δτ на τ_выд, программа подъема КР составлена так, чтобы по мере приближения КР к рассчитанному критическому положению ЯР скорость высвобождения ρ уменьшалась. Это достигается постепенным увеличением времени выдержки между шагами. На последнем этапе выбранной программы подъема КР выдержка τ_выд должна удовлетворять требованию, чтобы при известной чувствительности ПА N_МКУ и мощности ЯР в момент перехода через критическое состояние N_крит (для конкретного ЯР ее можно оценить) мощность, нарастающая по экспоненциальному закону, увеличивалась за 30 секунд до N_МКУ:

N_МКУ = N_крит е^τвыд/30

Откуда τ_выд = f(N_МКУ, N_крит, Т=30с)с.

Итак, для безопасного пуска необходимо прежде всего рассчитать критическое положение КР Для первого пуска ЯР используется критическое положение, полученное при физпуске в процессе загрузки ТВЭЛов, построении кривых дифференциальной и интегральной эффективности КР, а также уточнении всех расчетных физических характеристик активной зоны.

По мере приближения КР к критическому положению скорость высвобождения реактивности (подъема КР) из условия безопасности необходимо уменьшать. Это достигается увеличением времени выдержки между шагами. Время выхода на МКУ равно около одного часа, а если пуск производится во время йодной ямы, то и больше.

Существует 3 способа безопасного пуска реактора:

• увеличение чувствительности пусковой аппаратуры до таких пределов, что при той же программе подъёма мощность достигнет контролируемого уровня в подкритическом состоянии. В настоящее время эта проблема решена. Создана и устанавливается на реакторах импульсная аппаратура с уровнем чувствительности 10^-7 % N_ном. Однако до сих пор МКУМ считается равным 5 * 10^-4 % N_ном;

• увеличение мощности источника нейтронов до уровня, контролируемого пусковой аппаратурой. При физическом пуске для используется мощный источник нейтронов. При очередных пусках для увеличения потока нейтронов используют Be в материалах активной зоны (используется (γ, n)-реакция на Be);

• использование специальной программы пуска, при которой мощность после перехода реактора в надкритическое состояние успеет увеличиться до МКУМ раньше, чем будет высвобождена опасная реактивность. Она предусматривает шаговый подъём компенсирующих органов с выдержкой времени между шагами.

Для повышения безопасности пуска выбирают шаг подъёма КР и время выдержки после каждого шага. Шаг подъёма КР выбран таким, чтобы в надкритическом состоянии ему соответствовал допустимый период разгона реактора — ρ = 0.1 % ≈ 0.15 β_эф, Т₂ > 20 сек.

Время выдержки между шагами подъёма должен быть больше времени установления подкритического потока нейтронов после высвобождения реактивности.

Программа пуска включает в себя следующие элементы:

• комплексная проверка;

• расчёт критического положения КР, предельной высоты подъёма КР, программы подъёма КР;

• взвод АЗ;

• подъём резервных АР на ВКВ;

• установка рабочих АР в среднее по эффективности положение;

• 50 % хода ПКР от УП = 800 до выполняют без выдержки времени;

• 30 % хода ПКР от УП = 800 до выполняют двойными шагами с выдержкой в 2 минуты;

• 20 % хода ПКР от УП = 800 до выполняют шагами с выдержкой в 3 минуты;

• ЦКР при необходимости поднимают двойными шагами с выдержкой в 2 минуты;

• при  < 400 на высоте по УП < 400 время выдержки ПКР уменьшают в 2 раза (см. дифференциальную характеристику ПКР);

• рассогласование частей ПКР не более 20 мм;

• если при достижении реактор не перешёл в критическое или надкритическое состояние, продолжают подъём ПКР до предельной высоты . Если и при этом критичность не будет достигнута, делают выдержку в 10 минут, возвращают ПКР на 1 стадию подъёма назад (20 % хода до ), проверяют технические средства, расчёт и повторяют ввод.

При пуске производится контроль периода разгона, указателя мощности, температуры, давления и уровня в компенсаторах объёма (КО).

Контроль мощности считается надёжным при показаниях линейного указателя мощности более 5 * 10^-4 % N_ном и при отклонениях периодомера.

Предельная высота подъёма рассчитывается из соображений создания дополнительной реактивности, равной 0.25 % ≈ 0.35 * β_эф.

После выхода на МКУМ и компенсации реактора (стабилизации уровня мощности) на этом уровне записывают положение КР, АР, параметры 1 контура (давление, температура, уровень КО). Аккуратность при фиксации этих параметров даёт возможность правильно уточнить параметры реактора, влияющие на его безопасную эксплуатацию.

Действительное критическое положение — это положение КР при выполнении следующих условий после пуска холодного разотравленного реактора:

• все АР на ВКВ;

• Т₂ = ∞.

Организация расчёта, проверки и утверждения пускового положения и программы подъёма:

• расчёт пускового положения и программы подъёма производится КГДУ;

• расчёт пускового положения и программы подъёма проверяется КДД-1;

• расчёт пускового положения и программы подъёма утверждается командиром БЧ-5.

Пуск реактора может быть ускоренным. Перед ускоренным пуском должен быть сделан контрольный выход на МКУ для определения (подтверждения правильности расчётов) , после чего реактор останавливают.

При ускоренном пуске действуют следующим образом:

• уточняют на изменение запаса реактивности относительно контрольного пуска, если это необходимо;

• до подкритичности 0.5 %, определяемой по интегральной характеристике ПКР, ПКР поднимают без выдержки времени;

• если  > 400 мм по УП, то до предельной высоты ПКР поднимают шагами с выдержкой времени 3 минуты между ними;

• если  < 400 мм по УП, то до предельной высоты ПКР поднимают двойными шагами с выдержкой времени 3 минуты между ними.

При пуске реактора после срабатывания АЗ и последующем подхвате ПКР действуют следующим образом:

• до подкритичности 1 % ПКР поднимают тройными шагами с выдержкой времени 1 минута;

• до ПКР поднимают одиночными шагами с выдержкой времени 1 минута.

При всех вариантах пусков при выходе пусковой аппаратуры на показания ПКР поднимают шагами с выдержкой времени, достаточной для оценки состояния реактора по периодомеру.

При разогреве реактора изменяется температура теплоносителя до рабочих значений и соответственно мощность реактор от МКУ до ≈ 10 % N_ном. Возникающий при этом перепад температур между теплоносителем и биологической защитой приводит к термическим напряжениям в корпусе реактора, которые могут его разрушить.

Чтобы обеспечить безопасный разогрев реактора, скорость разогрева ограничивается величиной 100 град/час.

В ряде случаев допускается ускоренный разогрев со скоростью 200 град/час.

Допускается скорость разогрева 300 град/час, если реактор находится в состоянии после срабатывания АЗ и температура теплоносителя выше 200 С°. Такая же скорость разогрева (охлаждения) теплоносителя допускается при переходе с пониженных параметров на повышенные и обратно.

Разогрев реактора сопровождается:

• изменением плотности воды;

• ростом давления в 1 контуре ;

• повышением уровня в компенсаторах объёма ;

изменением реактивности вследствие температурного эффекта.

2-й вопрос: Работа ЯР на мощности.

Работа на энергетическом уровне мощности — основной режим работы реактора, поскольку реактор предназначен для получения тепловой энергии и её дальнейшего использования.

На энергетическом уровне мощности при её изменениях возникают термические напряжения в ТВэлах реактора, что может привести к их разрушению. Поэтому скорость изменения мощности ограничена 0.5 % N_ном.

Такой скорости изменения мощности достаточно для выполнения большинства тактических задач. В системе «ППУ-ПТУ-корабль» последний элемент инерционен более всех других. Расчёты показывают, что на скоростях изменения мощности более 1 % N_ном и предельной 0.5 % N_ном проигрыш в разгоне до 95 % полного хода составляет всего 2-3 длины корпуса ПЛ.

Главная задача оператора в энергетическом режиме — контроль следующих параметров:

• мощность реактора по приборам СУЗ;

• мощность реактора по тепловым характеристикам 2 контура;

• положение СУЗ и их движение при изменении мощности;

• расход теплоносителя (обороты ЦНПК);

• температура теплоносителя на входе и выходе активной зоны и в ТВС;

• , и другие параметры;

• параметры 2 контура.

Регулярно проверяется совпадение мощности реактора по приборам СУЗ, по статическим характеристикам реактора в установившемся режиме (по так называемым «усам») и по параметрам 2 контура.

Рассчитать мощность реактора по параметрам 2 контура можно по следующей формуле:

, где

•  — расход питательной воды (м³/час);

• ,  — энтальпии питательной воды и перегретого пара соответственно, определяются по термодинамическим характеристикам для соответствующих давлений и температур, измеряемых приборами;

•  — удельный объём питательной воды (м³/тонна);

• 860 ккал/час*кВт — переводной коэффициент между ккал/час и кВт;

• 1 % N_ном — мощность в кВт, соответствующая 1 % N_ном.

Эту формулу можно переписать в следующих вариантах:

или

В этих формулах единица внутри квадратных скобок добавлена на потери тепла при его передаче от первого ко второму контуру.

Записи оператора в журнале ПУ ГЭУ важны для последующего анализа работы реактора, уточнения его характеристик и выдачи рекомендаций.

Также в ходе кампании анализируется ход кривой энерговыработки, что особенно важно к концу кампании и перед дальними походами.

Статические характеристики реактора

Статическими характеристиками реактора и ЯЭУ в целом являются так называемые «усы», t,Q-диаграммы и статические характеристики парогенератора.

Данная диаграмма («усы») показывает зависимость температуры воды на входе и выходе из реактора в зависимости от уровня мощности реактора в установившемся режиме. Температура на входе в реактор определяется расходом питательной воды по 2 контуру, а на выходе — мощностью реактора. Средняя температура остаётся постоянной на любом уровне мощности вследствие работы автоматики. Это позволяет уменьшить изменения объёма теплоносителя при изменениях мощности и снизить объём компенсаторов объёма и ресиверных баллонов, а также упростить работу автоматики вследствие исключения влияния ТЭР на реактивность.

Обратим внимание на небольшой запас по температуре до срабатывания предупредительной сигнализации и аварийной защиты. Дело в том, что запас по критическому тепловому потоку также невелик.

Из графика видно, что при уменьшении расхода теплоносителя при неизменной мощности реактора температура теплоносителя на выходе из реактора будет расти, а на входе в реактор — падать, что может привести к вскипанию теплоносителя. Поэтому при уменьшении расхода теплоносителя должна быть ограничена и мощность реактора.

Изменение параметров теплоносителя и рабочего тела при их движении в парогенераторе представляют на t,Q-диаграмме, которая связывает температуру теплоносителя и рабочего тела с количеством переданного тепла от теплоносителя к рабочему телу на различных участках парогенератора.

На рисунке ниже приведена статическая характеристика парогенератора. Видно, что по мере увеличения мощности реактора увеличивается поверхность экономайзерной и испарительной частей парогенератора. Пароперегревательная часть резко сокращается при этом и температура пара падает. На малых же мощностях температура пара практически следует за изменением температуры теплоносителя на выходе из реактора.

3-й вопрос: Остановка и расхолаживание ЯР.

Остановка ЯР – это приведение его в подкритическое состояние для снижения тепловой мощности до уровня, обусловленного спонтанным делением топлива и β, γ-излучением накопившихся продуктов деления.

Остановка бывает плановой и аварийной.

- При плановой остановке в активную зону вводится поглотитель нейтронов со скоростью, которая обеспечивает допустимые термические напряжения, возникающие вследствие снижения мощности и температуры (скорость снижения мощности не должна быть более 0.5 % N_ном, а скорость снижения температуры теплоносителя — более 100 град/час).

- В аварийном случае мощность снижают с максимальной скоростью, необходимой для сохранения активной зоны в сложившейся аварийной ситуации, путем сброса стержней АЗ с последующим погружением всех поглотителей нейтронов (КР, АР).

В обоих случаях глубина погружения поглотителей должна обеспечить подкритичность при высвобождении реактивности вследствие снижения температуры и разотравления и исключить возможность самопроизвольного пуска ЯР.

Из рис. 3.1 а) видно, что если в активную зону ввести отрицательную реактивность –ρ₁, меньшую по абсолютному значению величины температурного эффекта ρ_Т, то при снижении температуры после остановки ЯР через некоторое время выйдет на мощность и благодаря отрицательному ТКР перейдет в режим саморегулирования на уровне, который зависит от скорости снижения температуры, т.е. от скорости высвобождения положительной реактивности. Это недопустимо, особенно если остановка ЯР была аварийной.

На рис. 3.1. б) показан случай, когда │–ρ₁│> ρ_Т, но недостаточно для компенсации ТЭР и полного разотравления Хе. Поэтому ЯР будет заглушен до полного снижения температуры и в течение йодной ямы, но при дальнейшем разотравлении ЯР выйдет на мощность.

Чтобы не допустить самопроизвольного пуска ЯР после остановки введенная отрицательная реактивность должна быть больше ТЭР и стационарного отравления Хе (рис. 3.1.в)), т.е. все органы регулирования необходимо опустить на НКВ.

Рис. 3.1.

Остаточное тепловыделение

Остаточное тепловыделение — тепловыделение от торможения β- и γ-частиц продуктов распада осколков деления ²³⁵U.

После введения в активную зону отрицательной реактивности тепловыделение определяется следующими процессами:

• деление топлива мгновенными нейтронами;

• тепловая инерция активной зоны;

• деление топлива запаздывающими нейтронами и фотонейтронами;

• торможение β- и γ-излучений продуктов деления ²³⁵U.

Спад каждой составляющей происходит с разной скоростью. Это можно показать графически.

Рис.3.2.

Остаточное тепловыделение зависит от накопившихся (и не распавшихся ещё) осколков деления U и интенсивности их распада, то есть от мощности реактора, времени его работы и времени стоянки.

Остаточное тепловыделение требует обязательного расхолаживания реактора после его остановки, то есть отвода тепла от активной зоны до тех пор, пока уровень тепловыделения не сравняется с теплоотдачей в окружающую среду и температура теплоносителя при этом не опустится ниже температуры кипения при данном давлении 1 контура.

Вначале расхолаживание осуществляют путём принудительной циркуляции теплоносителя по 1 контуру. При снижении t_1к до 40÷50 С° ЦНПК останавливают, при повышении t_1к до 80÷90 С° снова пускают и так далее до тех пор, пока t_1к не опустится стабильно ниже 50 С°.

На практике можно считать, что примерно через 10 минут после остановки реактора величина остаточных тепловыделений составляет примерно 3 % от той мощности, на которой работал реактор перед остановкой. За эти 10 минут полностью прекращается тепловыделение за счёт запаздывающих нейтронов.

Приблизительно можно принять, что время полного расхолаживания равно времени работы реактора до остановки в пересчёте на N = 30 % N_ном.

Главная задача оператора в режиме расхолаживания — слежение за t_1к и своевременный пуск ЦНПК.

Заключение по занятию:

Пуск реактора  — это вывод реактора из подкритического состояния (Нейтронный поток в активной зоне есть, он создается спонтанным делением ядер топлива, но уровень его настолько незначителен, что пусковая аппаратура (ПА) его, как правило, не контролирует.) в надкритическое с допустимым периодом разгона до достижения плотности потока нейтронов, надёжно контролируемого пусковой аппаратурой.

Работа на энергетическом уровне мощности — основной режим работы реактора, поскольку реактор предназначен для получения тепловой энергии и её дальнейшего использования. На энергетическом уровне мощности при её изменениях возникают термические напряжения в ТВЭЛах реактора, что может привести к их разрушению. Поэтому скорость изменения мощности ограничена 0.5 % N_ном.

Остановка ЯР – это приведение его в подкритическое состояние для снижения тепловой мощности до уровня, обусловленного спонтанным делением топлива и β, γ-излучением накопившихся продуктов деления.

«06» июня 2011 года	Преподаватель цикла УВЦ
	капитан 3 ранга С. Бармин

Утверждён на заседании ПМК № _____

протокол №___от_____________20___г.

Текст лекционного занятия № 1.2.2.15.

Тема: Обеспечение ядерной и радиационной безопасности.

1-й вопрос: Обеспечение ядерной безопасности.

ЯР, обладая существенными преимуществами по сравнению с другими источниками энергии, имеет специфические свойства, знание которых обязательно для обеспечения безаварийной эксплуатации ЯЭУ.

Главные из них:

1. ЯР – мощный источник ионизирующего излучения как при работе на мощности, так и после его остановки.

2. Ядерное топливо обладает колоссальной энергоемкостью, в миллионы раз превышающей энергоемкость органического топлива. Например, загрузке 100 кг U-235 соответствует ~100 тыс.тонн органического топлива.

3. Реакцией горения органического топлива управляют подачей топлива, а сам процесс горения неуправляем. В ЯР ЦР происходит во всем объеме загрузки на всю компанию и управлять делением ядер (горением) нужно так, чтобы делилось только ограниченное количество ядер, обеспечивающее необходимую мощность. Диапазон управляемости ЦР строго ограничен (ρ<β) за пределами которого ЦР становится неуправляемой и приводит к ядерной аварии.

4. Большая концентрация энергии в ядерном топливе позволяет получить мощность значительную больше той, которую можно отвести с помощью теплоносителя, оставляя ЯР работоспособным в течение заданной кампании. Одним из главных условий обеспечения ядерной безопасности, наряду с требованием недопущения разгона на мгновнных нейтронах (ρ<β) является соблюдение теплового баланса между тепловыделением (мощностью ЯР) и теплосъемом (расходом теплоносителя).

5. Основной параметр регулирования мощности ЯР – реактивность изменяется не только при перемещении органов регулирования, но и вследствие внутренних процессов, сопровождающих работу ЯР (температурный эффект, отравление и др.). Это усложняет пуск ЯР, а также может стать причиной самопроизвольного выхода ЯР в надкритическое состояние после остановки.

6. Радиоактивность продуктов деления обуславливает остаточное тепловыделение после остановки ЯР, что требует специального режима расхолаживания в течение продолжительного времени, исключающего возможность расплавления ТВЭЛов в неработающем ЯР.

7. В водо-водяных ЯР на тепловых нейтронах после выработки кампании остается большой запас реактивности, предназначенный для компенсации отрицательного ТЭР и отравления ксеноном при работе на мощности. Поэтому при выгрузке активной зоны ЯР потенциально опасен так же, как и при загрузке свежей активной зоны и даже больше, т.к. топливо очень радиоактивно.

Отмеченные здесь особенности не исчерпывают всего разнообразия свойств ЯР, но именно они в первую очередь определяют требования к эксплуатации ЯЭУ на всех нормальных и аварийных режимах и выработку мероприятий по обеспечению ядерной безопасности.

Ядерная безопасность – это совокупность свойств ЯР, состояния технических средств, организационных мер и обученности (квалификации) эксплуатационного персонала, исключающих возможность отказа систем и оборудования или ошибки персонала, в результате которых может произойти ядерная авария.

Ядерная авария – это авария, связанная с повреждением ТВЭЛов, превышающим пределы безопасной эксплуатации и (или) облучением персонала, превышающим разрешенные пределы, вызванная:

• нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне ЯР;

• нарушением теплоотвода от ТВЭЛов;

• возникновением критичности при перегрузке, транспортировке и хранении ТВЭЛов;

• другими причинами, приводящими к повреждениям ТВЭЛов.

