Система автоматического управления Митенков Ф.М., Чирков В.А

ГЛАВА V

РЕЖИМЫ РЕАКТОРА

Вэнергетических реакторах можно выделить несколько режимов, различающихся физическим состоянием реактора, которые являются определяющими при формулировании требований к системам управления и защиты реактора, их построению и реализации. Различают подкритический, критический и надкритический режимы реактора.

Вкаждый из этих режимов в процессе эксплуатации энергетический реактор вводится (выводится) многократно и пребывает в нем более или менее длительное время. Ниже рассматриваются основные физические особенности режимов, существенные с точки зрения управления реактором.

§5-1. Подкритический режим.

Подкритический режим характеризуется значениями реактивности

ф. В этом режиме плотность нейтронов в реакторе, а следовательно, и его

мощность могут либо только уменьшаться, и тем быстрее, чем меньше ф, либо оставаться постоянными практически на нулевом уровне.

С точки зрения управления подкритический режим весьма важен по следующим причинам:

—исходное состояние реактора перед каждым пуском подкритическое;

—уменьшение мощности реактора достигается только за счет перевода реактора в подкритический режим;

—предупреждение или прекращение аварийных ситуаций в реакторе и установке в целом также предполагает экстренный перевод реактора в подкритическое состояние.

Следует заметить, что состояния реактора при длительном и кратковременном пребывании в подкритическом режиме существенно различаются с точки зрения контроля и управления. Дело в том, что контроль за физическим! состоянием реактора во всех режимах осуществляется через измерение плотности нейтронов. Характер изменения плотности нейтронов позволяет определить величину и знак реактивности в каждый данный момент (3.29).

При плановом уменьшении мощности реактор кратковременно вводится

вподкритический режим. Происходит относительно небольшое уменьшение плотности нейтронов (соответствующее заданному уменьшению мощности), и поэтому не возникает каких-либо дополнительных трудностей с точки фения регистрации изменений плотности нейтронов. Более того, даже при полном глушении реактора уровень значений плотности нейтронов в течение довольно длительного времени остается достаточным для обеспечения надежного контроля.

80

Рис. 5.1. Изменение мощности при отрицательном скачке реактивности:

1 - ; 2 - ; 3 - .

На рис. 5.1 иллюстрируется характер уменьшения плотности нейтронов со временем при различной подкритичности реактора. Графики построены по результатам решения уравнений кинетики (3.29) при различных для U235 в предположении отсутствия обратных связей.

Из рис. 5.1 следует, что, начиная с некоторого момента, скорость уменьшения плотности нейтронов не зависит от р. Физически это объясняется тем, что с этого момента уровень плотности нейтронов в реакторе определяется запаздывающими нейтронами, концентрация ядер-источников которых определяется исходным режимом работы реактора, а скорость их радиоактивных превращений (генерации запаздывающих нейтронов) от ρ не зависит.

Рис. 5.2. Изменение потока запаздывающих нейтронов после остановки реактора.

81

Из рис. 5.2 видно, что спустя несколько минут уменьшение плотности нейтронов происходит с периодом около 80 с, что соответствует времени жизни наиболее долгоживущей группы ядер-источников запаздывающих нейтронов. Через 15 минут после остановки плотность нейтронов в реакторе будет еще около 105 от начального значения, но еще через 5-7 минут вклад запаздывающих нейтронов является уже несущественным.

Условия контроля за физическим состоянием при длительном пребывании реактора в подкритическом режиме существенно иные. В этом случае плотность нейтронов в реакторе снижается почти до нуля, и надежный контроль за изменением плотности становится невозможным.

Для предупреждения такого состояния в реакторе размещаются источники внешних нейтронов, т. е. нейтронов, появляющихся не в результате реакции деления в реакторе.

Из уравнений кинетики (3.28) для случая установившегося состояния реактора при ф и наличии источника внешних нейтронов следует

Решая эту систему относительно n, получим:

.

Поскольку есть число эффективных внешних нейтронов, генерируемое источником в единицу объема активной зоны в единицу времени, то , очевидно, есть плотность нейтронов, обусловленная этим источником.

Соотношение (5.1) определяет "умножение" внешних нейтронов источника в реакторе в подкритическом состоянии (рис. 5.3). Следует заметить, что

82

Рис. 5.3. Изменение плотности нейтронов при пуске реактора.

Установившееся значение плотности нейтронов в подкритическом реакторе при внесении источника внешних нейтронов достигается не мгновенно, а спустя некоторое время, зависящее от величины подкритичности.

Из рис. 5.4 видно, что с увеличением ф время установления плотности нейтронов увеличивается. Это объясняется тем, что большее умножение, соответствующее увеличению ф, может быть достигнуто только в результате смены большего числа поколений нейтронов.

Следует заметить также, что конечное время установления равновесной плотности нейтронов в определенной степени обусловлено и большим эффективным временем жизни запаздывающих нейтронов.

При пуске реактора должно учитываться и то, что скорость изменения плотности нейтронов в подкритическом реакторе зависит не только от ф, но и от

ф.

Рис. 5.4. Изменение во времени относительной плотности нейтронов при различных значениях ф

(внешний источник нейтронов вносится в реактор мгновенно)

83

Источники внешних нейтронов. В качестве источников внешних нейтронов могут быть использованы:

—нейтроны спонтанною распада тяжелых ядер (U235, U238, Pu239 и др.);

—нейтроны космического излучения;

—фотонейтроны реактора;

—нейтроны искусственных радиоактивных источников.

Необходимое улучшение контроля за физическим состоянием реактора в подкритическом режиме достигается только при обеспечении некоторого мини-

Вбольшинстве случаев это условие не может быть выполнено за счет

нейтронов спонтанного распада и тем (более космического излучения. Только в реакторе с естественным ураном спонтанное деление U238 и U235 создает достаточную для контроля плотность нейтронов (-~15 н/с на 1 кг урана и ~106 н/с на реактор в целом ).

Вреакторах на обогащенном уране, где загрузка резко уменьшается, плотность нейтронов спонтанного расклада становится совершенно недостаточной. Поэтому наибольший интерес представляют источники, в которых нейтроны появляются в результате ряда радиоактивных превращений (искусственные источники), к фотонейтроны реактора.

Искусственные источники. В искусственных источниках нейтронов используются следующие основные ядерные реакции: ( , п) - реакция и (γ, п) - реакция. В качестве источников -частиц используется радий, полоний, плутоний

идр. Материалами мишени могут служить бериллий, литий, бор и др. Типичная ядерная реакция - ( , п) на бериллий протекает так:

.

Источники нейтронов на основе ( , п) - реакции представляют собой механическую смесь - радиоактивного элемента с веществом мишени (рис. 5.5). Основными характеристиками таких источников являются выход и энергия испускаемых нейтронов, а также интенсивность и энергия сопровождающего γ-излучения.

В (γ, n) - источниках (рис. 5.6) также предусматривается наличие источника первичного излучения (γ-излучения) и материала мишени, с которым взаимодействует первичное γ-излучение. В качестве источника γ-излучения используются радиоактивные изотопы радия, сурьмы, кобальта и др. Поскольку энергия

84

γ-квантов, испускаемых этими изотопами, сравнительно невелика , то в качестве материала мишени можно использовать только такие элементы, которые участвуют в (γ, п) - реакции при достаточно низкой энергии γ-квантов. К числу таких элементов в первую очередь относятся бериллий (минимально не-

Рис. 5.5. Схема источника нейтронов на основе ( , п ) - реакции:

1 - газонепроницаемый металлический контейнер; 2 - спрессованный порошок бериллия и бромида радия.

Рис. 5.6. Схема γ-источника:

1 - нить для подвески источника; 2 - графитовая пробка; 3 - бериллиевый цилиндр; 4 - источник γ-квантов; 5 - графитовый цилиндр; 6 - латунная трубка.

85

Фотонейтроны реактора. В реакторе, который проработал некоторое время на рабочих уровнях мощности, в течение длительного времени после его остановки происходят радиоактивные превращения продуктов деления и продуктов активации. При этом испускаются и γ-кванты.

Поэтому имеется практическая возможность получения внешнего источника нейтронов, если использовать в качестве источника γ-излучение продуктов деления и разместить в пределах активной зоны реактора в необходимом количестве (зависящем от интенсивности γ-излучения в реакторе) материалы мишени (бериллий, дейтерий и др.).

Оценка интенсивности γ-излучения продуктов деления производится на основе известных соотношений, описывающих мощность остаточного тепловыделения реактора, и соответствующих справочных данных по спектральному составу γ-излучения продуктов деления.

§ 5-2. Критический и надкритический режимы.

Критический режим является основным для работающего реактора и с точки зрения управления характеризуется следующими особенностями:

—критическое состояние реактора не определяет уровень его мощности;

—изменение уровня мощности реактора невозможно без вывода его из критического состояния.

При данном уровне мощности плотность нейтронов не остается постоянной. Действительно, из соотношения (3.7) следует, что при заданной мощности плотность нейтронов будет увеличиваться по мере выгорания ядерного топлива, т.е. с уменьшением . К нарушению постоянства плотности нейтронов при неизменной мощности приводит также объемная деформация нейтронного поля в реакторе в зависимости от положения органов компенсации избыточной реактивности и органов регулирования.

При этом плотность нейтронов может претерпевать значительные изме-

нения и при постоянной мощности реактора, и при неизменном значении .

В реальных условиях критический режим ядерной энергетической установки испытывает непрерывные возмущения из-за флуктуаций теплоотвода в реакторе и теплообмена в парогенераторах. Поэтому одной из основных функций системы регулирования является компенсация указанных возмущений критиче-

повышенной потенциальной опасности. В надкритическое состояние реактор переводится для планового увеличения мощности до заданного уровня, после достижения которого реактор вновь возвращается в критическое состояние. Поскольку проектная скорость увеличения мощности обычно мала (доли процента в

86

секунду), то необходимая надкритичность соответственно также невелика. Среди возможных надкритических состояний выделяют состояние

мгновенной критичности, когда

При этом самоподдерживающаяся реакция деления обеспечивается только мгновенными нейтронами.

Для энергетических реакторов возможность достижения состояния мгновенной критичности (или состояний с эф ) должна быть исключена, поскольку реактор в этом состоянии становится неуправляемым и представляет непосредственную опасность для эксплуатационного персонала и окружающих.

§5-3. Условия вывода реактора в критический режим.

Висходных состояниях реактора следует различать первый пуск и повторные пуски после достаточно длительной остановки.

Первый пуск является весьма ответственным этапом для реактора любого типа, так как динамические характеристики реактора к этому моменту известны только по результатам теоретических исследований и поэтому не исключены существенные неточности. Одним из необходимых условий безопасного пуска реактора является обеспечение надежного контроля за состоянием реактора

впериод пуска, что достигается посредством использования высокочувствительной измерительной аппаратуры и источников внешних нейтронов необходимой интенсивности.

Контролируемым параметром при пуске является период реактора, который зависит как от величины введенной реактивности, так и от скорости ее ввода (3.11). Конечной целью пуска является достижение критического режима

реактора при мощности , не превышающей некоторое предельное значение . Это значение мощности выбирается, в первую очередь, из условий безопасности и ряда технологических соображений, учитывающих особенности энергетической установки в целом (например, производится ли пуск при циркуляции теплоносителя в реакторе или при ее отсутствии).

Обычно . При достижении уровня мощности обязательным требованием является обеспечение экстренного глушения реактора, предупреждающее достижение мгновенной критичности и опасное превышение мощности.

Но мощность реактора при достижении критического состояния не должна быть меньше той, начиная с которой управление реактором может надежно выполняться системой автоматического регулирования.

В процессе пуска можно выделить два этапа. На первом этапе периоди-

87

чески вводится реактивность и фиксируется установившееся значение плотности нейтронов. Достижение состояния, при котором плотность нейтронов начитает непрерывно возрастать, свидетельствует о критичности реактора. На втором этапе реактивность вводится из условия поддержания заданного периода. По достижении минимально необходимого уровня мощности ввод реактивности прекращается и управление реактором переключается на систему автоматического регулирования.

Повторный пуск. Условия проведения повторных пусков существенно различаются в зависимости от времени, прошедшего после остановки реактора.

Как уже отмечалось, остановка реактора на время до 15 мин не приводит к заметным усложнениям последующего пуска по сравнению с обычным маневрированием уровнем мощности.

При остановках на большее время плотность нейтронов снижается до уровня, недопустимого с точки зрения контроля, происходит дополнительное отравление реактора, которое достигает максимума приблизительно через 10 часов после остановки (йодная яма). Пуск реактора из йодной ямы существенно усложняется, так как требует введения большого запаса избыточной реактивности, компенсации этого запаса механическими средствами, что сопровождается глубокими изменениями исходного положения органов компенсации. Условия контроля облегчаются путем размещения в реакторе материалов, содержащих бериллий, что позволяет резко увеличить плотность нейтронов за счет (γ, п) - реакции в активной зоне. Существенное значение имеет и то, что характеристики реактора при повторных пусках хорошо известны. Это позволяет достаточно точно знать положение всех органов управления реактора, при котором достигается критическое состояние.

Поэтому значительную часть диапазона подкритичности можно проходить с большей скоростью перемещения органов регулирования и органов компенсации избыточной реактивности, не делая промежуточных выдержек для замера установившихся значений п, как это рекомендуется делать при первом пуске. Эти же соображения позволяют обходиться при повторных пусках штатной аппаратурой измерения плотности нейтронов (при первых пусках, как правило, используется нештатная высокочувствительная измерительная аппаратура).

В тех случаях, когда реактор не имеет достаточного запаса реактивности для пуска из йодной ямы, остается возможность переждать весь период разотравления реактора (~30 часов), в процессе которого подкритичность уменьшается на величину йодной ямы. Необходимо заметить, что в современных энергетических реакторах реализуется высокая степень автоматизации управления, которая распространяется и на режим повторных пусков реактора. В частности, измерение реактивности производится с помощью специальных приборов — реактиметров, позволяющих определять подкритичность непосредственно в процессе измерения и тем самым упростить и обезопасить всю процедуру пуска.

88

ГЛАВА VI

ОРГАНЫ УПРАВЛЕНИЯ РЕАКТОРА

Различают следующие органы управления энергетическою реактора:

—регулирования;

—компенсации избыточной реактивности;

—аварийной защиты.

Конструктивное исполнение этих органов может быть весьма разнообразным. В частности, известны конструктивные схемы, в которых функции перечисленных органов частично или полностью совмещены (например, регулирование и компенсация избыточной реактивности или компенсация и аварийная защита).

§ 6-1. Органы регулирования.

Органы регулирования реактора выполняют следующие функции:

—поддержание заданного режима работы реактора;

—плановое изменение уровня мощности;

—экстренное снижение мощности.

Кроме того, органы регулирования участвуют в режиме пуска, обеспечивая "тонкую" часть изменения реактивности при поддержании периода реактора и в режимах срабатывания аварийной защиты.

Основные требования к органам регулирована я определяются их назначением и условиями безопасности. Орган регулирования должен обладать необходимым быстродействием. (Под быстродействием здесь понимается величина изменения реактивности в единицу времени, обеспечиваемая органом управления).

К органу регулирования предъявляется требование переменного быстродействия для обеспечения необходимого качества различных переходных режимов и оптимальной отработки неконтролируемых возмущений.

"Физический вес" или эффективность органа регулирования рекомендуется выбирать меньше β*, чтобы исключить возможность достижения реактором мгновенной критичности, вследствие неисправностей в приводе органа регулирования или внешних звеньях системы управления.

"Физический вес" органа регулирования на стадии проектирования определяется достаточно надежными расчетными методами. На стадии исследования физических характеристик реактора производится и экспериментальное определение эффективности органа регулирования. При этом следует учитывать, что эффективность органа регулирования изменяется с температурой, по мере выгорания топлива, а также три изменении положения органов компенсации избыточной реактивности.

89