ФИЛОСОФИЯ 6 страница

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

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

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

Эту формулу можно переписать в следующих вариантах:

или

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

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

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

Остановка ядерного реактора

Остановка реактора — это приведение его в подкритическое состояние для снижения тепловой мощности до уровня спонтанного деления топлива, фотонейтронных реакций, а также β- и γ-излучений продуктов деления.

При плановой остановке во избежание термических напряжений в ТВС и корпусе реактора скорость снижения мощности не должна быть более 0.5 % N_ном, а скорость снижения температуры теплоносителя — более 100 град/час.

При экстренной остановке скорость снижения мощности может составить до 2-3 % N_ном.

При достижении уровня мощности 5 % N_ном сбрасывается АЗ; АР, ПКР и ЦКР опускают на НКВ для компенсации температурного эффекта и разотравления Xe. Контролируется мощность реактора и температура 1 контура.

При АЗ 1 рода происходит сброс стержней АЗ с последующим опусканием стержней АР, ПКР и ЦКР.

При АЗ 2 рода сброс стержней АЗ не производится, опускаются стержни АР, ПКР и ЦКР.

ЦКР при срабатывании АЗ всегда опускаются до НКВ, ПКР можно подхватить после прохождения ими 250 (Δt < 50 C°) или 350 (Δt = 50÷100 C°).

При падении t > 150 °С или по прошествии более 4 часов с момента срабатывания АЗ ПКР опускают на НКВ из-за разотравления Xe.

Остаточное тепловыделение

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

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

- деление топлива мгновенными нейтронами;

- тепловая инерция активной зоны;

- деление топлива запаздывающими нейтронами и фотонейтронами;

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

Спад каждой составляющей происходит с разной скоростью. Это можно показать графически (см. рис. ниже).

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

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

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

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

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

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

Особенности ядерного реактора

Реактор как техническое устройство обладает следующими особенностями:

- мощный источник ионизирующих излучений;

- колоссальная энергоёмкость ядерного топлива;

- цепная реакция развивается во всём объёме топлива;

- максимальная мощность реактора практически не ограничена (ограничена прочностью самого реактора) и значительно превышает возможности теплоотвода;

- реактор регулируется не только органами регулирования, но и за счёт физических процессов, происходящих в самом реакторе;

- радиоактивность продуктов деления является причиной остаточного тепловыделения;

- реактор всегда способен выйти на мощность благодаря сверхкритической загрузке топлива (то есть всегда сохраняются условия для цепной ядерной реакции);

- высокие тепловые и механические нагрузки, близкие к предельным.

Потенциальная опасность ядерной энергии заключается в следующем:

- распространение радиоактивности в воду и атмосферу;

- возможность аварии на реакторе и их последствий;

- радиоактивные загрязнения на различных этапах топливного цикла;

- опасность несанкционированного доступа к ядерным материалам.

НФИ и ТТП ядерного реактора

Для обеспечения безопасного пуска и эксплуатации ядерного реактора необходимо знание его физических характеристик на текущий момент с точностью, удовлетворяющей требованиям ЯБР и ТТНАЗ. Расчёт реактора не позволяет получать необходимую точность для первого пуска и точно предсказать изменения характеристик в процессе кампании. Поэтому при загрузке топлива, при физическом пуске и периодически в течение кампании определяют и уточняют основные характеристики реактора.

Права, обязанности и ответственность должностных лиц при НФИ и ТТП изложены в «Руководстве по организации НФИ и ТТИ на ВВР…» («РНТИ-81»).

В соответствующем объёме измерения проводятся:

- при физпуске на ПЛ или в заводе;

- при каждом выходе на МКУ;

- в течение кампании через 70-80 тысяч МВт-час, но не реже 1 раза в год;

- при уточнении энергозапаса в конце кампании для определения сроков перезарядки реактора;

- непосредственно перед перезарядкой реактора;

- после ремонта и перезарядки реактора.

Физический пуск — достижение критического состояния в период загрузки ТВС и выполнения необходимых измерений для определения и уточнения характеристик активной зоны и органов регулирования.

При физпуске определяют:

- критическую загрузку топлива;

- физический вес, интегральную и дифференциальную характеристики органов регулирования;

- критическое положение КР;

- запас реактивности реактора;

- подкритичность реактора при полностью погруженных поглотителях.

При каждом пуске в базе:

- рассчитывают критическое положение КР;

- записывают реальное критическое положение КР;

- после разогрева производят сверку показаний приборов СУЗ и теплового контроля;

- после выхода на стационарный уровень мощности проверяют соответствие температур теплоносителя статическим характеристикам («усам»).

Через 70-80 тысяч МВт-час, но не реже 1 раза в год уточняется:

- эффективность органов регулирования;

- кривая энерговыработки;

- температурный эффект;

- отравление Xe;

- теплотехнические параметры.

Определение критической загрузки

Критическая загрузка — минимальное количество делящегося нуклида, которое при выбранной геометрии расположения в активной зоне данной формы, размеров и состава компонентов (замедлителя, конструкционных материалов…) обеспечивает протекание цепной реакции на стационарном уровне (К_эф = 1, ρ = 0).

Основное условие безопасности — надёжный контроль приближения загрузки к критической (К_эф→1, ρ→0), для чего надо уверено контролировать изменение нейтронного потока в подкритическом состоянии, что возможно при использовании мощного источника нейтронов:

По мере загрузки топлива , . Если построить график зависимости от загрузки, можно заранее оценить критическую загрузку.

Проводя прямую линию через точки и , можно в точке пересечения её с горизонтальной осью определить приближённое значение критической загрузки .

Большое значение имеет правильное размещение нейтронного источника и детектора нейтронов. В зависимости от взаимного расположения источника и детектора может меняться вид кривой от формы I к форме II. Форма I более предпочтительна, поскольку даёт заниженные оценки критической загрузки.

Правило размещения источника и детектора нейтронов — при отсутствии топлива детектор должен давать минимальные показания.

В начале загрузки топлива загружают менее ⅓ расчётного критического количества ТК. Потом загружают не более ½ оставшегося количества ТК по оценке. Потом не более ¼ оставшегося количества по оценке. По достижению К_эф = 0.96÷0.97 дальнейшую загрузку проводят по одному ТК, причём скорость погружения ТК должна отвечать допустимой скорости введения положительной реактивности.

После набора критической массы последующая загрузка ТК продолжается только после опускания сначала ЦКР, а потом ПКР.

По мере опускания КР строят их дифференциальную и интегральную характеристики.

Градуировка органов регулирования

Градуировка органов регулирования — это определение изменения ρ при перемещении данного поглотителя.

Существует три способа градуировки:

- по разгону реактора;

- методом сравнения;

- по скачку плотности потока нейтронов.

Метод разгона

Критический реактор переводится в надкритическое состояние подъёмом градуируемого стержня, измеряется подъём и достигнутый период удвоения, а по нему — реактивность. Замеряя точки последовательно, строится график во всём диапазоне движения стержня.

Позволяет отградуировать стержень в абсолютных единицах реактивности.

Метод сравнения

Даёт возможности отградуировать стержень, сравнивая его эффективность с эффективностью эталонного стержня (который отградуирован методом разгона).

Метод скачка плотности потока нейтронов

Основан на измерении скачка мощности на мгновенных нейтронах при скачкообразном изменении реактивности в критическом реакторе.

Позволяет безопасно и оперативно оценить в абсолютных единицах физический вес быстро перемещающихся поглотителей, например, стержней АЗ.

Построение дифференциальной и интегральной характеристик КР

Дифференциальную и интегральную характеристики ПКР и ЦКР строят при физическом пуске при загрузке ТК после набора критической массы. Последовательность построения характеристики может быть следующей: догрузив ТК до критической загрузки, опускают КР, грузят следующую порцию ТК и доводят реактор до критического состояния, поднимая КР. Далее методом разгона определяют дифференциальную характеристику в этом положении. Догружая ТК и делая замеры после каждой догрузки ТК, получают дифференциальную характеристику КР во всём диапазоне движения КР. По дифференциальной характеристике строят интегральную методом интегрирования.

Определение ТЭР и отравления Xe

Для построения кривой температурного эффекта необходимо сначала построить зависимость положения КР, поддерживающих реактор в критическом состоянии в процессе разогрева до средней рабочей температуры теплоносителя, от температуры. По известным характеристикам КР зависимость далее строится зависимость реактивности от температуры .

Для построения необходимо реактор из разотравленного состояния вывести на некоторый уровень мощности и работать на нём 30-40 часов. Возникающее при этом изменение следует компенсировать перемещением КР, поддерживая параметры реактора по возможности постоянными. По кривой зависимости положения КР от времени для данной мощности определяют точку графика зависимости реактивности от времени работы для данной мощности.

Для построения кривой йодной ямы после 40-50 часов работы на определённом уровне мощности снижают мощность до МКУ и поддерживают её с помощью ПКР (ЦКР) в течении 15-25 часов. Регулярно, через 0.5-1 час записывают критическое положение КР и среднюю температуру теплоносителя. По полученным данным строят кривую йодной ямы для данной мощности.

ТТП и ТТИ

ТТИ проводятся одновременно с НФИ, а также в случаях особой необходимости.

В базе при каждом вводе установки после разогрева сверяют приборы СУЗ и приборы теплотехнического контроля на уровне 3-5 % (ЦНПК БС) или 1-2 % (ЦНПК МС). Снимают замеры температур входа и выхода в некоторых ТК (СУЗ) и с прибора ТТК (усреднённую температуру входа и выхода теплоносителя) и записываются в следующую таблицу:

Разница в температурах на выходе из реактора по приборам СУЗ и ТТК, а также их отклонения от технической документации не должны превышать ± 5 °С.

Уточнение характеристик в процессе кампании

В процессе кампании уточняются:

- эффективность КР, АР, АЗ;

- кривая ТЭР;

- кривая энерговыработки;

- отравление Xe;

- ТТХ;

- распределение тепловыделения.

Сначала уточняют дифференциальную и интегральную характеристику ПКР на допустимом участке и определяют коэффициент утяжеления ПКР.

По уточнённым характеристикам ПКР определяют характеристики стержней АР и АЗ методом сравнения.

При изменении распределения тепловыделения в активной зоне необходимо уточнить среднее по эффективности положение стержней АР. Это можно сделать так: группу стержне АР, работающую на автомате, перемещают на ВКВ (НКВ) и записывают критическое положение ПКР. Потом меняют положение стержней АР на противоположное и снова записывают критическое положение ПКР. Поставив ПКР в среднее положение и приведя реактор в критическое состояние перемещением стержней АР, получаем среднее по эффективности положение стержней АР.

Кривую ТЭР и отравление Xe уточняют как при первом измерении.

Точность построения кривой энерговыработки во многом зависит от того, как аккуратно операторы записывают критическое положение ПКР и значения основных параметров ЯЭУ.

Обеспечение ядерной безопасности и теплотехнической надёжности активной зоны (ЯБР и ТТНАЗ)

Потенциальная опасность ядерной энергии

Жизнь и деятельность человека сопряжена с неблагоприятными факторами:

- природные разрушительные силы (наводнения, землетрясения…);

- источники энергии, освоенные человеком;

- социальные факторы (войны, конфликты…);

- причинение вреда здоровью и жизни;

- разрушение окружающей среды.

Учитывая, что ядерный реактор — один из мощнейших источников энергии, эти опасности приобретают следующую специфику:

- распространение радиоактивности по воде и воздуху в определённых пределах при нормальной работе ЯЭУ;

- возможность аварий на реакторе и их последствия;

- радиационные загрязнения на всех этапах топливного цикла;

- использование ядерных материалов не в мирных целях, доступ к ним несанкционированных лиц.

В любом случае конечную опасность представляют радиоактивное загрязнение окружающей среды и её воздействие на человека.

Безопасность объектов ВМФ — это их свойство не оказывать вредного воздействия на личный состав, сопряжённые технические средства и окружающую среду.

Ядерная безопасность объектов ВМФ обеспечивается:

- техническим совершенством проектов;

- использованием свойств внутренней самозащищённости ядерного реактора;

- применением глубоко эшелонированной защиты ЯЭУ;

- качеством изготовления, монтажа, наладки и испытания ЯЭУ;

- надёжностью оборудования и систем;

- наличием надёжных и достоверных средств диагностики и измерения;

- качеством и полнотой документации по безопасности;

- правильной организацией работ, высокой квалификацией и дисциплиной л/состава.

Ядерная безопасность ЯЭУ — совокупность свойств ЯЭУ, состояний технических средств и организационных мер, исключающих с определённой вероятностью ядерную аварию.

Ядерная авария — возникновение и развитие неуправляемой цепной ядерной реакции деления при монтаже, наладке, испытаниях, эксплуатации, ремонте и консервации ЯЭУ, при перезагрузке реактора, транспортировании и хранении ядерного топлива или нарушение теплоотвода от активной зоны реактора, сопровождающиеся переоблучением людей и/или повреждением элементов ядерного реактора, в результате которых их дальнейшая эксплуатация невозможна.

Самозащищённость ядерного реактора — свойство ядерного реактора обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик.

Системы (элементы) безопасности — системы (элементы), предназначенные для выполнения функций безопасности.

По характеру функций разделяются на:

- управляющие;

- защитные;

- обеспечивающие;

- локализующие.

