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

Меры по повышению безопасности РБМК

Снижение парового коэффициента реактивности

 Как уже должно быть ясно из предшествующего обсуждения целена-правленное влияние на паровой коэффициент реактивности возможно путем перераспределения долей  тепловых нейтронов, поглощаемых раз-личными материалами активной зоны. Генеральное направление при этом - на всемерное снижение доли нейтронов, поглощаемых водой, сведение влияния воды на размножающие свойства реактора до минимума. Например, по данным [12] переход на топливо 2%-го обогащения взамен проектного 1.8% позволил  уменьшить aj на  1¸1.5 bЭФ , одновременно увеличив примерно на 15% глубину выгорания ядерного топлива. Меры, пред-принятые после аварии, были направлены на реализацию именно этого принципа.

 Так, после дополнительных исследований на реакторах Чернобыльской и Смоленской АЭС в октябре-ноябре 1986 года установлено минимальное количество  дополнительных поглотителей в активной зоне - 80 штук. Установлено также нормальное (для стационарного режима на номинальной нагрузке): 43¸48 штук и минимальное: 30 штук количество эффективных стержней СУЗ в активной зоне  для любых эксплуатационных режимов - т.е. минимальная величина оперативного запаса реактивности. Благодаря названным организационно-техническим мероприятиям удалось снизить паровой коэффициент реактивности [12,13] на 3¸3.5 bЭФ.

  В 1987 году после завершения реакторных испытаний 146 ТВС с обогащением 2.4% на Ленинградской АЭС было принято решение [12,13] о постепенном переводе всех РБМК только на такое топливо. Это способствовало уменьшению aj еще на 1.2¸1.5bЭФ и переводу парового коэффициента реактивности в область относительно безопасных значений: 0.4¸0.6 bЭФ.  Таким образом, в реакторе с нынешним составом активной зоны даже в случае мгновенного вскипания всей воды в технологических каналах разгон мощности на мгновенных нейтронах по причине парового эффекта стал невозможен. Следует отметить также и то, что с увеличением обогащения с 2% до 2.4% глубина выгорания ядерного топлива возрастает примерно на 30 процентов.

 Перспективные направления по улучшению физических и эксплуатационных свойств активных зон РБМК обычно связывают с изменением их структуры: увеличением уран-графитового соотношения а также совершенствованием самого ядерного топлива. Так, уменьшение количества графита в реакторе приводит к некоторому ухудшению замедляющих и размножающих свойств, снижению количества диффундирующих в замедлителе тепловых нейтронов. Однако, благодаря смещению энергетического спектра нейтронов в область более высоких энергий относительное поглощение нейтронов в уране-235 и уране-238 возрастает, а в воде и графите - уменьшается. Это особенно характерно для урана-238, обладающего в указанной области локальными максимумами сечения поглощения.

 Еще одним достоинством сдвига спектра является соответствующий рост воспроизводства вторичного ядерного топлива - плутония-239, компенсирующий ухудшение размножающих свойств и обеспечивающий приемлемую глубину выгорания. Указанный эффект подтвердился, проявив себя при физпуске 2-го блока Ленинградской АЭС только за счет использования графита с меньшей, чем на 1-ом блоке ЛАЭС плотностью. В период предстоящих модернизаций энергоблоков предлагается дополнительное сокращение количества графита в активной зоне путем обрезки ребер графитовых блоков [12,13].  При этом, в соответствии с расчетами, aj должен вообще сместиться в область отрицательных значений, сняв по сути, проблему парового эффекта.

 С точки зрения совершенствования ядерного топлива наиболее реалистичным предложением (без изменения конструкции ТК и ТВС) представляется применение виброуплотненного и металлического топлива [14]. В этом случае можно говорить некоем оптимуме целого набора характеристик ТВС, наиболее важными из которых являются: повышенное содержание урана-235, улучшение баланса нейтронов в реакторе, снижение числа перегрузок - уменьшение расхода свежих ТВС,  малые положи-тельные значения aj, приемлемая величина  подкритичности реактора в холодном разотравленном состоянии, солидная глубина выгорания.

Повышение эффективности органов СУЗ

 С проведением расследования  и выявлением причин аварии ужесточились требования к персоналу в плане точного выполнения регламента эксплуатации и, в частности, в поддержании безопасного оперативного запаса реактивности. В п.3.1 указаны конкретные значения, установленного ОЗР. Безусловно, что соблюдение данного требования способствует повышению безопасности, поскольку увеличенное число стержней уже находятся в зоне высокой дифференциальной эффективности и способны погасить без задержки серьезные возмущения по реактивности.  По данным [13] скорость ввода отрицательной реактивности по сигналам АЗ возросла с 0.15 до 0.5 bЭФ/c.

 Конкретно на Чернобыльской АЭС в начальный период эксплуатации после аварии 50% всех стержней СУЗ фиксировались в верхнем положении на глубине 1.2 метра. Однако, это привело к искажению высотного поля энерговыделения,  вынужденному снижению мощности РУ по условиям обеспечения запаса до кризиса теплоотдачи  примерно на 10¸15% от номинала.  Позднее, была изменена конструкция соединительного звена между поглотителем и вытеснителем, что дало возможность снизить перекосы высотного распределения энерговыделения. На рис.7 показана эволюция положения стержней СУЗ в активной зоне [13] по мере  накопления опыта использования принимаемых мер.

 Более серьезная модернизация  стержней СУЗ завершилась увеличением длины поглотителя до почти полной высоты активной зоны, благодаря чему был не только исключен положительный выбег реактивности  в начальный момент опускания стержней, но и "обратный ход" реактивности при достижении стержнями крайнего нижнего положения. 

 Кроме того, как уже отмечалось выше, очень важные в аварийных ситуациях, стержни УСП наконец-то задействованы по-настоящему: увеличено число УСП с 24-х до 32-х; увеличена длина поглотителя УСП с 3-х до 4-х метров и, главное, обеспечен ввод УСП в нижнюю часть активной зоны по сигналам аварийной защиты.

 Немало сделано для повышения  быстродействия органов СУЗ при срабатывании АЗ. С этой целью модернизированы приводы СУЗ РБМК, в которых за счет изменения режима электродинамического торможения удалось  повысить скорость движения практически вдвое: время опускания сокращено с 18¸20 секунд до 10¸12 секунд. Еще более важным и весомым для целей безопасности является введение с 1989 года на всех РБМК быстродействующей аварийной защиты - БАЗ, основу быстродействия которой составляет отсутствие сопротивления среды опускающемуся стержню. Этого удалось добиться, заменив охлаждение каналов  БАЗ проточной водой на водяное пленочное с одновременной продувкой каналов слабым  расходом газовой смеси. Благодаря этому техническому решению время ввода стержней БАЗ составляет всего лишь 2¸2.5 секунды. В первую секунду стержнями БАЗ вносится отрицательная реактивность около 1.3bЭФ а за 2.5 секунды ими гасится реактивность величиной до 3.0 bЭФ.

4. Заключение

  На основании анализа основных факторов, определяющих физические и теплогидравлические особенности реакторной установки РБМК а также мер по повышению безопасности, реализованных к настоящему моменту на АЭС с РБМК, можно утверждать, что техническими средствами до минимальных значений снижена вероятность возникновения и развития самого опасного вида аварии: c бесконтрольным вводом положительной реактивности, способной привести  к взрыву и разрушению реактора. Вместе с тем, эта минимальная вероятность может быть сохранена на должном уровне только на базе четкой, отлаженной организации, исполнительской дисциплины, грамотного, вдумчивого управления технологическими процессами, основанного на постоянном анализе сложившейся ситуации и способности к прогнозированию.

Литература

Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ. Атомная энергия, 1986,т.61,  вып.5, с.301-320.

Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.:Атомиздат, 1980.

Емельянов И.Я., Егиазаров М.Б., Рябов В.И. и др. Физический пуск реактора РБМК второго блока Ленинградской АЭС. Атомная энергия, 1976, т.40, вып.2, с.127-132.

Николаев Т.П., Егиазаров М.Б., Карнаухов В.В. и др. Физические эксперименты в процессе пуска и первого этапа эксплуатации 1 блока Курской АЭС. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1979, вып. 3 (7),с.3-8.

Решетин Л.В., Лютов М.А., Бочкарев А.Л. и др. Физический пуск реактора РБМК-1000 третьего блока Чернобыльской АЭС. Атомные электрические станции. Вып.8, М.: Энергоатомиздат, 1985, с.35-40.

Серебренников Ю.М., Васекин В.Н., Кватор В.М. и др. Физический пуск реактора РБМК-1000 1 блока Смоленской АЭС. Атомные электрические станции. Вып.8, М.: Энергоатомиздат, 1985, с.40-45.

Сироткин А.П., Карнаухов В.В., Николаева Л.М. и др. Опыт работы  реактора РБМК-1000 в режиме частичных перегрузок. Атомные электрические станции. Вып.3, М.: Энергоиздат, 1980, с.63-66.

Адамов Е.О., Василевский В.П., Ионов А.И. и др. Анализ первой фазы развития аварийного процесса на четвертом блоке Чернобыльской АЭС. Атомная энергия, 1988, т.64, вып.1, с.24-28.

Адамов Е.О., Доморадов А.Е., Миронов Ю.В. и др. Роль отдельных факторов в развитии аварии на Чернобыльской АЭС. Атомная энергия, 1993, т.75, вып.5, с.336-341.

Абагян А А., Аршавский И.М., Дмитриев В.М. и др. Расчетный анализ начальной стадии аварии на Чернобыльской АЭС.Атомная энергия, 1991, т.71, вып.4, с.275-287.

Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Под ред. С. П. Соловьева. Обниск, ИАТЭ, 1992.

Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Василевский В.П. и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК. Атомная энергия, 1987, т.62, вып.4, с.219-226.

Асмолов В.Г., Боровой А.А., Демин В.Ф. и др. Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя. Атомная энергия, 1988, т.64, вып.1, с.3-23.

Давыдова Г.В., Кватор В.М., Краюшкин А.В. и др. Совершенствование топливной загрузки РБМК. Атомная энергия, 1991, т.71, вып.1, с.3-8.


На главную