Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Физика ядерного реактора Авария на ЧАЭС Повышение безопасности АЭС Системы контроля на атомной станции Авария на ЧАЭС

Метод обратного умножения

После определения понятия умножения вводят понятие  «обратного умножения» ОУ=1/У и на основе этого соотношения записывают формулу обратного умножения

. (1.9а)

 Именно на этом соотношении построен «метод обратного умножения», позволяющий экспериментально измерять как реактивность (или критичность) самого реактора, так и реактивность вносимых в него возмущений.

На методе обратного умножения (ОУ) основано измерение любых изменений реактивности реактора. Фундаментальный вывод состоит в том, что изменение реактивности при переходе реактора из состояния"1" состояние "2", равно:

Dr21=r2 -r1 =1/У1 – 1/У2=ОУ1-ОУ2= -DОУ (1.9в)

На этом методе основано, в частности, «взвешивание» ( определение полной эффективности) стержней СУЗ в подкритических состояниях, то есть определение изменения реактивности реактора при перемещении стержня от нижнего до верхнего положения (или наоборот). Этим же методом получают интегральную и дифференциальную градуировочную характеристику органа регулирования, измеряя вес частей стержня /2/. Принципиально, что измерение этих кривых по методу обратного умножения возможно именно в достаточно «глубоких», т.е. безопасных подкритических состояниях. Тогда можно сразу измерять интегральную кривую, а дифференциальную затем получать простым дифференцированием.

Наоборот, в критических состояниях реактора любые измерения характеристик стержней возможны только методом «компенсации» измеряемой реактивности другой, известной реактивностью(например , борной кислотой в реакторе ВВЭР и т.п.). Тогда прямо будет измеряться дифференциальная кривая (участки стержня), а интегральная будет воспроизведена интегрированием.

Заметим , что метод ОУ даёт относительный «вес». В данном случае, так же как и в процессе загрузки топлива (ТВС), «вес» стержня выражен в единицах ОУ. Перевести его в абсолютные единицы (т.е. произвести абсолютную калибровку) можно, измерив одну и ту же долю любой порции реактивности (веса стержня) по любому методу абсолютного измерения реактивности и по ОУ. Для этого, в частности, подойдут метод асимптотического периода (что дает связь реактивности в бета с периодом Тасс в сек:

r/b=1/(1+lТасс ) (1.10)

 либо метод "сброса стержня".

Все работы по измерению эффективности стержней проводятся при приближении к критическому состоянию (K eff = 0.95-0.98 и Y=20-30), когда можно считать, что свойства подкритического и критического реакторов близки (это не факт, а допущение).

На методе обратного умножения основан и метод безопасного достижения критического состояния при загрузке реактора.

Отметим особо, что метод обратного умножения - статический. Поэтому при замерах скорости счёта детекторов следует делать выдержку после любых возмущений (1-3 минуты), чтобы исключить переходные процессы.

Метод пуска реактора

  Методика пуска обеспечивает ядерную безопасность в процессе пуска (во времена Ферми подразумевались даже частичные отказы контрольных приборов) и сводится к построению в процессе загрузки реактора зависимости обратного умножения (ОУ=1/У) от характеристики реактора, изменяющей параметр его критичности (например, в нашем случае -от числа загруженных в реактор тепловыделяющих сборок ТВС (n), в других ситуациях -от уровня замедлителя Н, концентрации борной кислоты С, положения компенсирующих органов и т.п.).

 (1.11)

 На практике чуть удобнее оперировать величиной в 1000 раз большей –так называемой ТОУ (тысяча обратного умножения):

ТОУ = 1000* .

 В общих чертах процедура такова. Устанавливается «нулевое» или «реперное» состояние реактора, в нем фиксируются все параметры (температура, расход, положение всех органов управления). В нем измеряется ток ионизационной камеры (ИК)-это I0, соответственно У0=1 и ОУ0=1. Значения ОУ0 =1 или 1000ТОУ откладывают на графике зависимости ОУ от числа загруженных ТВС -n ТВС (см. рис.1). Затем загружается безопасное колическтво-порция ТВС (n ТВС) и замеряется ток ИК- это In или Ii. Вычисляется У и ОУn. Значения ОУn откладывают на графике зависимости ОУ от числа n ТВС (см. рис.1). Через эти две точки проводят прямую и экстраполируют ее до пересечения с осью n ТВС . Это и есть первое экстраполированное значение критического состояния n1 экст. Все данные (причем детально) по состоянию реактора и положению стержней, температур, тока ИК, времени и т.п. заносят в журнал (см. приложение ). Реальная форма кривой обратного умножения зависит от многих факторов. В принципе, она может иметь как вогнутый, так и выпуклый характер . Последнее, правда, крайне нежелательно, вернее, запрещено, так как экстраполяция занижает критическое состояние, что весьма опасно. Детальное описание всей процедуры и требований безопасности будет дано в описании выполнения работы (п. 3).

Теперь перейдем к описанию самого тренажера.


Рис.1. Кривая обратного умножения

Второй определяющей тяжелой аварией для блоков АЭС с ВВЭР-440/230 является тяжелая авария - разрыв ГЦТ Ду 500 мм у входного патрубка реактора с двусторонним истечением теплоносителя. Отличительной особенностью данной тяжелой аварии для АЭС с ВВЭР-440/230 является максимальные пиковые выбросы водорода из РУ.
Результаты расчета протекания аварии приведены на Рисунках 6-9.
После наступления исходного события происходит выброс большого количества теплоносителя через разрыв и резкое снижение уровня теплоносителя в активной зоне.
По мере уменьшения массы теплоносителя падает его уровень в реакторе, и к моменту времени 50 с происходит осушение активной зоны реактора.
При снижении уровня теплоносителя в корпусе реактора ниже верхней кромки активной зоны и выравнивании массового уровня теплоносителя в шахте реактора и опускной камере начинается разогрев твэл в верхней части активной зоны. Затем, с некоторой задержкой, обусловленной динамикой падения уровня, начинает разогреваться средняя, а затем и нижняя части активной зоны.
Расплавленный цирконий с некоторым содержанием оксида циркония и сталь начинают перемещаться в нижние участки а.з. и НКС, где и происходит застывание. Вследствие заполнения активной зоны водой из системы аварийного ввода бора температура тепловых элементов а.з. начинает снижаться. Массовый уровень в активной зоне растет до величины 2 м, при котором происходит стабилизация теплогидравлических параметров 1 контура РУ. При оценках дополнительных источников водорода для тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР-440/В-230 были рассмотрены следующие не основные источники:
o радиолиз внутриконтурного теплоносителя;
o радиолиз воды в герметичных помещениях;
o разложение гидразина и аммиака, содержащихся в растворе, подаваемом
спринклерной системой;
o коррозия нержавеющей стали, не защищенной лакокрасочными покрытиями;
o радиационно-термическое разрушение защитных эпоксидных и
органосиликатных покрытий;
o коррозия углеродистой стали и алюминиевых слоев при повреждении
защитных покрытий;
o радиолиз пара в атмосфере герметичных помещений.
Оценка дополнительных источников водорода показала, что их вклад в общее количество водорода, выделившегося в ходе тяжелой аварии, незначителен, максимальный расход водорода не превышает 2*10-3 кг/с. Оценка выхода водорода за счет возможного взаимодействия кориума с бетоном шахты не проводилась.


На главную