Радиационная авария — потеря управления источником ионизирующих излучений, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями персонала, внешними воздействиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей сверх установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

Радиационная безопасность корабля — совокупность принятых на корабле технических решений и организационно-технических мер, ограничивающая при нормальной эксплуатации и авариях ЯЭУ радиационное воздействие на личный состав, боевые и технические средства корабля и на окружающую среду.

Авария ЯЭУ — нарушение эксплуатации ЯЭУ, при котором произошёл выход радиоактивных веществ и/или ионизирующих излучений за предусмотренные барьеры радиационной безопасности в количествах, превышающих установленные для безопасной эксплуатации ЯЭУ пределы.

(РБЯ ВМФ 2004 г., Определения)

Безопасное состояние можно неформально определить как отсутствие опасности. Но, поскольку опасность присуща любой энергетической установке, состояние безопасности необходимо обеспечивать. Для этого вырабатываются требования (условия, обязательные для выполнения) и мероприятия (действия для выполнения требований).

Для ЯЭУ можно рассматривать следующие виды безопасности:

- техническая;

- ядерная;

- радиационная;

- физическая.

Техническая безопасность — ЯЭУ характеризуется прочностью оборудования и трубопроводов, повреждение которых может привести к нарушению теплоотвода от активной зоны, а также способностью удерживать в герметичной зоне радиоактивные выбросы.

Ядерная безопасность — совокупность свойств ЯЭУ, состояние организационных и технических средств, исключающих возможность возникновения и развития ядерно-опасных ситуаций.

Радиационная безопасность — состояние мер, организованных на объекте с ЯЭУ для защиты людей от поражающих воздействий ионизирующих излучений и предотвращения загрязнения внешней среды радиоактивными веществами.

Худший вариант ядерной аварии — цепная ядерная реакция на мгновенных нейтронах, с выделением огромного количества тепла, разрушением ТВэл, разгерметизацией корпуса и ухудшением радиационной обстановки. Для ВВЭР с отрицательным температурным эффектом масштабы аварии значительно ограничены.

Разрушение ТВэл может произойти и при управляемой цепной ядерной реакции, но при нарушении теплофизических параметров реактора.

В ядерном реакторе не может быть взрыва типа взрыва атомной бомбы. Однако может выделиться столько тепла, что это приведёт к тепловому взрыву.

Чем обусловлена ядерная опасность ядерного реактора

Специфические особенности ядерного реактора:

- ядерная реакция может стать неуправляемой. При этом в диапазоне безопасной скорости изменения мощности значение реактивности составляет 0.1 – 0.2 %.

- в ядерном реакторе в активной зоне находится количество ядерного топлива, в несколько раз превышающее критическую массу. Отсюда исходит потенциальная возможность аварийного высвобождения большой положительной реактивности и неуправляемого разгона реактора.

- колоссальная энергоёмкость ядерного топлива.

- реактивность меняется не только при перемещении органов регулирования, но и вследствие внутренних физических процессов. Поэтому реактор может выйти на мощность после остановки и даже стать неуправляемым.

- ядерный реактор — источник мощного ионизирующего излучения. Отсюда вытекает необходимость наличия средств биологической, радиационной и тепловой защиты, системы контроля радиационной обстановки, средств борьбы с радиоактивными загрязнениями.

- остаточное тепловыделение.

- потенциальная мощность реактора значительно больше той, что можно отвести с помощью теплоносителя.

- из-за большого запаса реактивности (для компенсации ТЭР и отравления Xe) реактор также опасен в конце кампании, как и при первом пуске.

- высокие тепловые и механические нагрузки, близкие к предельным.

Основные требования по ЯБР и ТТНАЗ

На каждом этапе топливного цикла имеются свои требования к ЯБР и ТТНАЗ.

На этапе эксплуатации ЯЭУ эти требования можно сформулировать так:

- обеспечить возможность компенсации реактивности в любой момент кампании.

- предотвращение неуправляемой цепной ядерной реакции.

- обеспечить возможность гашения цепной ядерной реакции в любых условиях.

- исключить возможность самопроизвольного выхода реактора в надкритическое состояние после остановки.

- обеспечить режим работы реактора, при котором степень разгерметизации ТВэл находилась в приемлемых пределах вплоть до выработки энергозапаса.

- обеспечение надёжного теплоотвода от активной зоны.

- исключить возможность возникновения и развития цепной ядерной реакции при всех работах с ядерным реактором.

Обеспечение ЯБР и ТТНАЗ

При выработке требований и мер ЯБР и ТТНАЗ обращается внимание на предупреждение аварий и борьбу с последствиями аварий.

