1. Ядерная опасность яр при перегрузке.

Процесс перегрузки состоит из трех этапов:

1.Подготовка к перегрузке,

2. Контроль реактивности во время перегрузки,

3. Определение степени подкритичности ЯР после окончания перегрузки.

Подготовка к перегрузке.

Для безопасного окончания перегрузки ОПМ должен оценить степень подкритичности _КОН , которая определяется как:

_КОН = r_ЗАПАСА -  _ПОГЛ (12 )

В этой формуле предполагается, что перед перегрузкой положительный запас реактивности топлива закончился, т.е. r_ЗАПАСА = 0 и его нужно возобновить свежим топливом при его перегрузке.

Для того, чтобы перегрузка происходила безопасно при вводе свежего топлива с положительной реактивностью r_ЗАПАСА необходимо в активную зону ЯР ввести сумму всех поглотителей нейтронов в виде рабочих кассет и борной кислоты в теплоноситель первого контура -  _ПОГЛ , которая значительно превышала бы значение r_ЗАПАСА .

Эта величина -  _ПОГЛ и будет начальным значением реактивности при перегрузке.

Для прикидочных расчётов конечного значения r_КОН после перегрузки необходимо также предварительно оценить составляющие запаса реактивности r_ЗАПАСА , на которые будет расходоваться реактивность во время кампании реактора.

При работе на номинальном уровне мощности реактор точно критичен и поэтому его К_ЭФФ =1. Однако, для того, чтобы проработать на этом уровне 300 суток он должен израсходовать реактивность на такие составляющие как:

1.Выгорание урана и шлакование его радиоактивными продуктами распада в долях К_ЭФФ с точки зрения физиков-расчётчиков и в долях b_ЭФФ для ОПМ :

dК_{выгорания} = - 7% или r_{выгорания} = - 10 b_ЭФФ ( 13 )

2.Большой вклад в расход реактивности вносит отравление ЯР ксеноном и самарием особенно с учётом «иодной ямы «. Оно составляет около :

dК_{отравления} = - 6% или r_{отравления} = - 9 b_ЭФФ (14)

3.Меньший вклад даёт мощностной эффект реактивности, который равен:

dК_{мощностной} = - 2% или r_{мощностной} = - 3 b_ЭФФ ( 15 )

Сумма этих составляющих равна расходу реактивности ЯР за 300 суток работы ЯР на номинальном уровне мощности и для ВВЭР-440 он равен:

dК_{расхода} = - 15% или r_{расхода} = - 22 b_ЭФФ ( 16 )

Другими словами для работы ЯР на номинальном уровне мощности перед пуском ЯР его начальный эффективный коэффициент реактивности должен равняться К_ЭФФ =1,15 или запас реактивности равен 15% или 22 b_ЭФФ .

Но из главы 1 следует, что при К_ЭФФ =1,007 или реактивности, равной r = 1 b_ЭФФ, ЯР может взорваться, если его не сделать подкритическим для того, чтобы безопасно можно было делать перегрузку топлива.

Для этого перед перегрузкой топлива в активную зону ЯР вводят все имеющиеся в ЯР поглотители нейтронов – управляющие стержни, борную кислоту и выгорающие поглотители

Для того, чтобы обеспечить начальную безопасность перегрузки необходимо предварительно оценить степень подкритичности для компенсации такого большого начального К_ЭФФ =1,15 с запасом для того, чтобы после окончания перегрузки ЯР перед пуском оставался подкритическим и не взорвался. Для этого, как минимум нужно иметь запас подкритичности согласно нормам ядерной безопасности не менее 3 b_ЭФФ .

На практике , как рекомендуют физики ( 5 ), его величина по абсолютному значению должна быть более 6 b_ЭФФ .

Другими словами, -  _ПОГЛ до перегрузки должен превышать запас реактивности в 22 b_ЭФФ ещё на желаемое значение _КОН , равное - 6 b_ЭФФ. и составлять около - 28 b_ЭФФ .

Таким образом, во время перегрузки реактивность ЯР примерно будет изменяться от - 28 b_ЭФФ до - 6 b_ЭФФ !

Однако эти цифры известны с погрешностью около 50% и нужен точный вычислитель реактивности с погрешностью около 1% для повышения ядерной безопасносности.

Для такой оценки необходимо точно знать поглотительные способности управляющих стержней, борной кислоты и выгорающих поглотителей.

Обычно все эти оценки делаются приблизительно с погрешностью порядка 50% в надежде их уточнить при перегрузке, но погрешности измерения реактивности в подкритическом состоянии ЯР такого же порядка и в этом заключается вторая задача моего проекта – повысить точность измерения мощности и реактивности ЯР в подкритическом состоянии.

Что же должен знать ОПМ в процессе перегрузки ?

1.Что такое запас реактивности и примерные его значения?

2.Какими видами поглотителей должен компенсироваться этот запас ?

3.На какую величину изменяется реактивность при замене одной из ТВС ?

4. Какова должна быть степень подкритичности ЯР после окончания перегрузки ?

5. В чем принципиальные трудности контроля степени подкритичности при перегрузке?

6. Какими видами нейтронных детекторов можно контролировать подкритичность и какие при этом возникают трудности?

Эти физические вопросы трудны для механика перегрузочной машины и они должны решаться инженером-физиком ЯР параллельно с механическими трудными задачами по перегрузке.

Поэтому для повышения ядерной безопасности при перегрузке мною предложены следующие организационные и технические изменения, которые необходимо провести в процессе модернизации.

Новые организационные предложения сводятся к:

а) Разделению всех функций по перегрузке топлива на физические и механические между двумя операторами – дежурным физиком реактора (первое рабочее место) и оператором по механической перегрузке топлива (второе рабочее место),

б) Разбору всех физических и механических операций перед каждой перегрузкой для исключения ошибок « Человеческого фактора» при разделении функций между операторами.

5. Технические предложения сводятся к :

а) Повышению точности измерения нейтронного потока в подкритическом состоянии при наличии сильного гамма фона, очень малой величины нейтронного потока и изменяющегося во времени источника фотонейтронов,

б) Необходимости разработки нового цифрового вычислителя подкритической реактивности с двумя функциями – контроля и управления ( для предупреждения аварий при перегрузке ),

в) Необходимости переработки автоматизированной системы управления перегрузкой на принципиально новых микропроцессорных элементах повышенной надёжности,

г) Использованию разработанной недавно телевизионной системы контроля за перегрузкой более стойкой к облучению

Выводы и предложения

1.В процессе подготовки к выполнению этой работы мною была изучена предложенная руководителем обширная техническая литература по опыту эксплуатации систем перегрузок топлива и имевшимся авариям в России и на зарубежных АЭС.

2. Проанализированы пять видов опасностей, которые приводили к авариям и опасным инцидентам, а также предложены методы предупреждения этих опасностей организационного и технического характера.

3. В результате такого анализа была предложена новая структура автоматизированной системы управления перегрузкой топлива с автоматическим предупреждением аварийных инцидентов путем прекращения извлечения рабочих каналов и вводом их в активную зону по сигналам от компьютерного вычислителя реактивности.

4.Новые организационные предложения сводятся к:

а) Разделению всех функций по перегрузке топлива на физические и механические между двумя операторами – дежурным физиком реактора (первое рабочее место) и оператором по механической перегрузке топлива (второе рабочее место),

б) Разбору всех физических и механических операций перед каждой перегрузкой для исключения ошибок « Человеческого фактора» при разделении функций между операторами.

5. Технические предложения сводятся к :

а) Повышению точности измерения нейтронного потока в подкритическом состоянии при наличии сильного гамма фона, очень малой величины нейтронного потока и изменяющегося во времени источника фотонейтронов,

б) Необходимости разработки нового цифрового вычислителя подкритической реактивности с двумя функциями – контроля и управления ( для предупреждения аварий при перегрузке ),

в) Необходимости переработки автоматизированной системы управления перегрузкой на принципиально новых микропроцессорных элементах повышенной надёжности,

г) Использованию разработанной недавно телевизионной системы контроля за перегрузкой более стойкой к облучению.