В процессе эксплуатации из всего многообразия требований инструкций по управлению ЯЭУ с точки зрения обеспечения ядерной безопасности необходимо обратить внимание на следующие моменты:

При приготовлении ЯЭУ и вводу в действие произвести расчет критического положения КР, используя уточненные во время последних физизмерений характеристики КР и графики физических процессов, обращая внимание на знаки изменения реактивности за время между настоящим и предыдущим пусками ЯР. Рассчитать также программу подъема КР до критического положения и время выхода на МКУМ.

Одним из самых ответственных и потенциально опасных режимов является выход на МКУ. Высвобождение реактивности начинают с подъема стержней АЗ с выдержкой времени между группами АЗ, чтобы если ЯР станет надкритичным после подъема очередной группы, мощность увеличилась до контролируемого уровня. Если это произойдет, необходимо сбросить АЗ и установить причину выхода ЯР в надкритическое состояние до подъема КР. После подъема АЗ поднимают АР, одну группу на ВКВ, вторую – в рабочее среднее положение и КР строго по рассчитанной программе до выхода в надкритическое состояние с периодом Т≥30с, но не выше предельной высоты подъема, которая превышает расчетное значение на величину

ΔH_пред =

Если и в предельном положении КР ПА не выходит на показания, необходимо опустить КР до уровня, где начали самое медленное высвобождение реактивности (большую выдержку между шагами КР), проверить расчет Н_кр, пусковую аппаратуру и повторить выход на МКУ.

Если в процессе пуска приборы теплотехнического контроля (температура, давление в I контуре, уровень в КО) выйдут на показания раньше токовой ПА, необходимо немедленно заглушить ЯР сбросом стержней АЗ.

При разогреве ЯР основным ограничением являются допустимые термические напряжения в корпусе ЯР, на котором создается перепад температур между температурой теплоносителя в активной зоне и за корпусом в ЖВЗ. Нормальная скорость разогрева – 100^ос/ч. Мощность за время разогрева изменяется на несколько процентов, период разгона практически равен бесконечности.

После достижения рабочих температур теплоносителей I и II контуров можно увеличивать мощность вплоть до 100% со скоростью, допустимой с точки зрения теплотехнической надежности активной зоны, т.е. термических н6апряжений в ТВЭЛах. Обычно это скорость не более 1%/с. При этом нужно иметь в виду, что увеличивать мощность на энергетическом уровне с периодом Т≈30с₊ нельзя, т.к. это, не противореча требованиям ядерной безопасности, может быть опасно с точки зрения теплотехнической надежности активной зоны. Например, при мощности N_o=90% при Т=30с ===3% / c! В то же время в пусковом режиме после выхода на МКУ, например при N₀ = 10 ^-4%, ни в коем случае нельзя увеличивать мощность со скоростью, например, ~1% / с, т.к. это соответствует периоду разгона T = N₀ / = 10 ^–4/1 = 10 ^–4с, т.е. разгону на мгновенных нейтронах!

Водо-водяные ЯР с отрицательным ТКР удовлетворяют требованию самозащищенности благодаря отрицательной обратной связи между мощностью ЯР и температурой теплоносителя. В процессе эксплуатации ядерная безопасность ЯР, обеспечивается строжайшим выполнением требований руководящих документов и эксплуатационных инструкций.

2-й вопрос: Обеспечение и радиационной безопасности.

Радиационная безопасность (РБ) — это совокупность техниче­ских средств и организационных мероприятий, исключающих воз­можность нарушения пределов безопасной эксплуатации ЯР, при которых происходит выход радиоактивных продуктов или ионизи­рующего излучения за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации. Вопросы РБ тесно связаны с ядерной безопасностью, так как ядер­ная авария разрушает барьеры РБ или снижает их эффективность по удержанию продуктов деления.

