Физический пуск реактора

 

С точки зрения особенностей управления все возможные состояния ядерного реактора можно разделить на три группы: пуск, работа на мощности и выключение. Пуском реактора называется приведение его в критическое состояние и последующее увеличение мощности до заданного уровня. Различают первый, или физический, и эксплуатационные пуски реактора.

Физический пуск реактора. Первый пуск реактора связан с обширными испытаниями и измерениями, имеющими целью определение всех необходимых его характеристик. Так как нейтронно-физические характеристики, получаемые расчетным путем в процессе проектирования, не являются достаточно надежными и требуют экспериментального уточнения, то в процессе физического пуска производится широкий круг физических измерений, направленных на определение и уточнение различных физических параметров реактора.

Программа первого пуска разрабатывается с учетом особенностей ядерного реактора и энергетической установки. Обычно программа предусматривает определение физических характеристик реактора (критическое состояние, запас реактивности, распределение нейтронного потока, температурные эффекты и т.д.), градуировку управляющих органов, определение теплотехнических характеристик реактора, измерения эффективности биологической защиты и т.д.

Одной из важнейших задач физического пуска является определение критической загрузки реактора, т.е. того минимального числа рабочих каналов, при котором в активной зоне, заполненной замедлителем, начинается самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Методика определения критической массы основана на уравнении, определяющем размножение в подкритическом реакторе

,

где n – плотность нейтронов в размножающейся среде с эффективным коэффициентом размножения К_эф; n_о – плотность нейтронов от постороннего источника.

Поскольку интенсивность (скорость) счета нейтронов измерительной аппаратуры пропорциональна плотности нейтронов, то это уравнение можно переписать в виде

                                                                    ,                                                                (1)

где с_о и с – соответствующие скорости счета.

Из соотношения (1) видно, что с приближением к критическому состоянию (К_эф→1) скорость счета увеличивается, стремясь в пределе к бесконечности (с→ ∞).

В период приближения к критическому состоянию нейтронный поток в реакторе изменяется на много порядков (около 10). Штатная измерительная аппаратура не может работать в таком большом диапазоне изменения n. Поэтому для физического пуска применяют специальные чувствительные счетчики, но и они в диапазоне минимальных мощностей работают плохо из-за уменьшения статистической точности измерения при малых n. Задача заключается в том, чтобы интенсивность нейтронов, достигнутая к моменту выхода в критическое состояние, надежно регистрировалась измерительной аппаратурой. Таким образом, безопасность пуска определяется, прежде всего, величиной подкритического потока нейтронов. Из уравнения (1) видно, что интенсивность нейтронного поля в подкритическом реакторе пропорциональна интенсивности постороннего источника.

Естественные источники нейтронов, которые могли бы быть использованы для возбуждения цепной реакции (спонтанное деление, нейтроны космического излучения), обладают очень малой интенсивностью. Поэтому перед загрузкой активной зоны в реактор вводят искусственный источник нейтронов (например Po-Be). Производят первое измерение интенсивности нейтронного поля и величину  откладывают по оси ординат графика , где n_рк – число рабочих каналов в активной зоне (рис. 1). Далее загружают первую партию рабочих каналов n₁, при этом коэффициент размножения принимает значение К_эф1, а интенсивность счета начинает возрастать, устанавливаясь на уровне с₁ > с_о.

 

Изменение скорости счета коэффициента размножения и подкритического  потока  нейтронов по мере загрузки активной зоны рабочими каналами.

Рис. 1

 

Откладывают на графике точку (, n₁). Соединив точку (, n_о) и (, n₁) и продолжив прямую до пересечения с осью n_рк, получают n_рк1 – ожидаемое критическое число рабочих каналов. После этого загружают очередную партию рабочих каналов, доведя их число до n₂, замеряют новое более высокое значение установившейся скорости счета и наносят на графике точку (, n₂). Соединив точки (, n₁) и (, n₂) прямой и продолжив ее до пересечения с осью абсцисс, находят уточненное ожидаемое значение критической загрузки n_рк2. продолжая последовательную загрузку, доводят число рабочих каналов до критического. Признаком достижения критической загрузки является непрерывный рост плотности потока нейтронов. В этот момент искусственный источник удаляют из активной зоны. Если изменение потока нейтронов прекратиться, значит реактор в точности критический. Если поток нейтронов продолжает расти, то в этом случае загрузка превышает критическую и необходимо скомпенсировать избыток в величине К_эф с помощью управляющих органов.

Дальнейшую загрузку рабочих каналов производят при введенных в активную зону компенсирующих стержнях. После каждой очередной загружаемой партии компенсирующие стержни поднимают до уровня, соответствующего критическому состоянию. В этом положении измеряют эффективность компенсирующих стержней. Так, шаг за шагом, догружают активную зону и одновременно строят кривую эффективности компенсирующих стержней. По этой кривой может быть оценен полный запас реактивности реактора.

В программу физического пуска входит градуировка регулирующих и аварийных стержней. При это для регулирующих стержней важно получить кривую зависимости эффективности стержня от глубины его погружения в активную зону. Для аварийных стержней достаточно определение их полной эффективности. Приближенная оценка полной эффективности стержня или группы стержней аварийной защиты может быть произведена на основании соотношения

                                                                  ,                                                              (2)

определяющего первоначальный скачок мощности при введении отрицательной реактивности.

В активную зону реактора, находящегося в критическом состоянии при мощности W_о, производят сброс аварийных стержней и по приборам мощности определяют величину первоначального отрицательного скачка мощности ΔW. Из соотношения (2) по известному значению ΔW рассчитывают соответствующую эффективность ρ_аз («физический вес») стержней аварийной защиты.

Изменение реактивности, обусловленное температурными эффектами, определяют при разогреве активной зоны. При этом регистрируют перемещение компенсирующих стержней, с помощью которых  реактор все время поддерживается в критическом состоянии. По известной эффективности стержней и найденному закону их перемещения строят кривую температурного эффекта.

Из других измерений, производящихся при физическом пуске, отметим еще определение характера энерговыделения в объеме активной зоны. Результаты этих измерений используют для уточнения максимально допустимой тепловой мощности реактора. Измерение обычно осуществляют методом активационного анализа.

Физический пуск – весьма ответственная и трудоемкая операция, при организации которой большое внимание уделяется вопросам обеспечения безопасности. Успех физического пуска в большой степени зависит от точности применяемой измерительной аппаратуры и правильного учета возникающих в процессе измерений погрешностей.

Может ли в период физического пуска возникнуть аварийная ситуация? Мировая практика не знает подобных случаев. В предотвращении критической ситуации главную роль играют кластеры со стержнями-поглотителями, удерживаемые электромагнитами. Как только отключается энергоснабжение, они мгновенно (за 4 секунды) падают в активную зону, поглощая поток нейтронов и гася цепную реакцию. Тут же происходит остановка реактора. Но главное - во время физического пуска в активной зоне не накапливаются радиоактивные осколки деления. Поэтому при любой нештатной ситуации они не могут выйти за пределы реакторной установки.

Атомная станция считается безопасной, если:

·        радиационное воздействие от нее на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводит к превышению условных значений;

·        радиационное воздействие ограничивается до приемлемых значений при тяжелых (запроектных) авариях. Например, при эксплуатации АЭС допустимые суточные газообразные выбросы должны быть не более:

 

 

 

Нормативно-технической документацией (НТД) по безопасности в атомной энергетике в России определены количественные критерии оценки степени безопасности конкретной атомной станции.

В первую очередь это количественные значения тех технических показателей, которые нормируются, т.е. к которым установлены определенные количественные требования (критерии). Эти значения не должны превышать (или быть меньше) некоторых установленных пределов. Выход же за нормируемые границы рассматривается как выход за пределы безопасности. Примерами таких ограничений могут быть:

• минимальное число дублирующих систем безопасности;
• максимальное количество радиоактивных выбросов за сутки, месяц, год;
• предельно допустимое значение частоты вырабатываемого электрического тока и т.д.

Эти показатели, как правило, применяются на уже действующих станциях. Особую ценность представляют оценки состояния безопасности атомной станции не по отдельным показателям, связанным с состоянием конкретных систем, а АЭС в целом. Здесь применяются специальные критерии: вероятность крупных радиоактивных выбросов в окружающую среду и вероятность разрушения активной зоны реактора в течении года, а также вероятность смерти человека вследствие аварии на АЭС. Расчет числовых значений указанных параметров проводится для каждого энергоблока отдельно на основе методов вероятностного анализа безопасности, рекомендованных МАГАТЭ.

Предельные значения таких интегральных критериев безопасности для одного реактора составляют:

• вероятность радиоактивных выбросов – 1·10^-7/год;
• вероятность повреждения активной зоны – 1·10^-5/год;
• индивидуальный риск для здоровья – 1,65·10^-4/чел.бэр.

В России эксплуатируемые энергоблоки атомных станций построены по проектам трех поколений – 60-х, 70-х, и 80-х годов. Каждый из указанных периодов имел свой набор НТД по безопасности, со временем все более ужесточавшихся:

Для оценки ядерных инцидентов и событий на атомных станциях применяют специальную Международную шкалу ядерных событий (INES – International Nuclear Event Scale). Ее применяют также в отношении не только АЭС, но и всех других ядерных установок и объектов, связанных с гражданской ядерной промышленностью, а также к любым событиям, происходящим при транспортировке радиоактивных материалов.

В соответствии со шкалой INES все события разделены на семь уровней. События нижних уровней (с первого по третий) называются инцидентами (происшествиями), а верхнего уровня – авариями. События, несущественные с точки зрения безопасности, относят к нулевому уровню (ниже шкалы) и называют отклонениями. Если событие совсем не связано с безопасностью, то его определяют, как событие совсем не связано с безопасностью, то его определяют как событие вне шкалы.

Критерии оценки безопасности представлены в следующей таблице: