Реактор РБМК-1000

Необходимо для понимания дальнейшего коротко рассказать, что такоеатомный реактор вообще и реактор РБМК в частности. Атомный реактор электростанций - это аппарат для преобразования ядернойэнергии в тепловую. Топливом в подавляющем большинстве реакторов служитслабообогащенный уран. В природе химический элемент уран состоит из двух егоизотопов: 0,7 % изотоп с атомным весом 235, остальное - изотоп с атомнымвесом 238. Топливом является только изотоп урана-235. При захвате(поглощении) нейтрона ядром урана-235 оно становиться неустойчивым и пожитейским меркам мгновенно распадается на две, в основном неравные, части свыделением большого количества энергии. В каждом акте деления ядра энергиивыделяется в миллионы раз больше, чем при сгорании молекулы нефти или газа.В таком большом реакторе, как Чернобыльский, при работе на полной мощности"сгорает" около четырех килограммов урана за сутки. Выделяемая при каждом делении ядра урана энергия реализуется следующимобразом: основная часть - в виде кинетической энергии "осколков" деления,которые в процессе торможения передают ее практически всю в твэле реактора ив его конструктивной оболочке. Выход за оболочку сколько-нибудь заметнойчасти осколков недопустим. Если посмотрим на таблицу Менделеева, то увидим,что ядра осколков деления имеют явный избыток нейтронов для того, чтобы бытьстабильными. Поэтому в результате цепочки?-распадов, претерпеваярадиационные превращения, они по таблице химических элементов сдвигаютсявправо до стабильного состояния. Этот процесс, сопровождающийся испусканием?-частиц и?-излучением, для каждого вида осколков имеет свою биографию исвои периоды полураспада. Именно осколки деления и составляют большую частьрадиационного загрязнения территории при аварии после разрушения и выбросапри взрыве твэлов. При нормальной работе реактора?-частицы также не выходят за пределытвэлов и там теряют свою энергию;?-излучения большей частью поглощаютсятакже внутри реактора. После прекращения цепной реакции, при остановкереактора, остаточные тепловыделения от распада продуктов деления ещедлительное время вынуждают охлаждать твэлы. При каждом делении ядра урана испускается два-три, в среднем около двухс половиной, нейтрона. Их кинетическая энергия поглощается замедлителем,топливом и конструктивными элементами реактора, затем передаетсятеплоносителю. Как раз нейтроны-то и делают возможным осуществлять цепную реакциюделения ядер урана-235. Если один нейтрон от каждого деления вызовет новоеделение, то интенсивность реакции сохранится на одном уровне. Большая часть нейтронов испускается немедленно при делении ядра. Этомгновенные нейтроны. Малая часть, около 0,7 %, через небольшой промежутоквремени, через секунды и десятки секунд, - запаздывающие нейтроны. Онипозволяют управлять интенсивностью реакции деления урана и регулироватьмощность реактора. В противном случае существование энергетических реакторовстановилось бы проблематичным - только атомная бомба. Остальная частьэнергии деления - мгновенное?-излучение, выделяемое непосредственно приделении, и энергия нейтрино, которую мы никак не улавливаем и не видим. Обычно в энергетических реакторах используют не природный, а несколькообогащенный изотопом-235 уран. Но все-таки большая часть -это уран-238 ипотому значительное количество нейтронов поглощается им. Ядро урана-238,после поглощения нейтрона, неустойчиво и через двойной?-распад превращаетсяв химический элемент плутоний-239, также способный делиться при поглощениитепловых нейтронов, как и уран-235. Свойства плутония как топлива отличаютсяот урана и при достаточном его накоплении после длительной работы реакторанесколько изменяют физику реактора. Выброшенный при аварии плутоний такжевносит свою лепту в загрязнение территории. Причем надежды на его распад нетникакой (период полураспада плутония-239 более 24 тыс. лет), только миграциявглубь земли. Присутствуют и другие изотопы плутония. Свойства урана-235: - делиться при поглощении его ядром теплового (с малой энергией)нейтрона; - выделять при этом большое количество энергии; - испускать при делении нейтроны, необходимые для самоподдерживающейсяреакции. Уран-235 является основой создания атомных энергетических реакторов. Почти все реакторы АЭС работают на тепловых нейтронах, т.е. нейтронах смалой кинетической энергией. Нейтроны после деления урана или плутонияпретерпевают стадии замедления, диффузии и захвата ядрами топлива иконструктивных материалов. Часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны- утечка. Одновременно происходит большое количество делений, и,следовательно, в работающем реакторе всегда в наличии большое количествонейтронов, составляющих нейтронный поток, нейтронное поле. Выгорание ядертоплива происходит медленно, и поэтому в достаточно длительный промежутоквремени количество топлива в реакторе можно считать неизменным. Тогда числопоглощенных топливом нейтронов, а при этом и число разделившихся ядер иколичество получаемой энергии, будет прямо пропорционально нейтронномупотоку в активной зоне. Фактически задача операторов сводится к измерению иподдержанию нейтронного потока согласно требованиям по поддержанию мощности. Если условно разбить нейтроны деления на последовательные поколения(условность в следующем - поскольку деление происходит несогласованно, тоэто аналогично движению неорганизованной толпы, а не шагам армейскойколонны) с количеством нейтронов No 1, No 2 и так далее, то при равенствечисла нейтронов каждого поколения мощность реактора будет постоянной, такойреактор будет называться критичным и коэффициент размножения нейтронов,равный отношению числа нейтронов последующего поколения к предыдущему, равенединице. При коэффициенте размножения больше единицы число нейтронов имощность непрерывно возрастают - реактор надкритичный. Чем большекоэффициент размножения, тем больше скорость нарастания мощности, причеммощность нарастает со временем не линейно, а по экспоненте. В оперативнойработе пользуются, как правило, не величиной коэффициента размножения К, авеличиной так называемой реактивности р, которая при К, незначительноотличающихся от единицы, с достаточной точностью представляется равной(К-1). В обычной практике оператор имеет дело с реактором, надкритичностьили положительная реактивность которого составляет не более одной десятойпроцента. При большей реактивности скорость нарастания мощности становитсяслишком большой, опасной для целостности реактора и обслуживающих систем.Все энергетические реакторы имеют автоматическую АЗ, глушащую реактор прибольшой скорости увеличения мощности. На реакторе РБМК АЗ срабатывала прискорости возрастания мощности в два раза за время 20 с. Важнейший момент. При делении ядра урана примерно 0,7 % нейтроноврождаются не при делении, а с некоторым запаздыванием. Они входят в общеечисло нейтронов данного поколения и тем самым увеличивают время жизнипоколения нейтронов. Доля запаздывающих нейтронов обычно обозначается р.Если избыточная (положительная) реактивность достигает (и больше) величиныр, то реактор становится критичным только на мгновенных нейтронах, скоростьсменяемости поколений которых велика - определяется временем замедления идиффузии нейтронов, и поэтому скорость увеличения мощности очень большая.Защиты в этом случае нет - только разрушение реактора может прервать цепнуюреакцию. Так было 26 апреля 1986 г. на четвертом блоке Чернобыльской АЭС.Фактически из-за наработки в активной зоне плутония и различия в свойствахмгновенных и запаздывающих нейтронов в реакторе РБМК величина?-эффективнаяравнялась не 0,7, а 0,5 %. Реактор РБМК-1000 - это реактор канального типа, замедлитель нейтронов- графит, теплоноситель - обычная вода. Топливная кассета набирается из 36твэлов по три с половиной метра длиной. Твэлы с помощью дистанционирующихрешеток, закрепленных на центральном несущем стержне, размещаются на двухокружностях: на внутренней 6 штук и на внешней 12 штук. Каждая кассета состоит из двух ярусов по высоте. Таким образом,активная зона имеет высоту семь метров. Каждый твэл набирается из таблетокОО^ размещенных в герметичной трубе из сплава циркония с ниобием. В отличиеот корпусных реакторов, где все топливные кассеты располагаются в общемкорпусе, рассчитанном на полное рабочее давление, в реакторе РБМК каждаякассета размещена в отдельном технологическом канале, представляющем собойтрубу диаметром 80 мм. Активная зона реактора РБМК высотой 7 и диаметром 11,8 м набрана из 1888 графитовых колонн с центральными отверстиями каждая, куда установленыканалы. Из этого числа I 661 - технологические каналы с топливнымикассетами, остальные - каналы СУЗ, где размещены 211 поглощающих нейтроныстержней и 16 датчиков контроля. Каналы СУЗ равномерно распределены поактивной зоне в радиальном и азимутальном направлениях. Снизу к технологическим каналам подводится теплоноситель -обычная водапод высоким давлением, охлаждающая твэлы. Вода частично испаряется и в видепароводяной смеси сверху отводится в барабан-сепараторы, где пар отделяетсяи поступает на турбины. Вода из барабан-сепараторов при помощи ГЦН вновьподается на вход в технологические каналы. Пар после отработки в турбинахконденсируется и возвращается в контур теплоносителя. Таким образом,замыкается контур циркуляции воды. Если принять конструкцию активной зоны заданной, посмотрим кудадеваются нейтроны деления. Часть нейтронов уходит за пределы активной зоны итеряется безвозвратно. Часть нейтронов поглощается замедлителем,теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления топливныхядер. Это бесполезная утрата нейтронов. Остальные поглощаются топливом. Дляподдержания постоянной мощности количество поглощаемых топливом нейтроновтакже должно быть неизменным. Следовательно, из испускаемых при каждомделении топливного ядра двух с половиной (в среднем) нейтронов на утечку изахват неделящимися материалами мы можем терять полтора нейтрона. Это будеткритичный реактор. Такой реактор работать не может, хотя бы по следующей причине: приделении урана образуются ядра различных химических элементов и среди них взначительном количестве ксенон с атомным весом 135, обладающий очень большимсечением поглощения нейтронов. При подъеме мощности начинает образовыватьсяксенон, и реактор заглохнет. Так и было с первым американским реактором. Э.Ферми посчитал сечение захвата нейтронов ядром ксенона и в шутку сказал, чтоядро получается величиной с апельсин. Для компенсации этого и других эффектов топливо в реактор загружают сизбытком, что при постоянной утечке нейтронов и поглощении их неделящимисяматериалами увеличивает долю поглощения топливом. Чтобы не происходилопостоянного наращивания мощности такого реактора, в активную зону вводят такназываемые органы воздействия на реактивность, содержащие материалы, интенсивно поглощающие нейтроны.Методы компенсации могут быть различные, мы рассмотрим их только на примереРБМК. В каналах СУЗ размещаются стержни, содержащие сильный поглотительнейтронов - бор, с помощью которого и поддерживается нужный баланс нейтронови, следовательно, мощность реактора. При необходимости увеличения мощностичасть стержней выводится полностью или частично из активной зоны, врезультате чего увеличивается доля нейтронов, поглощаемых топливом, мощностьвозрастает и стержни по достижении нужного уровня мощности вновь вводятся вактивную зону. Как правило, новое положение стержней управления не идентичноисходному - это зависит от изменения реактивности активной зоны приизменении мощности - от мощностного коэффициента реактивности. Принеобходимости уменьшения мощности в активную зону вводят стержни, т.е.вводят отрицательную реактивность, реактор становится подкритичным имощность начинает уменьшаться. На новом уровне мощность стабилизируетсяизменением положения стержней. Все это осуществляется АР. Оператор нажатиемкнопки изменяет уровень заданной мощности, а остальное - дело регулятора.Правда, в случае с реактором РБМК это не совсем так, а иногда и совсем нетак, - оператор вынужден своим вмешательством корректировать работурегулятора в основном по установлению энерговыделения в той или иной частизоны. Во вновь построенном реакторе технологические каналы загружаютсясвежими невыгоревшими топливными кассетами. Если все 1 661 канал загрузитькассетами, то коэффициент размножения будет столь велик, что погасить егоимеющимися стержнями управления будет невозможно. Поэтому около 240технологических каналов вместо топливных кассет загружаются специальнымистержнями-поглотителями нейтронов. И еще несколько сотен поглотителейразмещаются в отверстиях центральных несущих стержней топливных кассет. Помере выгорания топлива эти поглотители постепенно извлекаются и заменяютсятопливными кассетами. При извлечении всех поглотителей поддержание нужнойреактивности активной зоны осуществляется заменой наиболее выгоревших кассетсвежими. Наступает режим стационарных перегрузок. В реакторе РБМК топливные кассеты заменяются при работе реактора намощности специальной разгрузочно-загрузочной машиной. В это время активнаязона содержит полностью выгоревшие кассеты, свежие и с промежуточнымвыгоранием. Вот на этот режим и рассчитано количество стержней управления изащиты. Каждый стержень СУЗ вносит какую-то реактивность, что зависит от егоместоположения в зоне и формы нейтронного поля. В реакторе РБМК реактивностьпринято измерять в стержнях, эффективность одного стержня условно принята0,05 %. Как уже пояснялось, скорость увеличения мощности реактора тембольше, чем больше его положительная реактивность. Скорость уменьшениямощности также больше при большей внесенной отрицательной реактивности. В результате нарушений режима и неисправностей в системах возникаетнеобходимость во избежание повреждений быстро заглушить реактор. Поэтомуколичество стержней СУЗ всегда должно быть с избытком для приведенияреактора в состояние с нужной подкритичностью. Когда реактор находится вкритическом состоянии (критическое значит не катастрофическое, а что егокоэффициент размножения равен единице и, соответственно, реактивность равнанулю), обязательно должно быть не менее какого-то количества стержнейвыведено из активной зоны и готово к немедленному вводу в зону дляпрекращения цепной реакции деления. И чем больше стержней выведено изактивной зоны, тем больше уверенности, что реактор при необходимости будетзаглушен быстро, с большой подкритичностью. Это верно для всех реакторов,спроектированных согласно требованиям норм и правил безопасности. Во всех реакторах тем или иным путем часть органов воздействия нареактивность введена в реактор - это необходимо для маневрированиямощностью. К примеру, при вынужденном частичном снижении мощности временноувеличивается количество ксенона (говорят, что реактор отравлен ксеноном),увеличение количества поглотителя нейтронов нужно скомпенсировать выводом иззоны части оперативно извлекаемого поглотителя. Иначе реактор придетсязаглушить и ждать распада ксенона. В реакторе РБМК при работе часть стержней СУЗ находится частично илиполностью в активной зоне и подавляет (компенсирует) какую-то избыточнуюреактивность. Теперь определимся с понятием ОЗР. Оперативный запас реактивности - это положительная реактивность,которую реактор имел бы при всех извлеченных стержнях СУЗ. Как и нормальным реакторам, реактору РБМК запас реактивности такженеобходим для маневра мощностью. Еще после аварии в 1975 г. на первом блокеЛенинградской АЭС для РБМК был определен минимальный запас реактивности в 15стержней исходя из необходимости регулирования энерговыделения в активнойзоне. А после чернобыльской аварии была найдена совершенная дикость, абсурд- при малом запасе АЗ не глушит, а разгоняет реактор. Чем меньше запасреактивности, тем более ядерноопасен РБМК?! Знай наших!.. Мы не как другиепрочие. реакторов с такими свойствами нет. Можно понять, что АЗ не справилась сглушением реактора, но чтобы сама разгоняла реактор - такого и в кошмарномсне не привидится. Как и ОЗР, в тексте часто будут упоминаться паровой эффект реактивностии мощностной коэффициент реактивности. Уясним понятия. Пусть реактор работает на какой-то мощности при неизменном расходетеплоносителя. В технологическом канале вода нагревается до кипения ипоявляется пар. По мере продвижения в канале все больше воды, отбирающейтепло у твэлов, превращается в пар. Таким образом, в стационарном режимеимеем в пределах активной зоны какое-то количество пара. Теперь увеличиммощность реактора. Количество тепла возрастает и, следовательно, будет вактивной зоне больше водяного пара. Каким образом это повлияет нареактивность активной зоны - в сторону уменьшения или увеличения - зависитот соотношения в зоне ядер замедлителя и топлива. Вода также являетсязамедлителем нейтронов, как и графит, и с увеличением количества пара вактивной зоне становится меньше воды. Проектанты, видимо, исходя изэкономических соображений, выбрали соотношение ядер замедлителя и топлива вРБМК таким, чтобы полная замена воды паром вела к увеличению реактивности напять-шесть р. Чем это страшно? К примеру, при разрыве трубы теплоносителя диаметром800 мм обезвоживание наступает через несколько секунд и тихоходная АЗ несправилась бы с выделившейся реактивностью. Взрыв, как и 26 апреля. Это невсе. При увеличении мощности температура топлива всегда возрастает и этоведет к уменьшению реактивности. В реакторе РБМК при изменении мощности, восновном, два фактора влияют на реактивность: отрицательный температурныйэффект топлива и положительный паровой эффект. Они и составляют быстрыймощностной коэффициент реактивности - изменение реактивности при изменениимощности на один мегаватт (или киловатт). Другие эффекты измененияреактивности в зависимости от мощности: температурный эффект графита иотравление реактора ксеноном, хотя и имеют существенную величину,проявляются с большим запаздыванием и на динамику не влияют. У правильносконструированного реактора мощностной коэффициент должен бытьотрицательным. Это означает, что при каком-либо возмущении возрастаетреактивность, с ней начинает увеличиваться мощность, а это ведет куменьшению реактивности и мощность стабилизируется, хотя и на более высокомуровне. У реактора РБМК мощностной коэффициент был положительным в большомдиапазоне мощностей - в нарушение требований нормативных документов. Этопрямо повлияло на возникновение аварии 26 апреля.