proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2017 год
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Резюмируя по выбросу радиоактивного рутения-106:
это не мы
мы, но не специально
специально, но не сильно
сильно, но не вредно
вредно, но недолго
почему в 1986 можно, а в 2017 нельзя?

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[25/01/2017]     О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов

В.И.Борисенко, Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев

В документах МАГАТЭ и других публикациях [1, 2] представлены материалы квалифицированных экспертов по расследованию причин ядерной аварии 26 апреля 1986 г. на ЧАЭС, среди которых определяющими являются ошибки проекта, связанные с нейтронно-физическими параметрами активной зоны. Тем не менее, в публикациях сотрудников НИКИЭТ - главного конструктора (ГК) проекта РБМК-1000 - делается акцент на других основных причинах аварии, не связанных с конструктивными ошибками проекта [3]



К сожалению, версия аварии, отраженная в [3], преобладает в общественном сознании. Это является следствием проявления активной пропаганды, начало которой было положено с представления доклада советской делегации в октябре 1986 г. в МАГАТЭ, в котором вина за катастрофу на ЧАЭС возлагалась на оперативный персонал [4]. А из личных наблюдений можно отметить, что с таким, устоявшимся в общественном сознании пониманием причин аварии школьники приходят в технические вузы и даже после их окончания считают, что основной причиной аварии является «человеческий фактор» - ошибки персонала. Поэтому, несмотря на то, что после аварии прошло уже более 30 лет, необходимо еще раз акцентировать внимание на грубых ошибках проекта РБМК, которые не раз проявлялись при эксплуатации и до аварии.

Предлагаю рассмотреть краткую историю развития уран-графитовых реакторов в Советском Союзе, а также на основе упрощенной физической модели такого типа реакторов проанализировать тенденции изменения важных параметров ядерной безопасности.

Начало было положено в 1946 г. с создания первого ядерного реактора Ф-1 (физический первый) на территории Советского Союза и Европы [5]. Реактор был построен тогда еще в Подмосковье на территории Лаборатории № 2 - будущий Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова, ныне «Курчатовский институт». Была выбрана гетерогенная схема расположения ядерного топлива (металлический природный уран) и замедлителя (графит реакторного качества). После четырех экспериментальных сборок реактора были спрогнозированы размеры реактора, в котором могла быть получена самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана, и это было реализовано на пятой сборке реактора 25 декабря 1946 г. В прошлом месяце отмечалось 70-ти летие пуска реактора Ф-1.

Активная зона реактора собиралась из графитовых брикетов размером 100×100×600 мм, в которых были проделаны по три отверстия (всего более 30000 отверстий) для расположения в них урановых блочков (аналогично, как и в первом в мире ядерном реакторе СР-1), отражатель реактора набирался из таких же графитовых брикетов без отверстий. Всего в активной зоне реактора Ф-1 было 45,07 т урановых изделий (33,5 т - блоки металлического урана, 11,57 т - брикеты и шары оксида урана) и 400 т графита [5]. Эффективный коэффициент размножения нейтронов при полностью извлеченных органах регулирования составлял Кэф = 1,00075, что вместе с отрицательным температурным коэффициентом реактивности обеспечивали его ядерную безопасность. Реактор Ф-1 проработал более 60 лет и в настоящее время имеет статус памятника науки и техники.

Проведенные на реакторе Ф-1 исследования позволили определить необходимые ядерные константы, а также были исследованы физические характеристики материалов активной зоны проектируемых промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР) для наработки оружейного плутония. Для этих целей на реакторе Ф-1 был разработан метод количественного контроля свойств ядерных материалов по изменению реактивности реактора. Характеристики всех партий металлического урана для первого промышленного уран-графитового реактора «А» были проверены на реакторе Ф-1.

Несмотря на то, что реактор Ф-1 и значительная часть уже реализованных к тому времени уран-графитовых реакторов в США [6] имели горизонтальное расположение топливных каналов, в проекте ПУГР было принято вертикальное расположение топливных каналов. Также и другие технически решения проекта были уникальными, это касается решений по подаче и распределению охлаждающей воды по топливным каналам (ТК), а также схемы выгрузки урановых блоков для последующей отправки их на завод по выделению плутония.

Физический пуск первого промышленного уран-графитового реактора «А» без воды (теплоносителя) в технологических каналах (ТК) реактора был осуществлен 8 июня 1948 г. На проектную мощность 100 МВт (с теплоносителем) реактор «А» был выведен уже 22 июня 1948 г.  Пуском реактора «А» руководил И.В.Курчатов, который в журнале на центральном пульте управления реактора сделал следующую запись: “Предупреждаю, что аппарат без воды оставлять нельзя ни при каких обстоятельствах” [5].

Таким образом, можно отметить, что, уже начиная с первых ПУГР, «подтверждено», что уран-графитовый реактор может работать и без теплоносителя как в некоторых ТК, так и во всем реакторе, и это его свойство является главным недостатком такой конструкции реактора, которое себя еще не раз проявит в будущем.

Реактор «А» построен на Южном Урале (позже - г. Озерск, ПО «Маяк») за очень короткое время (26 месяцев). 23 марта 1946 г. были утверждены исходные задания на проектирование, а 8 июня 1948 г. осуществлен физический пуск реактора «А». На этой же площадке были построены и другие ПУГР аналогичной конструкции для наработки плутония: АВ-1, АВ-2, АВ-3 большей мощностью до 1000, 1400 и 1000 МВт соответственно. Мощности реакторов были повышены после замены на азот воздушного охлаждения графитовой кладки и уменьшения окисления графита кислородом.

В первых ПУГР была принята проточная схема охлаждения топлива водой, которая подается в ТК с незначительной химподготовкой из озера или реки и туда же сбрасывается после предварительного охлаждения в отстойниках. С пуском энергетических ядерных блоков возрос интерес к проектированию промышленных двухцелевых реакторов, на которых помимо наработки плутония можно также вырабатывать и энергию.

В январе 1950 г. было принято решение о создании промышленных энергетических уран-графитовых ректоров двухцелевого назначения на природном уране, в которых помимо производства плутония также вырабатывать и электроэнергию. К середине 1954 г. в Министерстве среднего машиностроения (МСМ) было принято решение по проектированию “…второй очереди агрегатов типа АВ для производства плутония и попутной выработки товарной электроэнергии” [5]. А в 1955 г. в МСМ принято решение о строительстве серии более мощных ПУГР типа АДЭ. Первый промышленный двухцелевой реактор ЭИ2 с замкнутым контуром был построен на Сибирском химическом комбинате (СХК) в 1958 г.

ПУГР типа АДЭ с замкнутым циркуляционным контуром были построены в 60-х годах в городах Железногорске и Северске. На реакторах АДЭ также производился оружейный плутоний, небольшое количество электроэнергии и осуществлялось теплоснабжение городов-спутников, а также частично г. Томска. Всего в Советском Союзе было построено 13 ПУГР, которые проработали от 31 до 46 лет.

Технические характеристики элементов активной зоны ПУГР до сих пор не приведены в открытой печати, в связи с их военным назначением. Основные технические характеристики элементов активной зоны ПУГР: размеры графитовых блоков - шаг топливной решетки; размеры технологического и топливного каналов; каналов системы управления и защиты; размеры топливных блоков и их материальный состав, необходимые для оценки параметров реактора, влияющих на его ядерную безопасность, собраны из различных «воспоминаний» участников проектов создания и эксплуатации ПУГР [7, 8]. На входе в активную зону в энергетических реакторах типа АДЭ давление теплоносителя составляло 35 – 40 кг/см2, температура на выходе максимально нагруженных ТК составляла до 195 - 197° С. Температура воды на входе ТК была повышена до 80 – 90 °С.

Топливо ПУГР - это цилиндрические твэлы из металлического урана природного обогащения, заключенные в оболочку из сплава на основе алюминия. Топливный канал – труба из сплава алюминия диаметром 40×1,65 мм, помещается в технологический канал диаметром 60 мм, высверленном в графитовый кладке, состоящей из графитовых блоков поперечным сечением 200×200 мм. Начиная с ПУГР АДЭ-2, наряду с производством плутония вырабатывалась также и энергия, в том числе и электрическая. Поперечный размер графитовых блоков в ПУГР АДЭ 2 – 5 был увеличен до 220 мм [9].

Основная задача ПУГР - наработка оружейного плутония - поставила перед разработчиками вопрос о повышенной самозащищенности реактора, а также о быстродействии систем защиты. Так, например, для реактора «А» время ввода 9 стержней аварийной защиты (АЗ) по сигналу прекращения поступления охлаждающей воды в канал составляет 0,5 с, а время ввода в активную зону остальных стержней регулирования и аварийной защиты не более 6 с [10]. Время ввода стержней аварийной защиты РБМК-1000 первого и второго поколений составляло 18 с.

Рассмотрим влияние на характеристики ядерной безопасности основных параметров активной зоны реактора типа АДЭ, для этого определим для «различных» ПУГР изменение Kэф в случае «запаривания» топливного канала или «исчезновения» воды в канале.

Для реакторов с протяженной активной зоной, к которым, несомненно, относятся ПУГР и РБМК (высота активной зоны 7 м, диаметр ~12 м), утечка нейтронов составляет менее 5 %, поэтому для расчета достаточно точных значений Kэф ядерного реактора можно воспользоваться известной формулой 4-х сомножителей [11]:

 - формула четырех сомножителей - для расчета коэффициента размножения нейтронов в бесконечной размножающей системе; 

- расчет количества нейтронов, выделяющихся в ядерном топливе на один захваченный в топливе нейтрон; v1 - количество нейтронов, выделившихся на один акт деления;

 

- коэффициент использования тепловых нейтронов - доля нейтронов, поглощенных  в  топливе,  по отношению ко всем нейтронам, поглощенным в размножающей системе; - топливные изотопы, j – нетопливные материалы активной зоны;

 

Rij = ФiΣij - интенсивность протекания в единице объема на i-м материале активной зоны нейтронной реакции j-типа: а-поглощения, f- деления;

Фi - поток тепловых нейтронов в i-м материале активной зоны;

Σia,f - макросечение поглощения (деления) нейтронов в i-м материале активной зоны;

- коэффициент - вероятность избежать резонансного захвата на 238U нейтронам, которые замедляются в размножающей системе; эмпирическая формула для топливных блоков из металлического урана, для топливных блоков из двуокиси урана, используемого в РБМК, этот коэффициент вычисляется по формуле [12]

 

, где F – площадь поверхности топливного блока, см2, а М – масса топлива в блоке, г;

 

ε – коэффициент размножения на быстрых нейтронах, для реактора на тепловых нейтронах обычно не превышает 1,02 - 1,05.

Влияние конструкционных материалов алюминия и/или циркония, а также азота и/или гелия на поглощение нейтронов незначительно и им в данном рассмотрении можно пренебречь.

Изменение микросечений по закону 1/v определялось по температуре нейтронного газа Тнг, которая в свою очередь определялась по формуле [11]

, где Т – температура замедлителя (графита), Σa , Σs - макросечения поглощения и замедления графита соответственно, ξ – среднелогарифмический декремент энергии на графите.

 

Для расчетов были приняты следующие исходные данные: 

Вещество

Плотность, г/см3

σf, б (барн)

σc, б

σs, б

12C, графит

1,65

-

0,0048

4,5

H2O, вода

1,0

-

0,66

40,5

235U, уран

19,6

580

98

-

238U, уран

19,6

-

2,7

-

Здесь σf, σc, σs - микросечение деления, радиационного захвата и рассеяния соответственно.

В табл. 1 представлены зависимости Kэф при «запаривании» или обезвоживании ядерного реактора, для ПУГР с поперечными размерами графитовых блоков 200 и 220 мм.

Таблица 1. Изменение Kэф  при изменении плотности воды в ТК для ПУГР с разным шагом топливной решетки 

Шаг

решетки, мм

Плотность воды в ТК, г/см3

0

0,1

0,2

0,4

0,6

0,8

1,0

200

1,0709

1,0707

1,0704

1,0697

1,0688

1,0677

1,0665

220

1,1865

1,1861

1,1857

1,1847

1,1837

1,1825

1,1812

Таким образом, можно заключить, что ПУГР типа АВ и АДЭ обладают небольшим до 0,2 и 1,0 β соответственно положительным «паровым» эффектом реактивности, который максимально проявляется при полном обезвоживании ТК в холодном состоянии и не представляет серьезной угрозы для обеспечения ядерной безопасности реактора (βдоля запаздывающих нейтронов, для ПУГР и РБМК-1000 в режиме установившихся перегрузок топлива β 0,005).

Уран-графитовое направление в Советском Союзе получило приоритетное направление и в энергетическом ядерном реакторостроении. Основными причинами такого решения являются:

широкое применение данной технологии в ПУГР;

отставание в технологии крупного корпусного оборудования, необходимого для широкого освоения реакторов с водой под давлением – водо-водяное направление в ядерном реакторостроении.

Анализ ядерной безопасности энергетических реакторов АМ-1, АМБ-100, АМБ-200 и ЭГП-6, показал, что использование обогащенного топлива наряду с «безопасным» шагом топливной решетки обеспечивают отрицательный температурный коэффициент реактивности. Можно также отметить, что для указанных реакторов шаг топливной решетки 200 мм (для реактора АМ-1 выбран треугольный шаг топливной решетки, равный 120 мм, – это единственный энергетический реактор с шестигранными призмами), Необходимо также подчеркнуть и более ответственное отношение к выбору проектных параметров на примере первой атомной электростанции АМ-1 [21]. В [21] представлена подробная информация об обосновании выбора нейтронно-физических характеристик АМ-1, их зависимость от шага решетки, количества воды, обогащения и других характеристик, анализ эффективности аварийной защиты при разгерметизации нескольких твэл и увеличению количества воды в активной зоне. Методы расчета, используемые при проектировании АМ-1, проверялись сначала применительно к реактору РФТ, который уже работал вовремя проектирования АМ-1, а также на специальном графито-водном физическом реакторе – «прототипе» реактора АМ-1.

Необходимо отметить роль С. М. Фейнберга, который принимал участие в ядерном проекте, был «идеологом» реакторного направления, предложил использовать сплавы циркония в качестве оболочек твэлов, а также был неформальным научным руководителем проекта энергетического уран-графитового реактора большой мощности канального – РБМК [13].

Реакторы ПУГР для производств электроэнергии применяли двухконтурную схему – пар для турбогенератора (ТГ) производился в парогенераторах. Такая же концепция была применена и на начальном этапе разработки эскизного проекта РБМК. Однако в 1964 г. после участия С. М.Фейнберга в III Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии, где были представлены реакторы с кипящей водой, было принято решение о проектировании реактора с кипением теплоносителя непосредственно в топливных каналах реактора, далее отделение пара в сепараторах и подача «активированного» пара на турбину. Это давало значительные экономические преимущества перед двухконтурной схемой за счет повышения паросодержания на выходе ТК и значительного сокращения кратности циркуляции теплоносителя [5, 7, 8]. Предполагалось также, что проект РБМК-1000, в случае необходимости, может заменить ПУГР – реакторы-наработчики плутония. Технические решения о «подавлении» положительного парового эффекта реактивности (как будет показано ниже) путем выбора шага графитовой кладки до ~200 мм не позволяли добиться необходимой глубины выгорания урана и обеспечить требуемый для военных целей изотопный состав плутония, поэтому и не были приняты.

Рассмотрим важные отличия проектов ПУГР и РБМК-1000, существенно влияющие на его ядерную безопасность:

увеличение размера графитового блока (шага топливной решетки реактора) до 250 мм;

применение обогащенного урана (в первых проектах 1,8 % по 235U);

применение высокого давления теплоносителя до 70 атм и повышения его температуры на выходе из каналов с целью повышения к.п.д. реакторной установки;

переход на циркониевые сплавы для труб топливных каналов и оболочек твэлов;

изменение направления движения теплоносителя в топливных каналах: в ПУГР сверху вниз – проточная схема, в РБМК - снизу вверх.

К сожалению можно констатировать, что, несмотря на существенные физические отличия проекта РБМК от проекта ПУГР, в МСМ было принято решение о проектировании и строительстве РБМК-1000 без опытного образца - реактора-прототипа «малой» мощности, на котором обычно исследуются физические особенности поведения реакторной установки в различных режимах ее работы. Для проведения ресурсных испытаний твэлов ограничились исследованиями на экспериментальной петле реактора АИ ПО «Маяк» с одним топливным каналом РБМК половиной длины 3,5 м. Теплогидравлические испытания канала с ТВС РБМК-1000 проводились на полномасштабных электрообогреваемых макетах твэлов и тепловыделяющих сборок (ТВС) на стенде в Институте атомной энергии (ИАЭ).

В сентябре 1973 г. начались операции по физическому пуску первого блока РБМК-1000 на Ленинградской АЭС. Председателем государственной комиссии по пуску реактора был С.М.Фейнберг. После возвращения в ИАЭ он дал распоряжения о проведении дополнительных исследований в обоснование ядерной безопасности РБМК-1000 [14]. Причина – очень большое количество локальных критических масс в реакторе: порядка 50. Реальное количество локальных критмасс в РБМК-1000 может быть гораздо больше [15]. В октябре 1973 г. С.М.Фейнберг умер, и о «проблемах» РБМК-1000 на время забыли. О каких же это «проблемах» РБМК-1000 забыли разработчики?

Определим физические параметры РБМК-1000, влияющие на его ядерную безопасность, по методике, рассмотренной выше для оценки ядерной безопасности ПУГР. Топливо РБМК - это цилиндрические твэлы из низкообогащенной двуокиси урана (~1,8 %), заключенные в оболочку из сплава на основе циркония. Топливный канал – труба из сплава циркония диаметром 88×4 мм помещается в технологический канал диаметром 114 мм, высверленном в графитовой кладке, состоящей из графитовых блоков поперечным сечением 250×250 мм. ТВС РБМК-1000 состоит из двух частей, собранных в одном топливном канале, каждая ТВС содержит 18 твэлов: размеры оболочки 13,5×0,9 мм, диаметр топливной таблетки 11,5 мм [3]. Плотность двуокиси урана 10,4 г/см3.

На рисунке представлены зависимости Kэф при «запаривании» или обезвоживании каналов РБМК (зависимость от плотности воды в ТК) для проекта РБМК-1000, а также для случаев, если бы был выбран другой размер графитового блока – шага топливной решетки реактора: 200 и 300 мм. Детальный анализ зависимости Kэф от шага топливной решетки реактора показывает, что при выбранной конструкции ТВС и обогащении топлива паровой коэффициент реактивности изменяет свой знак с отрицательного на положительный, если шаг топливной решетки больше ~200 мм. Если бы вопросы обеспечения ядерной безопасности имели больший приоритет по сравнению с экономическими показателями, то выбор геометрических характеристик элементов активной зоны, существенно влияющих на параметры ядерной безопасности РБМК, должен был сделан в пользу шага топливной решетки не более 200 мм.

Для компенсации такой большой надкритичности (Kэф ~ 1,2) свежей топливной загрузки РБМК-1000 в активной зоне размещены более 200 дополнительных поглотителей (ДП), которые по мере выгорания топлива извлекаются из реактора [3]. В общем случае учет влияния ДП и/или выгорания топлива приводит к ухудшению характера зависимости Kэф от плотности теплоносителя – суммарный паровой эффект реактивности становится больше по абсолютной величине. В табл. 2 приведены максимальные значения парового эффекта реактивности, которые проявляются при вскипании теплоносителя в ТК и уменьшения его плотности до нуля.

Таблица 2. Величина парового эффекта реактивности, β

Обогащение

топлива, %

Размер графитового блока, мм

300×300

250×250

200×200

1,8

+15

+4

отрицательный

2,4

+9

+0,7 (< 1)

отрицательный

Таким образом, если параметры реактора выбирать, исходя из условий обеспечения, прежде всего, его ядерной безопасности, то выбор должен был сделан для меньших, по сравнению с проектными, размеров графитового блока. Правда, как уже было отмечено выше, при этом снижаются характеристики топлива по выгоранию.

Некоторое «улучшение» по значениям парового эффекта реактивности можно получить, если увеличить среднее обогащение топлива. Такое предложение было среди первоочередных мероприятий на РБМК-1000, сначала после аварии на 1-ом блоке Ленинградской АЭС в 1975 г. до 2,0 %, а уже после аварии на ЧАЭС в 1986 г. до 2,4 % [3].

Изменение Kэф топливной решетки РБМК при изменении плотности воды в технологических каналах, для топлива обогащением 1,8 %.

Реакторы ПУГР и РБМК относятся к реакторам с протяженными активными зонами, поэтому для них характера высокая неустойчивость полей энерговыделений на малых уровнях мощности, когда связь между отдельными частями активной зоны слабая. В табл. 3 представлены данные о количестве отдельных критмасс в объеме реакторов ПУГР и РБМК, в зависимости от шага топливной решетки и обогащения топлива. Представлены данные для «холодного» реактора при плотности воды 1,0 г/см3.

При разогреве реакторов объем одиночной критмассы уменьшается, что приводит к увеличению общего количества критмасс в объеме реактора. Расчет параметров критмасс проводился по известным в физике реакторов зависимостям [11]

, где М – длина миграции нейтронов в реакторе.

 

Расчет проводился для локальных объемов без отражателя. При учете отражателя количество критмасс еще увеличится.

Для реактора РБМК-1000 радиус сферы минимального критического объема уменьшается от 1,4 м для холодного состояния реактора со свежим топливом, до 0,65 м для состояния реактора без воды или при выпаривании воды из ТК. При этом оказывается, что высота части активной зоны, в которой может образоваться локальная надкритичность, составляет менее 1,5 м, что соответствует экспериментальным и расчетным оценкам [5, 15].

Еще одним недостатком и даже ошибкой проекта является конструкция органа регулирования, реализованная на РБМК-1000.

Таблица 3. Количество локальных критмасс в объеме реактора (объем одной критмассы)

Тип

реактора

Обогащение, %

Размер графитового блока, мм

200×200

220×220

250×250

300×300

ПУГР

0,72

21, (25 м3)

26, (21 м3)

 

 

РБМК

1,8

41, (11,5 м3)

 

65, (11,3 м3)

90, (12 м3)

2,4

100, (4,7 м3)

 

150, (4,7 м3)

210, (5 м3)

Как уже было отмечено выше, проект РБМК существенно отличается от проекта ПУГР, в том числе и по конструкции и условиям работы органов регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ). В ПУГР охлаждение каналов СУЗ осуществляется «тонким» слоем воды по поверхности ОР СУЗ - пленочное охлаждение, и влияние воды на параметры реактора было незначительным. Каналы под органы регулирования РБМК-1000 полностью заполнены водой отдельного контура охлаждения ОР СУЗ, соответственно вода в контуре СУЗ существенно влияет на параметры реактора.