Аварийная ситуация — отказ систем и оборудования ЯЭУ, ошибки персонала, в результате которых могла произойти ядерная авария или ядерно-опасный режим, то есть опасное отклонение от пределов и условий эксплуатации ядерного реактора, не приведшее к ядерной аварии.

Авария, связанная с нарушением контроля и управления цепной ядерной реакции или теплоотвода от ТВэл, не приведшая к ядерной аварии, называют ядерно-опасной ситуацией.

Концепция защиты в глубину характеризуется тремя уровнями безопасности:

- самый глубокий, внутренний уровень: реактор и ЯЭУ в целом должны быть максимально безопасными, саморегулируемыми и в идеальном случае не требовать специальной аварийной защиты;

- в реальной обстановке на случай отказа или ошибки персонала должны быть предусмотрены защитные средства по предотвращению аварий или уменьшению последствий;

- на случай маловероятных событий должны быть предусмотрены дополнительные специальные средства защиты.

Аналогично устроены барьеры радиационной безопасности:

- топливная матрица ТВэл, надёжно удерживающая твёрдые продукты деления;

- оболочка ТВэл, обеспечивающая его прочность и удерживающая газообразные продукты деления;

- корпус реактора и трубопроводы теплоносителя;

- герметичная плотная выгородка реакторного отсека;

- реакторный отсек.

Технические средства обеспечения ЯБР и ТТНАЗ — ядерный реактор, система управления и защиты, аварийная защита, надёжные механизмы и оборудование, арматура, система охлаждения и т. д.

Организационные мероприятия — строгое выполнение инструкций, руководств, правил и других руководящих документов по эксплуатации и обслуживанию ЯЭУ проведению НФИ и ТТИ (ТТП).

Высокая квалификация и профессиональная подготовка, а также дисциплина персонала от оператора до командира — одно из главных условий обеспечения ЯБР и ТТНАЗ.

Технические средства обеспечения ЯБР и ТТНАЗ

Оператор и автоматика не могут дать 100 % ядерную безопасность. Поэтому сам реактор должен обладать такими свойствами, которые приводили бы его в безопасное состояние, пусть даже ценой разрушения.

Степень безопасности реактора определяется его поведением после того, как он станет надкритичным, начнётся разгон без ограничения реактивности и мощности. Основными механизмами самогашения цепной ядерной реакции являются:

- ТЭР;

- мощностной (самый быстродействующий).

Мощностной (ядерный температурный) эффект — увеличение резонансного захвата нейтронов в ²³⁸U без деления с ростом температуры топлива.

Чтобы ограничить развитие аварии на безопасном уровне, надо иметь надёжную систему регулирования и АЗ. Особое значение имеют характеристики органов управления: физические веса КР, АР и АЗ, их число, быстродействие, скорость высвобождения реактивности, надёжность, автономность, резервирование и т. п.

ТТНАЗ — способность ТВэл сохранять работоспособность в течение кампании. Решается на стадии проектирования, изготовления и выбора эксплуатационных режимов.

Остаточное тепловыделение — требует создания системы расхолаживания, режима естественной циркуляции и т. д.

Организационные мероприятия по обеспечению ЯБР и ТТНАЗ

ЯБР и ТТНАЗ на всех этапах использования ядерного топлива может быть обеспечена лишь при строгом выполнении организационных мероприятий согласно руководящих документов.

Опыт показывает: все крупные аварии происходили или усугублялись нарушениями руководящих документов.

Основные руководящие документы:

- Инструкция по управлению ЯЭУ …

- Инструкция по эксплуатации активной зоны …

- РБЯ ВМФ 1984 года.

- Отраслевой стандарт «Реакторы ядерные транспортные. Обеспечение ядерной безопасности» (ОСТ 95.958-82).

- Руководство по управлению ЯЭУ.

- Руководство по организации и проведению НФИ и ТТИ.

- Инструкция по проведению ТТИ (ТТП).

- Методика расчётов и измерений НФП реакторов ….

- Руководство по организации перезарядки ЯР ЯЭУ …

- Перечень ПЯОР.

Для каждого изделия разрабатывается «Инструкция по обеспечению ЯБР и ТТНАЗ» по конкретным периодам: эксплуатация, ремонт, ПЯОР, управление КР вручную и т. д.

Основные требования и мероприятия по обеспечению ЯБР и ТТНАЗ на разных этапах эксплуатации ЯЭУ

1. Бездействующая ЯЭУ.

ЯБР обеспечивается дежурно-вахтенной службой:

- порядок вскрытия-закрытия РО, АВ, ПУ ГЭУ, допуска в них;

- контроль сохранности пломб на аппаратуре, механизмах и помещениях ЯЭУ;

Поиск по сайту: