Рекомендации по предупреждению ядерных аварий при перегрузке топлива на ЯР типа ВВЭР-1000.

1.Целью перегрузки является восстановление запаса реактивности ЯР за год расхода его на выгорание топлива и шлакование радиоактивными продуктами распада цепной реакции. Конечной целью перегрузки должно быть значение К_ЭФФ порядка 1,24 (4). Он значительно превышает опасное значение мгновенной критичности, равное К_ЭФФ=1,007, при котором ЯР взрывается.

2. Ядерная опасность этой операции связана с:

а) отсутствием автоматической защиты при снятии крышки ЯР с приводами стержней управления,

б) необходимостью создания большой надкритичности (К_ЭФФ= 1,24) и

в) выполнением всех операций дистанционно вручную оператором перегрузочной машины, который не знает степени опасности этой работы, поскольку в его функции входят только механические операции по перегрузке.

3. Потребность в автоматизации системы управления перегрузкой определяется двумя главными показателями качества работы энергоблока:

а) ядерной безопасностью и

б) сокращением срока выполнения операции, от которого

зависит экономичность эксплуатации энергоблока.

4. Для достижения ядерной безопасности необходимо:

а) уменьшить вероятность ошибок всего персонала, участвующих в операции перегрузка, путем углубления его физических знаний и введением тренажа перед выполнением операции,

б) автоматизировать весь процесс с применением ЭВМ.

С учётом этих рекомендаций необходимо сначала изучить физические основы безопасности операции перегрузка (2), которые излагаются ниже, а затем - разработать один из возможных способов автоматизации этого процесса.

Особенность перегрузки ЯР типа ВВЭР заключается в том, что для доступа к её активной зоне с корпуса ЯР необходимо снять верхнюю крышку, на которой расположены приводы управляющих стержней.

Для этого ЯР останавливается, переводится в подкритическое состояние, его температура снижается до 80 С и давление уменьшается до атмосферного.

Для снятия крышки приходится отцеплять приводы от управляющих стержней и ЯР остается без автоматической аварийной защиты.В этом заключается одна из ядерных опасностей. Для того, чтобы во время перегрузки не возникла надкритичность необходимо постоянно при всех перестановках в активной зоне поддерживать ЯР в подкритическом состоянии и контролировать эту степень подкритичности.

Контроль за подкритичностью ЯР затруднен и поэтому оператор перегрузочной машины должен хорошо понимать физические особенности этой работы, тщательно соблюдать регламент и иметь предварительные навыки работы на тренажёре.

Однако, прежде чем предлагать новый способ перегрузки, рассмотрим старую систему перегрузки и её недостатки.

1.3 Старая структура системы перегрузки и её недостатки.

На рис.1. приведена общая структура системы перегрузки топлива

реактора ВВЭР-440, которая состоит из:

1) активной зоны ЯР (АЗ ЯР), 2) оператора перегрузочной машины, 3) системы дистанционного телевизионного контроля за перегрузкой, состоящей из телевизионных камер (ТК) и телевизионного монитора (ТМ), 4) перегрузочной машины (ПМ) и системы дистанционного управления перегрузочной машины (СУП), 5) аппаратуры контроля нейтронного потока (АКНП) и 6) измерителя скорости счёта (ИСС).

Объектом перегрузки является активная зона ЯР, в которой находятся 312 неподвижных кассет с ядерным топливом и 37 подвижных кассет, предназначенных для управления и аварийной защиты ЯР. Особенность управляющих кассет заключается в том, что, в отличие от управляющих стержней ЯР типа ВВЭР-1000, они состоят из двух половин – верхней из поглотителя нейтронов и нижней из делящегося материала. В результате этого они обладают очень большой поглотительной способностью и их замена потенциально ядерно опасна.

При перегрузке всех 37 этих кассет они находятся внизу так, чтобы делящийся материал выходил из активной зоны, а поглотители нейтронов входили в активную зону. При этом ЯР становится подкритическим и этим по мнению физиков обеспечивается ядерная безопасность операция перегрузки.. Контроль за этой безопасностью осуществляется только счётчиками нейтронов (АКНП) и измерителем скорости счёта (ИСС).

Рис.5.2.. Старая структура взаимодействия элементов при перегрузке топлива.

Условные обозначения на рисунке:

ОПИ – оператор перегрузочной машины (механик),

ТК - телевизионная камера (передающая процесс перегрузки),

ТМ - телевизионный монитор у ОПИ для визуального контроля,

СУП – система управления перегрузкой перегрузочной машины,

ПМ - перегрузочная машина с захватами для перегрузки,

АЗ ЯР – активная зона реактора со снятой крышкой,

АКНП – аппаратура контроля нейтронного потока,

ИСС - измерители скорости счёта импульсных камер деления.

Активная зона ЯР состоит из 312 топливных сборок (ТВС) и 37 управляющих кассет (АРК). В процессе перегрузки заменяется примерно 100 ТВС и неисправные АРК.

Система работает следующим образом:

Контроль нейтронного потока осуществляется системой из 6 измерительных каналов (ИК). По показаниям этих ИК и по приказу дежурного физика оператор перегрузочной машины (ОПМ) извлекает из активной зоны с помощью перегрузочной машины (ПМ) выгоревшие ТВС и заменяет их свежими ТВС.

Вся операция перегрузки делится на три этапа:

1. Подготовка к перегрузке механической части системы, системы телевизионного контроля, исправности СУП и аппаратуры контроля нейтронного потока,

2. Сам процесс перегрузки топлива и

3. Восстановление рабочего состояния ЯР после перегрузки.

Недостатки этой системы:

1. Одним из существенных недостатков того времени было отсутствие комплексного – системного подхода к проектированию, изготовлению и эксплуатации таких ядерно -опасных систем:

2. а) приоритет не отдавался ядерной опасности и количественной оценке остальным видам опасности,

3. б) изготовление отдельных элементов системы осуществлялось различными организациями, которые не представляли себе последствий отказов своих элементов, а опытом их эксплуатации вообще никто не интересовался,

4. Основное внимание уделялось конструкции перегрузочной машины, а не удобству и механической опасности её обслуживания. В результате этого телевизионные камеры теряли свои свойства при их облучении и работать приходилось почти вслепую,

5. Оператор перегрузочной машины не понимал ядерной опасности проводимых работ, а контроль за нейтронным потоком не отражал степени её опасности.

6. В результате этого как в СССР, так и за рубежом происходили ядерные и радиационные аварии во время перегрузок топлива. Ниже, в таблице №1 приведены опубликованные в интернет нарушения и аварии, на основании которых ниже обосновываются требования к головной проектной организации для уменьшения различных видов опасностей и предлагаются конкретные меры для их реализации.

Таблица 1.

Аварии и аварийные ситуации, происходившие в различных странах при перегрузках топлива на подкритических реакторах.

Год	Страна	Вид аварии	Потери от аварий и аварийных ситуаций.
1961г	США	Ядерная	Погибло 4 человека, выбросы РПР в окружающую среду, ущерб 1 млрд. долларов, запроектная авария 7 класса
1969г	Франция	Ядерная и Радиационная	Выбросы РПР в атмосферу
1971г	Чехосл.	Ядерная и Радиационная	Погибло 2 человека, выбросы РПР в атмосферу
1977г	Чехосл.	Ядерная и Радиационная	Частичное расплавление ТВС и выбросы РПР в атмосферу
1979г	США	Ядерная и Рад.	Катастрофическая подобно Чернобыльской аварии
1990г	Франция	Радиационная	Погибло 2 человека от облучения
с1992г по 1999г	Кольская АЭС на 4 блоках	Аварийные ситуации (АС) 0- 3 классов	Периодически по 4 АС в год из-за ошибок персонала

Сравнительная оценка степени опасности аварий в режиме перегрузка согласно рекомендациям МАГАТЭ проводилась по следующим показателям:

1. Частота аварий ¦ = / n x T (где: n –число аварий, а Т –число лет)

2. Вероятность аварий Q = ¦ х Т

3. Риск этого вида аварий R=Qx C (С- потери от аварий

4. Класс аварии - согласно международной классификации 1990г

Главная задача заключалась в разработке количественных оценок безопасности АЭС для того, чтобы можно было сравнивать уровень безопасности различных типов АЭС.

В качестве первого показателя опасности была выбрана частота аварий ¦:

¦ = n / N x T (3 - 1)

где: n- число аварий, произошедших за времяT

N- число энергоблоков, работавших в этот

период,

T- период времени наблюдения.

Пример: За период времени T=30 лет (с 1956 по 1986г) произошло три катастрофических аварии (n=3), а общее число энергоблоков в среднем составляло N=100.

Таким образом, в 1986г частота аварий с самыми тяжелыми последствиями составляла ¦ = 10^-3 аварий / энергоблок за год.

Что давала эта цифра? На основе такой бедной статистики на разных типах ЯР по этой формуле можно было ожидать, что к 2016г (через последующие 30 лет, если число N составит 1000) и уровень безопасности не изменится, то число таких аварий возрастет в 10 раз и составит 30 аварий!

Если умножить ¦ на время t =1году, то мы получим вероятность аварий Q =10^-3 и казалось бы можно было в качестве показателя опасности использовать вероятность аварий.

Этот показатель очень удобен для связи безопасности АЭС с надёжностью её оборудования и сначала МАГАТЭ объявило о необходимости повысить количественные требования к вероятности катастрофических аварий в 1000 раз, т.е. обеспечить Q =10^-6 !

Однако в 1974 г американский учёный Расмуссен показал, что пользоваться такими статистически неопределенными показателями нельзя и предложил новую тоже Вероятностную Оценку Безопасности (ВОБ), основанную на риске потерь от аварий:

R=Qx C (3 - 2)

где: R – риск потерь, выраженный в деньгах,

Q- вероятность любого вида аварии,

С – потери от этого вида аварии в деньгах.

Важность этой методики заключалась в следующем:

1.Она позволяла ранжировать все виды опасностей по рискам потерь и поэтому поставить на первое место ядерную опасность,

2.Учитывать надёжность технических средств управления по важности их для обеспечения безопасности и, самое главное,

3. Учитывать влияние проектантов и персонала на безопасность АЭС.

Вопрос: В чем заключаются коренные причины происходивших аварий при перегрузках топлива?

Ядерная опасность при операции перегрузка.

Первая коренная причина аварий во всем мире в прошлые годы заключалась в том, что физики полагали, что ядерные аварии в реакторах АЭС не возможны, а тем более в подкритических ЯР!

Вторая причина заключалась в отсутствии приборов для точного измерения реактивности ЯР. Такие приборы появились значительно позже и только для надкритических ЯР, а для подкритических ЯР они отсутствуют до сих пор.

Третья причина связана с тем, что вся ответственность за перегрузку топлива возлагается на оператора перегрузочной машины – механика по образованию, который не разбирается в физических особенностях операции перегрузка.

В прошлые годы считалось, что оператору перегрузочной машины, который выполняет с помощью крана замену тепловыделяющих сборок (ТВС), знать физику ЯР не обязательно.

Однако процесс замены и перестановки элементов активной зоны показывает, что эта операция тесно связана с изменением величины эффективного коэффициента размножения нейтронов К_ЭФФ и при переходе его через значение, равное 1,007 происходит взрыв.

Поэтому оператор должен понимать, что переход через это значение зависит не только от замены ТВС, но и от состояния многих других элементов активной зоны, изменения которых в процессе перегрузки могут привести к аварии.

От каких же элементов активной зоны зависит величина К_ЭФФ и как учитывать количественно их влияние на К_ЭФФ?

Активная зона ЯР состоит из 5 основных элементов К_ЭФФ= ¦ (И,Д,З,П,О), где: И- источники нейтронов, Д- ядра делящегося материала, З- ядра замедлителя, П- ядра поглотителей нейтронов и О – отражатель нейтронов.

Эта формула показывает, что количественное изменение любого из этих элементов в процессе перегрузки или их температуры приводит к изменению К_ЭФФ и влияет на процесс управления цепной реакцией (ЦР).

Одновременно с этим:

К_ЭФФ = n₂ /n₁ (1)

где:n₂ – число нейтронов во втором поколении ЦР, а n₁ – число нейтронов в первом поколении ЦР деления и оно показывает состояние ЦР деления.

Состояния ЯР различаются между собой по соотношению вторичных и первичных нейтронов в каждом поколении ЦР. Различают три состояния ЯР:

К < 1 – подкритическое безопасное состояние (ЦР не развивается)

K = 1 - критическое состояние (ЦР поддерживается на грани опасного)

K > 1 - надкритичное опасное состояние (ЦР развивается опасно)

От чего же зависит скорость развития цепной реакции?

Оказывается она зависит от относительного отклонения К_ЭФФ от критического состояния, равного единице. Опасность скорости развития цепной реакции определяется величиной относительного отклонения К_ЭФФ от единицы. Эта мера опасности называется РЕАКТИВНОСТЬЮ dК:

К_ЭФФ - 1 n₂ - n₁

dК = --------------- = ----------------- (2)

К_ЭФФ n₂

Реактивность показывает относительную величину отклонения вторичных нейтронов от первичных за каждый цикл их жизни.

Почему же при К_ЭФФ=1,007 говорят, что ЯР становится мгновенно критическим и взрывается?

Оказывается мгновенная критичность это разгон ЯР на одних мгновенных нейтронах без учёта запаздывающих?

В формуле реактивности первичные и вторичные нейтроны состоят из мгновенных и запаздывающих. Причём принято часть запаздывающих нейтронов называть b – суммарной долей запаздывающих нейтронов относительно мгновенных. Эта доля составляет около 0,7% или 0,007 К_ЭФФ.

Тогда запишем:

n₁ = n_{1 МГН} + n_{1 МГН} х b = n_{1 МГН} (1+b) тоже можно записать и для n₂

.

n_{2 МГН} (1+b) - n_{1 МГН} (1 + b) n_{2 МГН} - n_{1 МГН}

Тогда при dК = ---------------------------------------- = ------------------- b (3)

n_{2 МГН} (1 + b) n_{2 МГН}

Если приращение вторичных мгновенных нейтронов над первичными превысит долю запаздывающих нейтронов b, то цепная реакция будет циклически развиваться со временем жизни мгновенных нейтронов 10^-4с.

Такой разгон на одних мгновенных нейтронах без учёта запаздывающих называется МГНОВЕННОЙ критичностью и он происходит при dК b!

В связи с этим возникает вопрос - можно ли спастись от мгновенной критичности с помощью быстродействующей аварийной защиты?

Для этого посмотрим – с каким периодом разгона происходит цепная реакция и успеет ли её остановить даже быстрая аварийная защита (БАЗ), которая вводит стержни в активную зону за 1-2 сек?

dn/dt = n х dК / Т _МГН Тогда n / n₀ = ехр (dК х t) / Т _МГН (4)

При dК = 0,01 > b, t = 1 сек и Т_МГН = 10^-4 сек

значение n/ n₀ =10³⁰_. Это взрыв!

Поэтому величина периода разгона ЯР на мгновенных нейтронах при значении dК = 0,01 равна Т_{Р МГН} = 0,01 сек и ни какая АЗ в мире не может спасти ЯР от расплавления.

Следовательно значение dК=b является мерой опасности для реактивности dК и согласно правилам ядерной безопасности изменять величину dК даже на 0,3 b запрещается т.к. при этом сработает быстрая аварийная защита и остановит реактор с большими экономическими потерями из-за ошибки оператора.

Таким образом, при оценках степени опасности перегрузки реактивность нужно измерять не в долях dК (как это привыкли делать физики), а в относительных значениях r = dК/ b.

Впервые эту особенность заметили американские физики экспериментаторы в 1960г (6) и шутя ввели новую единицу измерения реактивности r = dК/ b =1, назвав её «долларом «.

Однако при r = 1 возникает мгновенная критичность, поскольку при этом величина dК = b и на практике пользуются значениями r от 0,01 до 0,3.

Поэтому физики одновременно ввели и более мелкую единицу измерения относительного отклонения реактивности в долях b, равную 0,01 b, и назвали её «цент» как сотая часть доллара.

В СССР физики - расчётчики продолжали измерять реактивность в долях dК от К_ЭФФ в процентах, а физики-экспериментаторы - в долях b!

Однако величина b зависит от делящегося материала и она различна для урана и плутония.

Так, например, для чистого изотопа урана -235 она равна b₂₃₅ = 0,64 %, а для чистого изотопа плутония -239 на тепловых нейтронах b₂₃₉ = 0,28 %.

Физики – экспериментаторы обычно работают на критических сборках с одним видом ядерного топлива и поэтому величина b постоянна.

Однако на энергетических реакторах в процессе их работы уран 235 выгорает, а наряду с ним образуется плутоний.

Как быть в этом случае при использовании величины реактивности r = dК/ b? Какую величину b принять?

Это особенно важно при перегрузке выгоревшего топлива, где наряду с ураном 235 присутствует плутоний-239.

Поэтому для АЭС нужно учитывать вклад в суммарную долю запаздывающих нейтронов кроме урана также и плутония с учётом его изменения в течение года работы.

Как это сделать? Этой проблемой занялся американский учёный

Д. Кипин, который посвятил ей всю свою жизнь и выпустил целую книгу (6), которой пользуются все физики – экспериментаторы как справочником.

Результатом этих исследований является формула (5), которая учитывает ценность запаздывающих нейтронов и вклад плутония с учётом его изменения при накоплении в активной зоне.

Вклад запаздывающих нейтронов от плутония значительно меньше, чем от урана-235 и он меняется в течение кампании. Поэтому для учёта влияния плутония вводится понятие b_ЭФФ. Именно это значение необходимо учитывать при оценке степени опасности перегрузки.

Поэтому по мере развития АЭС американцы ввели так называемую величину b_ЭФФ:

b₂₃₅ х M₂₃₅ + b₂₃₉ х М₂₃₉

b_ЭФФ = e х ---------------------------------- (5)

М₂₃₅ + М₂₃₉

где: = e – коэффициент, равный 1,1, который учитывает ценность

запаздывающих нейтронов,

b₂₃₅ – суммарная доля запаздывающих нейтронов изотопа урана 235,

b₂₃₉ - суммарная доля запаздывающих нейтронов изотопа плутония 239

M₂₃₅ - масса делящегося изотопа урана 235,

М₂₃₉ - масса делящегося изотопа плутония 239.

В этой формуле величина b_ЭФФ наиболее полно оценивает вклад запаздывающих нейтронов этих двух изотопов в энергетических реакторах по следующим причинам:

1. При этом учитывается ценность запаздывающих нейтронов e =1,1,

2. Оценивается вклад в запаздывающие нейтроны делящегося плутония,

3. Она позволяет оценить пределы изменения b_ЭФФ во время кампании.

Так для примера оценим её значения для начала и конца кампании нашего ЯР.

Обычно для чистого изотопа урана -235 принимают b₂₃₅ = 0,64 %, а для чистого изотопа плутония -239 на тепловых нейтронах b₂₃₉ = 0,28 %.

Для оценки пределов изменения b_ЭФФ в начале кампании примем массу плутония равную нулю, а в конце кампании М₂₃₅ = М₂₃₉. Тогда в начале кампании b_ЭФФ = 0,7%. а в конце кампании b_ЭФФ =0,46 %!

Для того, чтобы понять степень опасности пользования значением реактивности в долях dК при перегрузке ЯР, я покажу это графически:

Сначала я приведу значения мгновенной критичности в долях К_ЭФФ и в b_ЭФФ.

Конец Начало

кампании кампании

К_ЭФФ = 1 + dК_{УПРАВЛЕНИЯ} К=1 1,0046 1,007

------!-----------------!--------------------!

b_ЭФФ= 0,46 % b_ЭФФ= 0,7%

Этот график показывает, что в конце кампании вести перегрузку ЯР опаснее, если измерять реактивность в значениях dК, а не в относительных значениях r = dК/ b_ЭФФ.

Однако физики - теоретики института им. И.В. Курчатова, которые рассчитывают загрузку и перегрузку ЯР типа ВВЭР, продолжают по привычке пользоваться величинами реактивности dК в % от К_ЭФФ , а не в значениях r в долях b_ЭФФ. Как быть в этом случае?

Для того, чтобы примирить их интересы для прикидочных оценок американцы ввели переводной коэффициент между значениями dК в % и r в долях b_ЭФФ в виде:

r (в b_ЭФФ ) = 1,5 х dК (в %) (6)

При пользовании этим соотношением нужно помнить, что в формуле (6) принято b_ЭФФ =0,67 %.

Этой формулой я буду пользоваться для перевода расчётных соотношений запаса реактивности и её составляющих в значения реактивностей важных для оценок степени безопасности ЯР в подкритическом состоянии.

Теперь я приведу уравнения кинетики подкритического ЯР в относительных параметрах, которые необходимы для оценки степени ядерной опасности в процессе перегрузки реактора.

В уравнении (4) приведена расчётная формула разгона ЯР на мгновенных нейтронах без учёта вклада в переходной процесс запаздывающих нейтронов.

Однако позже физики – теоретики (2 и 3) вывели формулу уравнений кинетики ЯР, где на переходной процесс учитывалось влияние шести групп запаздывающих нейтронов и запального источника нейтронов S.

Эта формула приводится ниже:

dn |dt = dКх n / Т_МГН - d C_i / dt + S (7)

d C_i / dt = b_I х n / Т_МГН - l_i х С (8)

где: n – поток нейтронов в реакторе,

dК- реактивность в % от К_ЭФФ,

Т_МГН - время жизни мгновенных нейтронов.

b_I – доля запаздывающих нейтронов i- ой группы,

C_i - концентрация предшественников i- ой группы и

S - запальный источник нейтронов для начала ЦР.

Дата добавления: 2015-11-26