Как уже было показано, вода в активной зоне реакторе РБМК по сравнению с графитом имеет более высокие поглощающие свойства по отношению к тепловым нейтронам. Поэтому для большей экономии нейтронов в каналы под ОР СУЗ, которые большую часть времени работы реактора на энергетических уровнях мощности находятся без поглотительной части и заполнены водой, было предложено поместить графитовые вытеснители. Физическая роль графитового вытеснителя состояла в уменьшении «вредного» поглощения нейтронов в столбе воды находящейся в канале ОР СУЗ, когда поглощающий стержень не находится в активной зоне. Это приемлемое техническое решение в случае, если вытеснитель занимает всю высоту активной зоны, что и было предложено в эскизном проекте РБМК-1000 и реализовано на 1-м блоке Ленинградской АЭС. Однако уже в последующих проектах РБМК (в том числе и 2-й очереди ЧАЭС) в конструкции ОР СУЗ были реализованы другие необоснованные технические решения:

длина поглощающей части уменьшена до 6,2 м;

длина графитового вытеснителя составляла 4,5 м.

Такое «рационализаторское» решение позволило уменьшить объем подреакторного пространства, куда должен выводиться графитовый вытеснитель при погружении ОР СУЗ в активную зону.

У стержня автоматического регулирования (АР) из-за особой конструкции соединительного элемента графитовый вытеснитель длиной 4,5 м прикреплялся прямо к стержню АР. При этом при положении АР на верхних концевиках внизу канала был столб воды 2,5 м. В стержнях ручного регулирования (РР) при выведенной вверх поглощающей части графитовый вытеснитель располагался симметрично по высоте активной зоны, соответственно внизу и вверху остаются столбы воды высотой 1,25 м. После проявления особенностей поведения реактора при работе на малых уровнях мощности и аварии на 1-м блоке Ленинградской АЭС в 1975 г. графитовые вытеснители у стержней АР были исключены, а обогащение топлива было поднято до 2 % после [3].

Такие технические решения были реализованы в проекте РБМК-1000 2-го поколения, а также в проекте РБМК-1500. Однако и при этих изменениях было обнаружено проявление «концевого эффекта». Физическая природа «концевого эффекта» состоит в следующем: при срабатывании аварийной защиты и начале движения ОР СУЗ вниз графитовые вытеснители выталкивают воду из каналов ОР СУЗ в нижней его части (1,25 м), тем самым в нижнюю часть активной зоны вводится положительная реактивность за счет того, что графит меньше поглощает нейтроны, чем вода.

Для реакторов, которые имеют протяженную активную зону, а на малых уровнях мощности несколько десятков слабосвязанных локальных критических объемов, это может приводить к «всплескам» реактивности и мощности в нижней части активной зоны. Такое проявление «концевого эффекта» еще более усиливается при смещенном профиле энерговыделений в нижнюю часть активной зоны.

Такое очевидное ухудшение параметров безопасности РБМК-1000 было проигнорировано ГК не только на этапе утверждения такого «рационализаторского» предложения (об укороченных графитовых вытеснителях), но также и после его реализации, когда была получена тревожная информация с действующих блоков о вводе положительной реактивности на начальном этапе ввода ОР СУЗ с верхнего положения.

Это было «обнаружено» на 3-м и 4-м энергоблоках ЧАЭС в 1983 г. и на Игналинской АЭС в 1984 г. Были проведены научно-технические совещания, намечены планы по исключению проявления «концевого эффекта», но до аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС в 1986 г. они так и остались на бумаге. В письме ГК от 02.02.84 [16], направленном в том числе и на все АЭС с реакторами РБМК, описана физическая природа эффекта с положительным выбегом реактивности, предложены технические решения для его исключения:

удалить графитовые вытеснители у стержней АР;

ограничить число ОР, полностью выведенных из активной зоны;

ввести телескопический удлинитель для графитового вытеснителя, чтобы исключить столб воды в нижней части активной зоны;

разработать технические решения по пленочному охлаждению каналов ОР СУЗ;

рассмотреть вопросы по уменьшению высоты активной зоны до 6 м.

Оценить «эффективность» такого «рационализаторского» предложения по укорачиванию графитового вытеснителя также можно на упрощенной модели реактора. В таблице 4 представлены результаты изменения Kэф при вводе одного стержня РР в область активной зоны, состоящей из 16 ТК. На каждые 16 ТК приходится один стержень РР и один стержень АР. Расчеты выполнены для свежего топлива в холодном состоянии реактора при симметричном по высоте поле энерговыделений. 

Таблица 4. Изменение Kэф при вводе одного ОР СУЗ с графитовым вытеснителем в область активной зоны, состоящей из 16 ТК 

Количество ТК

Относительный объем воды в канале ОР СУЗ

0

0,2

0,4

0,6

0,8

1,0

16

1,1656

1,1635

1,1613

1,1589

1,1565

1,1540

При движении вниз стержня РР из верхнего положения ввод положительной реактивности составляет +1,5 β, При наличии дополнительных поглотителей в активной зоне, а также с выгоранием топлива ввод положительной реактивности уменьшается по абсолютной величине на 50 % и более. Величина введенной реактивности зависит от профиля нейтронного поля по высоте реактора: при смещенном вниз поле энерговыделений ввод положительной реактивности увеличивается. Таким образом, при движении стержня РР вниз из верхнего положения в нижней части активной зоны РБМК могут быть созданы условия возникновения локальной надкритичности. Наибольшую опасность представляют состояния активной зоны со смещенным вниз полем энерговыделений на малых уровнях мощности, когда мало взаимовлияние различных областей активной зоны.

Первая крупная авария, связанная с высокой неустойчивостью полей энерговыделений по объему активной зоны РБМК-1000, произошла уже в 1975 г. на 1-ом блоке Ленинградской АЭС. Во время вывода в ремонт одного из турбогенераторов ТГ-1 по ошибке был отключен и ТГ-2, что привело к срабатыванию АЗ. После вывода реактора на мощность сработала АЗ по сигналу сильного перекоса нейтронного поля, вызванного ручным регулированием уровней в барабан - сепараторах, расходами питательной воды, что вызвало «броски» холодной воды на половинах реактора. При этом из-за отравления ксеноном критичность была достигнута не во всем объеме активной зоны, а только в некоторой его части. Вследствие больших линейных нагрузок на твэлы были повреждены 32 ТВС (по другим данным около 100 ТВС), а один ТК полностью разрушен. Реактор был аварийно остановлен при обнаружении запаривания реакторного пространства. По сценарию развития эта авария «очень» похожа на сценарий аварии на ЧАЭС, а более «тяжелых» последствий удалось избежать благодаря правильной конструкции стержней АЗ: длина графитового вытеснителя равна высоте активной зоны – поэтому исключен ввод положительной реактивности. Ленинградская АЭС находилась в ведении МСМ, поэтому информация об аварии 1975 г. осталась «невостребованной».

После аварии на 1-м энергоблоке Ленинградской АЭС были реализованы следующие мероприятия [3]:

внедрена 7 - 12-зонная система локального автоматического регулирования мощности и локальной аварийной защиты, работающая от внутризонных нейтронных датчиков;

на реакторах второго поколения увеличено со 179 до 211 количество стержней СУЗ путем их размещения вместо ТК в периферийной части активной зоны;

введен минимально допустимый запас реактивности в количестве 15 стержней СУЗ, эксплуатация реактора с меньшим запасом реактивности была запрещена;

введена автоматическая аварийная защита реактора по сигналу повышения давления в реакторном пространстве.

Таким образом, подводя промежуточный итог анализу физических недостатков РБМК-1000, можно констатировать, что удалось спроектировать, построить и эксплуатировать реактор, который имеет:

положительный эффект реактивности при обезвоживании контура многократной принудительной циркуляции теплоносителя (КМПЦ);

положительный эффект реактивности при обезвоживании контура охлаждения ОР СУЗ;

положительный эффект реактивности при запаривании (вскипании теплоносителя) топливных каналов;

положительный эффект реактивности при вводе ОР СУЗ с верхних концевиков – «концевой эффект».

Уже после аварии на ЧАЭС в 1986 г. на трех РБМК-1000 были проведены экспериментальные измерения эффекта полного обезвоживания активной зоны в холодном состоянии, который составил 4β [15].

Тем не менее НИИКИЭТ - главный конструктор РБМК - продолжает утверждать, что основной причиной аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС является «человеческий фактор» – перевод реактора перед испытаниями в нерегламентное состояние. При этом все-таки признает: «…Реактор оказался приведенным в нерегламентное… состояние, при котором проявились слабые стороны конструкции (большой положительный паровой коэффициент реактивности, недостаточная эффективность аварийной защиты…» [3].

Для того чтобы завуалировать «основную» причину аварии на ЧАЭС, связанную с укорачиванием графитовых вытеснителей на 2,5 м  (по 1,25 м вверху и внизу активной зоны) в докладе советской делегации [4] указано: “Принято решение переставить на действующих АЭС с реакторами РБМК концевые выключатели регулирующих стержней так, чтобы в крайнем положении все стержни были погружены в активную зону на глубину 1.2 м. Эта мера повышает скоростную эффективность защиты и устраняет возможность повышения размножающих свойств активной зоны в нижней ее части при движении стержня с верхнего концевика.”

На безопасность РБМК оказывают влияние и другие «особенности» РБМК, которые повлияли на ход аварии на ЧАЭС:

1. При положительном паровом коэффициенте реактивности обязательно должно быть реализовано формирование сигнала аварийной защиты при закрытии стопорных клапанов ТГ, так как, несмотря на то, что при этом давление в КМПЦ повышается, объем пара в ТК будет увеличиваться, а это положительный ввод реактивности.

2. Также к ошибке проекта можно отнести следующее: при «снятии» причины, по которой сформировался сигнал АЗ-5, происходит и прекращение выполнения защиты. Это же относится и к нажатию кнопки-ключа АЗ-5 оператором, если оператор отпустил ключ АЗ-5, то движение ОР СУЗ вниз прекращается и это также иметь место во время аварии.

3. Для проведения анализа аварии на ЧАЭС важное значение имеет влияние эффекта Доплера, на который «возлагались» надежды. Но если проводить аналогии с хорошо исследованными для ВВЭР реактивностными авариями [17, 18], то можно сделать вывод, что в случае работы реактора на минимально-контролируемом уровне мощности, когда температура топлива близка к температуре теплоносителя, «наброс» нейтронной мощности, например при «выбросе» ОР СУЗ, в несколько раз превышает «наброс» нейтронной мощности при «выбросе» ОР СУЗ в случае, если реактор работал на номинальной мощности. Причина этого – температура топлива: для работы эффекта Доплера необходим нагрев топлива, а для этого необходимо время, которое характеризуется постоянной времени твэла. Для твэлов ВВЭР-1000 постоянная времени твэла ~4 с, а для твэлов РБМК-1000 >12 с [14, 19]. Поэтому влияние эффекта Доплера и ввод отрицательной реактивности при росте мощности в активной зоне РБМК-1000 будет несущественным, если он работает на малом уровне мощности (на начало аварии мощность составляла 200 МВт - 7 % номинальной). Тем более, ролью эффекта Доплера можно «пренебречь», если «практически мгновенный» ввод положительной реактивности составляет несколько долей запаздывающих нейтронов β.

На основании вышеизложенных данных о нейтронно-физических параметрах РБМК можно утверждать, что в сложившихся на момент аварии 26 апреля1986 г. на ЧАЭС технологических условиях, не важно, что послужило первопричиной ввода положительной реактивности в нижней части активной зоны реактора. Наиболее вероятно, что рост мощности начался в результате роста паросодержания при падении расхода теплоносителя после начала выбега ТГ. Нажатие ключа АЗ-5 только «ускорило» процесс ввода положительной реактивности. Другая последовательность рассматриваемых процессов привела бы к аналогичной аварии.

К недостатком проекта РБМК также необходимо отнести количество и расположение ионизационных камер АКНП Так например реализация в АКНП ВВЭР-1000 более детального контроля высотного распределения нейтронного потока, позволяет контролировать возможное двугорбое по высоте активной зоны распределение нейтронного потока, характерное для высоких выгораний топлива. О том, что это важно, видно на примере аварии на ЧАЭС, когда отсутствие высотного контроля поля энерговыделения на малых уровнях мощности (в измерительном канале АКНП РБМК-1000 одна камера по высоте активной зоны) не позволило своевременно не только сформировать сигналы защиты по мощности и скорости ее увеличения, но и даже зафиксировать их. Более того, разный характер изменения мощности в верхней и в нижней частях активной зоны РБМК-1000 на 4-м энергоблоке ЧАЭС оставил протекающие процессы без внимания, при этом интегральный сигнал ионизационной камеры в течение «нескольких» секунд уже развивающегося аварийного процесса «ничего» опасного не фиксировал.

Подводя общий итог рассмотрения параметров ядерной безопасности уран-графитовых реакторов, можно заключить, что переход от реакторов военного назначения ПУГР к энергетическим РБМК был проведен с существенным ухудшением ряда параметров ядерной безопасности, среди которых наиболее важные: положительный эффект реактивности по обезвоживанию (запариванию) ТК; положительный эффект реактивности по обезвоживанию каналов охлаждения ОР СУЗ; значительное увеличение количества зон возможной надкритичности в активной зоне.

В настоящее время на РБМК-1000, несмотря на ряд мероприятий, направленных на «исключение» положительных эффектов реактивности, положительные эффекты по «пару» и по обезвоживанию каналов ОР СУЗ продолжают оставаться в практике эксплуатации [20].

 

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

 

1.             Международное агентство по атомной энергии. Чернобыльская авария: дополнение к INSAG-1. Серия изданий по безопасности № 75-INSAG-7. - Вена: МАГАТЭ,1993. - С. 159.

2.             Разработка полномасштабных математических моделей динамики АЭС с РБМК-1000 и анализ на их основе начальной стадии аварии на Чернобыльской АЭС / Совместный отчет ВНИИАЭС, КИЯИ и ИАЭ им. И. В. Курчатова. - Инв. № 07-282 1/89. - 1989.

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

4.             Абагян А.А. и др. Авария на Чернобыльской АЭС и ее последствия. Информация подготовлена для совещания экспертов МАГАТЭ (25 - 29 августа 1986 г., г. Вена. Обобщенный материал ГК ИАЭ СССР). - М., 1986.

5.             Круглов А.К. Как создавалась атомная промышленность в СССР.- 2-е изд., исправл. - М.: ЦНИИатоминформ, 1995. - 380 с.

6.             Стефенсон Р. Введение в ядерную технику. Пер. с англ.  Ю. В. Семенова, М. Г. Циммерман / Под ред. Д. И. Воскобойника. - М.: Гостехтеориздат, 1956. - 536 с.

7.             Федуленко В.М. К истории промышленных энергетических уран-графитовых реакторов (История атомной энергетики Советского Союза и России) / Под ред. В. А. Сидоренко. - М.: ИздАТ, 2001. - 256 с.

8.             Кузнецов В. М. Производственное объединение «Маяк» (Челябинск-65). История объединения. Основные производства. Хранение радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива // Радиационное наследие холодной войны / В. М. Кузнецов, А. Г. Назаров. – М.: Ключ-С, 2006. – С. 470 - 529.

9.             Алеева Т. Б. Экспериментальное исследование загрязненности графитовых кладок промышленных реакторов продуктами деления и актиноидами: дис.  канд. физ.-мат.наук. - НИЯУ «МИФИ», 2004.

10.          Выдающиеся МИХМовцы в создании ядерного щита страны. Борис Горобец.  http://www.klaipeda1945.org/nashi-gosti/merkin-vladimir-iosifovich/

11.          Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. - М.: Изд-во иностр. лит., 1961. - 732 с.

12.          Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.Д. и др. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: учеб. пособие для вузов / Под ред. Г. А. Батя. - М.: Энергоиздат, 1982. - 511 с.

13.          Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов. Т. 1. Элементарная теория реакторов: учебник для вузов. - М.: Атомиздат, 1978. - 400 с.

14.          Румянцев А.Н.  Чернобыль  в  2009  году.  http://www.proatom.ru/ modules.php?name=News&file=article&thold=-1&mode=flat&order=1&sid=2842

15.          Карпан Н.В. Чернобыль. Месть мирного атома. 2006. http://www.twirpx.com/file/121267/.

16.          Письмо НИКИЭТ № 050-01/1124 от 02.02.1984. По вопросу положительного выбега реактивности. http://accidont.ru/PS_letter.html

17.          Абдуллаев А.М, Жуков А.И., Слепцов С.Н. Трехмерный анализ аварии с выбросом ОР СУЗ в реакторе ВВЭР-1000 на номинальной мощности // Збірник з наукових праць СНУЯЕтаП. - 2011. - С. 7 - 15.

18.          Кучин А.В., Овдиенко Ю.Н.,. Халимончук В.А. Консервативный анализ реактивностных аварий (RIA) с использованием модели пространственной кинетики // Ядерна та радіаційна безпека. - 2009. - № 4.- С. 10 - 22.

19.          Кузнецов И.А. Аварийные и переходные процессы в быстрых реакторах. Библиотека эксплуатационника АЭС (т. 17). - М.: Энергоатомиздат, 1987. - С. 171.

20.          Шелегов А.С.Лескин С.Т.Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора РБМК-1000. Учеб. пособ. – М.: МИФИ, 2011. - 64 с.

21.          Реакторостроение и теория реакторов. /Доклады советской делегации на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева,1955. Изд-во АН СССР, Москва,1955. – 308 с.

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Безопасность и чрезвычайные ситуации
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Безопасность и чрезвычайные ситуации:
Япония. Авария. Мнение комментатора.

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 4.29
Ответов: 17


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 32 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2017
"реактор Ф-1 и значительная часть уже реализованных к тому времени уран-графитовых реакторов в США [6] имели горизонтальное расположение топливных каналов". Строго говоря, реактор Ф-1 вообще не имел топливных каналов в том смысле, в каком они были в американских реакторах и в ПУГР (т.е. для охлаждения теплоносителем). Нужно лучше знать матчасть!Это как-то сразу вызывает недоверие к последующему тексту.
Последнее предложение - очень уж косноязычное. Положительные эффекты продолжают оставаться... Вот ведь подлецы! Гонишь их,а они продолжают:) Почему бы не написать: эффекты продолжают оставаться положительными?


[ Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 25/01/2017
У  министервства среднего машиностроения были 2 АЭС -  Ленинградская и Игналинская. Остальные -  минэнерго СССР!


[ Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2017
А вот, что вчера объяснил Асмолов:
https://www.youtube.com/watch?v=JPk7U3yqa1E&list=PL0Q1LmeGp-HvgXiQlCFkCM2xjdaU_MUeQ



[ Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2017
https://www.youtube.com/watch?v=JPk7U3yqa1E&list=PL0Q1LmeGp-HvgXiQlCFkCM2xjdaU_MUeQ
- недоступно


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2017
https://www.youtube.com/watch?v=6zlEhEN_VDQ


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2017
"Причина этого – температура топлива: для работы эффекта Доплера необходим нагрев топлива, а для этого необходимо время, которое характеризуется постоянной времени твэла."

Это утверждение автора является широко распространенной ошибкой.
Показываю на пальцах.

Уравнение теплового баланса для адиабатического нагрева топлива в нейтронной вспышке:
DT/dt= Q(t)/(C*Ro)
Т - температура топлива,
С - теплоемкость, Ro - плотность топлива, Q(t) - временное изменение энерговыделения в топливе
Проинтегрируем сие уравненице и получим:
Т - То = E/(C*Ro), 
где Е - это интеграл от Q(t), т.е. интегральная энергия, выделившаяся в топливе в импульсе нейтронной вспышки
Если импульс длился 3 миллисекунды и за это время выделилось 800 - 1000 кал/г топлива, то температура этого топлива за те же 3 мс поднялась до 5000 К.
Так что Допплер то работает, но его не хватает, когда реактор запарили и мгновенно разотравили, в результате чего ввелось 10 бэт. 
Поэтому, как учат великие Бета с Тайтом, когда Допплера не зватает, то основной отрицательной обратной связью становится пространственный разлет топлива. 
Спусковым крючком в аварии явилось открытие БРУ-К. А причина - слабое понимание того, чего создали. Об этом еще Фейнберг говорил.


[ Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2017
Про широко распространенную ошибку: - - - - - 
Прежде чем в реакторе изменится мощность – необходимо чтобы изменилась реактивность. А изменение мощности при одинаковом изменении реактивности, зависит от начального уровня мощности. А Ваши выводы верны при условии одинаковой энергии выделившейся в «вспышке». Под рукой оказалась модель ВВЭР, для РБМК качественно будет похоже. - - - - - - - -
При медленных процессах, например ввод 0,5 бэтты за 1 с, получаем, что при работе на уровне 5%, средняя температура топлива в течение 10 с увеличится на 60 град, а при работе на номинальной мощности 100%, средняя температура топлива в течение 10 с увеличится на 160 град. - - - - - - 
А как известно эффект Доплера пропорционален изменению температуры. Очевидно, что в случае 100% мощности, при прочих равных условиях, проявление эффекта Доплера будет больше.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2017
Если импульс длился 3 миллисекунды и за это время выделилось 800 - 1000 кал/г топлива, то температура этого топлива за те же 3 мс поднялась до 5000 К.
----------------------------------------------------------
Уважаемый коллега!
Ваше допущение о 3 миллисекундах по таблетке топлива несколько произвольно.
Для таблетки из материала UO2 известен коэффициент температуропроводности и геометрические размеры, соответственно и характеристический параметр - это будет радиус таблетки. Тогда обращаясь к безразмерному критерию Фурье который выражается как

Fo = at/l^2

где t - это время прохождения температурной волной характеристического размера в материале с коэффициентом температуропроводности а
 и видим, что в реальном масштабе времени температурная волна при нанесении возмущения все таки будет в секундах, за это же время и реализуется "допплер", который выразится в выбеге (положительном или отрицательном) реактивности. Ну - тут коллеги верно заметили что еще уровень мощности имеет значение.
Например для топлива ВВЭР это значение составляет  3.79 сек - 4.01 сек. Соответственно и требования к скорости введения отрицательной реактивности  для ОР СУЗ аналогичны - за 4 сек все ОР должны свалиться на нижние концевики.

Ядерщик


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 26/01/2017
А по существу ничего не сказали, реактор посчитали плохо, для войны.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2017
Коллега! По поводу Доплера полностью согласен. Мне сразу показалось странным утверждение автора , что при разгоне играет роль тепловая постоянная времени. Нет! При разгоне Доплер мгновенен,поскольку энергия выделяется в топливе и не требует "распространения". Это при сбросе мощности нужна отдача в теплоноситель. Об этом уж лет 30 талдычу студентам. С уважением В.Ф.У.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2017
"и это также иметь место во время аварии", ояядастишфантастиш
Как все глубоко копнули...Дано:
окраина+ некоторый плевок в сторону РБМК + текст не на суржике 
=> почему русских не обвинили в "площади"? непонятно...


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2017
Зависит ли «Доплер» от температуры топлива, и как изменяется температура топлива? - - Есть 2 точки зрения: Первая -  зависит, по утверждению автора статьи, а также полагает и Ядерщик; Вторая – не зависит, по утверждению В.Ф.У. -известного специалиста в области «реактивности».   Физика это в значительной мере математика. Так вот, если записать элементарные уравнения теплового баланса для твэла, в котором разность между энергией, генерируемой в твэле и энергией, которая отводится через поверхность твэла идет на нагрев самого твэла, то решение такого дифференциального уравнения дает, что температура является «инерционной функцией», а степень инерционности и определяется постоянной времени твэла, которая определяется из материальных и геометрических параметров как самого твэла, так и процесса теплопередачи от твэла теплоносителю. . . . . . . . .   Если принять положение ВФУ, что «. . .поскольку энергия выделяется в топливе и не требует "распространения"», то такая модель не работает при ВСЕХ «граничных» условиях. Математическая модель теплового баланса твэла, дает решение, на котором настаивает ВФУ только в случае: отсутствия теплопередачи от твэла и очень «большого» термосопротивления самого твэла. Как известно ни первое, ни второе на практике в нормальных режимах работы не наблюдается.   Именно модель теплового баланса твэла в различных вариациях применяется для анализа переходных и аварийных режимов работы РУ. Посмотрите на любые отчеты по АПА, АЗПА и др. и увидите, что температура топлива является функцией не только выделившейся энергии но и времени, с характерным временем равным постоянной времени твэла.   Величины постоянной времени твэла приведенные Ядерщиком, характерны для «нормального» твэла ВВЭР. В процессе работы-выгорания, таблетка и может и садится на оболочку твэла, в этом случае - постоянная времени твэла будет меньше.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2017
"Ваше допущение о 3 миллисекундах по таблетке топлива несколько произвольно."
1) Тепловая постоянная твэла относится только к теплообменным процессам, в первую очередь, к охлаждению твэла. А нагрев топлива в быстрой вспышке происходит со скоростью вспышки. Это медицинский факт, не зависящий от уровня авторитета, а также чисел Фурье, Био или еще кого-то. Одна из ключевых неприятностей RIA в том, что нагрев топлива происходит быстро, а тепло отдается медленно (особенно, если возник кризис теплообмена). Поэтому Допплер работает быстро, однако, его может не хватить до стадии разлета активной зоны. 
2) По поводу начальной мощности. В быстрых вспышках начальная мощность изменяет только сдвиг по времени основной импульсной части вспышки. На мощность и интегральную энергию, в этом случае, начальная мощность, практически, не влияет.
3) Тому, кто привел пример про пол-бэты. Есть незаеметная глазу разница между 0.5 бэтами и 10-ю.  Только в первом случае реактор спокойно переходит на новый уровень несколько большей мощности, а во втором разлетается в пространстве и мелкая дисперсия бывшей активной зоны достигает высоты 4 км.

Кстати, о реакторах с большим положительным плотностным коэффициентом реактивности, типа PWR, BWR и ВВЭР. Если в холодном состоянии перед перегрузкой или после нее произойдет самоход стержней, то мало никому не покажется. 
Поэтому проблема не в названии реакторов, а в менталитете их создателей...

Отрицательность иль положительность того или другого коэффициента реактивности не является основанием для приговора об опасности или безопасности ядерного объекта. В том или ином случае знак и величина коэффициента реактивности может либо успокаивать мощность, либо разгонять. Только учет взаимодействия всех основных обратных связей может дать ответ на вопрос какого знака и до какого предела может находиться тот или иной коэффициент реактивности в той или иной ситуации. Задача конструирования безопасности реактора заключается в том, чтобы во всех режимах реактор имел необходимое для безопасности сочетание коэффициентов реактивности обратных связей.
С РБМК самым большим безобразием явилось то, что получив на практике положительный мощностной коэффициент не было предпринято ничего для исправления ситуации. Все последующее явилось следствием. 
К сожалению, по прошествию уже более 30 лет РОСАТОМ потерял чувство опасности и реальности и взял курс на выжимание из техники таких показателей, которые раньше никому и не снились. История учит, что ничему не учит.


[ Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2017
Да ДОПЛЕР работает быстро, но . . .не мгновенно. 
И почему акцент делается на "вспышку". Несомненно она имела место в аварии на ЧАЭС, но до нее еще надо дойти. Реактивность не вводится мгновенно. Мгновенное "запаривание" множества ТК - маловероятно. Ранее Румянцев А.Н. (один из соавторов РБМК) детально на этом сайте показывал какие времена характерны для обратных связей. Поэтому процессы длились минимум секунды и более. А это совсем не "вспышка". И в этом случае процессы нагрева и охлаждения идут с характерными временами - постоянными времени.
Если это было бы не так, то при RIA, не наблюдался бы обратный ход мощности, т.к. в случае мгновенного выделения "ДОПЛЕРА" - реактор бы мгновенно перешел на новый уровень мощности, соответствующий новому соотношению делящихся и поглощающих свойств активной зоны после RIA, например после "мгновенного" вылета ОР СУЗ. (Влияние отвода тепла в примере намеренно не учитывается).


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2017
"Мгновенное "запаривание" множества ТК - маловероятно."
А как же "подрыв" активной зоны при старте реактора для ее запаривания?Мгновенное запаривание возможно, если из насыщенного контура сбросить давление путем открытия БРУ-К. И тут спектр смещается в быструю область и реактор слезает с ксенонового резонанса. Мгновенно высвобождается гигантская реактивность, дополняемая пустотным эффектом.
А зачем открыли БРУ-К? По простой причине: перед экспериментом по выбегу ТГ закрыли стопорный клапан турбины и энергию от КМПЦ отводить стало некуда - стало расти давление и температура в КМПЦ.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 27/01/2017
"Подрыв" активной зоны - это не начало аварии, а ее "финал". 

Поясните про БРУ-К для РБМК - никогда о таком не слышал.И еще пара вопросов: откуда взялся ксеноновый резонанс - или это такой профессиональный жаргон; и если " . . . спектр смещается в быструю область", то и сечения деления топлива должны уменьшаться, а это ввод отрицательной реактивности. 

Известно, что в РБМК "перезамедленный" спектр, в отличие от ВВЭР, в котором "недозамедленный". А это и определяет знаки температурного коэффициента реактивности по температуре воды (или по плотности воды), соответственно в РБМК он положительный, а в ВВЭР- отрицательный (для проектных конфигураций).


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 28/01/2017
А вот как я информирую своих студентов о механизме Доплера. На примере таблетки ВВЭР-1000, для простоты считаем, что решетка топлива – кубическая. Итак: Ядерная плотность UO2 составляет: 2,32Е+22 молекул на 1 см3. (10,4 г/см3).   Плотность делений на номинальной мощности:  в среднем  1Е+13 делений/см3 (~300 Вт/см3).   Т.о., в 1см3 топлива  за 1 с происходит 1 деление на 2,32Е+9 молекул UO2.   Куда же и как далеко летят осколки деления ? , а главное «что» они могут нагреть ?   Осколки разлетаются в противоположных направлениях, на расстояние не более 10мкм, ~ 1Е-3 см, при расстоянии между молекулами 3,51Е-8 см это соответствует 2,85Е+4 слоям молекул.   Полагая с большим запасом, что передача энергии за счет прямого столкновения осколка с ядрами U и О , а также за счет электронного взаимодействия распространяется еще и на радиус в 10 слоев молекул в поперечном направлении получим, что мнимый цилиндр, которому может быть эффективно передана энергия от осколка, содержит 400 * 2,85Е+4 = 1,14Е+7 молекул UO2. Столько же примерно «нагреет» и второй осколок. Итого 2,28Е+7 молекул UO2 могут нагреться при разлете осколков за время разлета, которое «много-много» меньше 1 с.   Получили, что из 2,32Е+9 молекул, окружающих каждое ядро, которое поделится в течение 1 с, энергия практически быстро передается 2,28Е+7 молекулам, что составляет всего лишь 1%.   А вот чтобы нагреть остальные 99 % - необходимо время, которое уже определяется теплопроводностью материала и др. параметрами.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 29/01/2017
К сожалению, версия аварии, отраженная в [3], преобладает в общественном сознании.----------Гляжу в книгу [3] - вижу фигу. В [3] изложена не некая версия аварии, а достаточно обстоятельный анализ имеющихся данных о ней. Такое впечатление, что автор сего опуса этого анализа в глаза не видел. А ссылку откуда-то скопипастил. Ежели с чем кто не согласен, - welcome. Только так же конкретно и обстоятельно. В противном случае - очередное бла-бла по теме.


[ Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 29/01/2017
"Только так же конкретно и обстоятельно."
Открываем [3] на стр.547 (глава 13) и читаем 3 -й абзац:
"Авария началась тогда, когда оперативный персонал попытался поднять мощность непреднамеренно заглушенного реактора, снижая оперативный запас реактивности  . . . до недопустимо низкого значения! . . ."
Это и есть основная версия аварии НИКИЭТ - виноват персонал.
А в статье говорится о белее серьезных ошибках в проекте.





[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 29/01/2017
"Более серьезных" - это как? По сравнению с косяками персонала?  Т.е. на полном серьезе сравниваете мягкое с теплым? Или конструктор любые косяки эксплуатации должен игнорировать и акцентировать внимание только на своих? Не выдергивать надо фразы, а читать внимательно.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 29/01/2017
"Более серьезных" - это, если бы был "нормальный" проект: без "положительного парового" и без "концевого" эффектов, то любой "запас реактивности" не мог бы привести к известному финалу.
А, если ГК настаивает, что запас реактивности такой важный параметр, то нужно было его завести на АЗ, или хотя бы обеспечить средства его оперативного определения, а не дожидаться, когда его соизволит посчитать "Скала", и даже не по первому приоритету. . .  


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 30/01/2017
По-Вашему, "нормальный" - это тот, что не бьется, не ломается, а только кувыркается. Он всем хорош, только энергии не производит. По-мне, так куда важнее было обеспечить надежность охлаждения активной зоны. Т. е. контролировать кавитационный запас ГЦН-ов. А авария, на самом деле, началась тогда, когда была принята к реализации не согласованная с ГК программа испытаний.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 29/01/2017
"Получили, что из 2,32Е+9 молекул, окружающих каждое ядро, которое поделится в течение 1 с, энергия практически быстро передается 2,28Е+7 молекулам, что составляет всего лишь 1%.   А вот чтобы нагреть остальные 99 % - необходимо время, которое уже определяется теплопроводностью материала и др. параметрами."
Профессор прав, для превращения энергии ядер отдачи в тепло кристаллической решетки нужно время. Это время зависит от интенсивности делений. В 3 мс вспышке, с максимумом в 100 номиналов мощности реактора это время составляет порядка 30 - 100 мкс. Для микросекундных вспышек такое временное запаздывание было бы существенным, но для миллисекундных - пренебрежительно мало, и можно считать, что энергия деления мгновенно переходит в нагрев топлива. Поэтому Доплер работает.


[ Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 29/01/2017
Опять 3мс ? Это скорее всего тоже было , но не на первых стадиях аварии, когда идут медленные процессы: увеличивается паросодержание на входе, сначала из-за падения расхода и низкого запаса до насыщения, а потом уже и за счет положительной обратной связи - и это длится единицы секунд. Смотрим начало выбега, и когда уже начали "нажимать" АЗ.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 29/01/2017
"Поясните про БРУ-К для РБМК - никогда о таком не слышал.И еще пара вопросов: откуда взялся ксеноновый резонанс - или это такой профессиональный жаргон; и если " . . . спектр смещается в быструю область", то и сечения деления топлива должны уменьшаться, а это ввод отрицательной реактивности. "

БРУ-К  - это быстрая редукционная установка сброса пара в конденсатор. БРУ-К введена в схему ЯЭУ РБМК для аварийного сброса давления в контуре КМПЦ. 


"Известно, что в РБМК "перезамедленный" спектр, в отличие от ВВЭР, в котором "недозамедленный". А это и определяет знаки температурного коэффициента реактивности по температуре воды (или по плотности воды), соответственно в РБМК он положительный, а в ВВЭР- отрицательный (для проектных конфигураций).
"

Ксеноновый резонанс на 0.085 eV. Как раз из-за переутепленного спектра Хе-135 слезает с этого резонанса при ужестчении спектра и поглощение нейтронов в отравленном реакторе резко снижается. У РБМК времен 70-80-х годов плотностной (не путать с пустотным!) коэффициент реактивности был отрицательный (в отличие от ВВЭР). По этому при обезвоживании активной зоны происходит ужестчение спектра и плутоний становится более эффективным, из-за чего вводится положительная реактивность.  Этот эффект был прописан в учебнике (!) Г. Батя по Теории ядерных реакторов от 1983 г! Т.е. данное свойство реактора было известно задолго до аварии, но ничего не было предпринято для исправления ситуации.


[ Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 31/01/2017
Обвинителей персонала прошу указать какой именно пункт Регламента был нарушен? Регламент тут: http://accidont.ru/archive/Reglament.pdfПро наглую ложь Главного конструктора все написано тут: http://accidont.ru/register.html Есть возражения? С удовольствием готов выслушать.Фатахов Алексей.


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 31/01/2017
Ну и это советую изучить: http://certus.livejournal.com/36911.html
Фатахов Алексей (VIUR


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 31/01/2017
"Обвинителей персонала прошу указать..."

На ПРОАТОМ заходят разные граждане, но прокуроров и судей еще ни разу не встречал. Тут народ не по этой части. 


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 31/01/2017
Еще как по этой. Вон в предыдущей статье на эту тематику таки перлы выдавали по отношению к персоналу, что ни один прокурор не выдумает.
VIUR 


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 01/02/2017
"Вон в предыдущей статье на эту тематику таки перлы выдавали по отношению к персоналу, что ни один прокурор не выдумает."
Уже 30 лет идет перепихивание ответственности между персоналом, конструктором и научным руководителем. Это занятие не имеет ни какого смысла. У нас не было и нет по сегодняшний день разделения ответственности, как, например в США, где есть фирма-вендор, есть эксплуатирующая кампания - ютилити, есть надзорный орган -NRC и есть министерство - DOE. У нас один субъект единый во всех лицах. Раньше это был Средмаш, нынче - РОСАТОМ. Он и заказчик, и покупатель, и строитель, и конструктор, и эксплуататор и  надзорный орган. 
Поэтому на вопрос: кто был виноват? можно ответить однозначно - Средмаш. А нынче весь спрос должен идти с РОСАТОМа, поскольку до сих пор ничего в институциональной сфере здесь не изменилось!


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 01/02/2017
Э, нет перепихивание то может и идет и с отвественностью до сих пор не определились, вот только нет ни одного пункта инструкций или регламента, котрое бы допустил персонал и вот такой перечень нарушений, допущенных именно разработчиками РБМК, а не персоналом: "Комиссия отмечает, что кроме отступлений проекта СУЗ РБМК-1000 от требований статей 3.1.6; 3.1.8; 3.2.2; 3.3.1; 3.3.5; 3.3.21; 3.3.26; 3.3.28; 3.3.29 ПБЯ-04-74, проект этой важнейшей для безопасности реактора системы также не соответствовал аналогичным требованиям статей 2.2.5; 2.2.6; 2.2.7; 2.2.8; 2.5.2; 2.5.8 ОПБ-73."


[
Ответить на это ]


Re: О некоторых параметрах ядерной безопасности уран-графитовых реакторов (Всего: 0)
от Гость на 08/02/2017
http://www.rbc.ru/rbcfreenews/58986a299a79475760e67c79


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.24 секунды
Рейтинг@Mail.ru