Первичным источником ионизирующих излучений в ЯР явля­ется ядерное топливо, при делении которого образуются мгновен­ные нейтроны, γ-излучение и осколки деления с продуктами их распада, излучающими β-частицы, γ-кванты и запаздывающие нейтроны. После длительной работы ЯР в топливе образуется — 600 новых ядер — осколков деления и продуктов их распада с А = 72 -161. Удельная активность достигает ~ 10⁵—10⁶ Ки/кг, через год после выгрузки она снижается до ~10³—10⁴ Ки/кг, а через 3 года — еще на порядок, но остается очень высокой. Из продуктов деления наибольшую радиационную опасность для внешней среды представляют инертные радиоактивные газы — ИРГ (изотопы криптона и ксенона), изотопы иода (прежде всего ¹³¹1), стронция (⁸⁹Sr и ⁹⁰Sr), цезия (¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs) и др.

В результате ядерных реакций в материалах, облучаемых пер­вичным излучением (топливе, замедлителе, теплоносителе, кон­струкционных материалах, защите и др.), возникает вторичное излучение: нейтроны, γ-кванты, β-частицы, протоны и др., которое в свою очередь можно считать первичным для последующих ядер­ных реакции. Заметный вклад из вторичных излучений дает за­хватное γ-излучение, образующееся в результате поглощения нейтронов (радиационного захвата), и активационное γ-излучение, сопровождающее распад искусственных радиоактивных ядер, об­разовавшихся в результате поглощения нейтронов.

В активной зоне образуется ~60 тяжелых (А = 231—257) нук­лидов, из которых наиболее активны изотопы плутония (²³⁸Pu – ²⁴³Pu)_, америция (^24IAm) и кюрия (²⁴²Cu, ²⁴⁴Cu)·

Собственная активность воды (~10^-1 Ки/кг) определяется ак­тивацией ядер кислорода (см. приложение 17). Продукты корро­зии металла дают удельную активность ~10^-4 Ки/кг по короткоживущим радионуклидам (⁶⁴Cu, ²⁶Mn, ¹⁸⁷W и др.) и ~ ΙΟ^-3 Ки/кг по долгоживущим (⁵¹Cr, ⁵⁹Fe, ⁵⁴Mn, ⁶⁵Zr, ⁵⁸Co, ⁶⁰Со). γ-излучение долгоживущих продуктов, отложившихся на внутренних поверхно­стях контуров, вносит основной вклад в мощность дозы после ос­тановки ЯР.

Поток нейтронов в единице объема активной зоны ЯР, рабо­тающего на мощности N (кВт),

где υ_f = 2,54 — среднее число нейтронов, приходящихся на одно де­ление урана; V — объем активной зоны, см³; 3,1 ∙10¹³ дел/с — ко­личество делений, соответствующее 1 кВт.

Плотность потока нейтронов с поверхности S (см²) сферической активной зоны, имеющей вероятность утечки нейтронов (1—р) = (К_∞-1)/К_∞ при К_эф=1 (1-4.3), можно оценить по формуле

Утечка нейтронов из активной зоны в основном обусловлена наличием в спектре деления нейтронов с высокой энергией (Е>2 МэВ), которые составляют около 40% всех нейтронов (см. приложение 13). Вылетают главным образом нейтроны, образую­щиеся на расстоянии не более одной длины свободного пробега от границы активной зоны.

Заключение по занятию:

Ядерная безопасность реактора количественно определяется как вероятность того, что в процессе его эксплуатации не будет иметь места неуправляемое увеличение мощности, а при возникновении аварийных ситуаций развитие цепной реакции деления будет прекращено с исключением возможности последующего самопроизвольного достижения критичности. При пуске необходимая ядерная безопасность обеспечивается за счет следующих условий:

1. возможности контроля плотности потока нейтронов при подъеме органов компенсации реактивности в пусковое положение (Нкр) и точности расчета этого положения. При отсутствии контроля в некотором диапазоне плотностей потока нейтронов с учетом возможной ошибки в определении Нкр безопасность обеспечивается за счет строгого соблюдения заданной программы ступенчатого подъема органов компенсации;

2. конструктивных мероприятий, главными из которых являются надежность пусковой аппаратуры и системы аварийной защиты, а также правильный выбор эффективности органов управления;

3. высокого уровня профессиональной подготовки обслуживающего персонала.

«06» июня 2011 года	Преподаватель цикла УВЦ
	капитан 3 ранга С. Бармин