Выговский Физические и конструкционные особенности ядерных 2011

СВРК	– система внутриреакторного контроля
ДПЗ	– датчик прямой зарядки
ЛШП	– линейный шаговый привод
ПБЯ	– правила по ядерной безопасности
ИАЭ	– институт атомной энергии
ГЦТ	– главный циркуляционный трубопровод
ПГ	– парогенератор
ГЗЗ	– главная запорная задвижка
КД	– компенсатор давления
ИПУ	– импульсно-предохранительное устройство
ТЭН	– термоэлектрический нагреватель
АСУ ТП	– автоматизированная система управления
	технологическими процессами
АКНП	– аппаратура контроля нейтронного потока
РОМ	– регулятор ограничения мощности
РЩУ	– резервный щит управления
БИК	– боковая ионизационная камера
ДИ	– диапазон источника
ДП	– промежуточный диапазон
ДЭ	– энергетический диапазон
СКП	– аппаратура для загрузки (перегрузки) топлива
БЩУ	– блочный щит управления
ПЗ	– предупредительная защита
СГИУ	– система группового и индивидуального
	управления
ТПН	– турбопитательный насос
ГЦН	– главный циркуляционный насос
АРМ	– автоматический регулятор мощности
ВК	– вычислительный комплекс
СКУД	– система контроля, управления и диагностики
КОРТ	– система определения нейтронной мощности
	реактора
КГО	– система контроля герметичности оболочек твэл
ПД	– продукт деления
СОДС	– стенд обнаружения дефектных сборок
СВО	– система водоочистки
ГЦК	– главный циркуляционный контур

11

БВ	– бассейн выдержки
СВП	– стержень с выгорающим поглотителем
УСТ	– узел для хранения свежего топлива
ПВД	– подогреватель высокого давления
ОПБ	– нормативный документ России по правилам
	обеспечения безопасности
БРУ-А	– устройство с предохранительным клапаном для
	сброса пара в машинный зал
БРУ-К	– устройство с предохранительным клапаном для
	сброса пара в конденсатор
ПК	– предохранительный клапан
ЗПА	– запроектная авария
СБВБ	– система быстрого ввода бора
СПОТ	– система отвода остаточных тепловыделений
НТД	– номативно-техническая документация

12

Глава 1. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ ЯЭУ С РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

Введение

Основы безопасной эксплуатации ЯЭУ закладываются уже на этапе проектирования АЭС. Одной из главных задач на этом этапе является обеспечение проектными решениями самозащищенности, внутренней безопасности реакторной установки и ее саморегулируемости. Без знания физических особенностей ЯЭУ невозможно предусмотреть оптимальные технические решения в конструкции оборудования и составить правила в Эксплуатационном регламенте для действий оперативного персонала при возникновении нештатных ситуаций. Причина аварии может быть разная: от дефекта оборудования до ошибок эксплуатационного персонала. Но особенности протекания возникшей аварии определяются во многом физическими особенностями реактора и реакторной установки, и решающую роль в минимизации последствий этих аварий играют заложенные в конструкции установки проектные решения, обеспе-

чивающие свойства самозащищенности и саморегулирования. Назовем эти свойства внутренним свойствами безопасности.

Данные свойства являются основополагающими при проектировании ядерных объектов и заключаются в том, чтобы, по возможности, любое действие, направленное на повреждение или даже разрушение основных конструкционных барьеров безопасности, приводило к срабатыванию отрицательных обратных связей в РУ, приводящих к прекращению первоначального действия. Причем в данных действиях не участвуют какие-либо активные или пассивные системы безопасности.

Примером реализации этих принципов в конструкции реактора ВВЭР является выбор водяного замедлителя для данного типа реактора, который при возрастании мощности выше номинальных значений вскипает и прекращает выполнять функцию замедления нейтронов и тем самым останавливает цепную реакцию деления. Безусловно, когда вода выкипает, в паре не остается и бора, который является для реакторов ВВЭР основным компенсатором избыточной реактивности. В этом случае размножающие свойства ак-

13

тивной зоны несколько улучшаются, но не настолько, чтобы возникла повторная критичность. Это подтверждено многочисленными исследованиями. На рис.1.1 показана характерная зависимость эффективного коэффициента размножения от плотности теплоносителя для ВВЭР-1000 при начальной концентрации бора в воде 1.4г/кг (максимально возможная концентрация бора в теплоносителе на номинальной мощности в начале кампании).

	1,00
	0,90
е.	0,80
о.
Кэфф,	0,70
			Kэфф
	0,60
	0,50
	0,00	0,10	0,20	0,30	0,45	0,55	0,65	0,75
			Плотность воды, г/см**3
Рис.1.1. Зависимость величины Кэфф от плотности воды в активной зоне

Другим примером реализации этих принципов является проектирование топливной сборки с таким шагом расстановки твэлов и таким обогащением топлива подпитки, чтобы обеспечить отрицательный коэффициент реактивности по мощности в произвольном состоянии активной зоны. И при этом обеспечить устойчивость реактора при возникновении ксеноновых колебаний локальной мощности. Причем, величина этого коэффициента по модулю должна возрастать при увеличении мощности РУ. Наличие такого коэффициента реактивности приводит к прекращению роста мощности и тем быстрее, чем больше по модулю данный коэффициент.

В данной главе уделено внимание и тому, как вопросы безопасности соотносятся с вопросами экономичности оборудования РУ.

14

Проводится краткое сопоставление конструкций ВВЭР и PWR c упором на соотношение между обеспечением безопасности и экономичности РУ в обоих типах реактора.

Прежде чем перейти к рассмотрению проектных основ безопасности, необходимо вспомнить основы физических процессов в ядерных реакторах, и особо остановиться на физических особенностях реакторов ВВЭР. В настоящей главе дано краткое описание основ ядерной и нейтронной физики, необходимых для понимания последующих материалов. Здесь же приводятся основные понятия и определения, используемые в литературе, посвященной физике ядерных реакторов, в проектной и эксплуатационной документации по реактору ВВЭР. Безусловно, вышеуказанные моменты излагаются здесь конспективно. Для более подробного изучения основ физики ядерных реакторов можно рекомендовать для самостоятельного изучения или для того, чтобы вспомнить хорошо забытое старое, книгу известных американских физиков Вигнера и Вейнберга «Общая теория ядерных реакторов» и книгу, выпущенную в 2006 г. целым коллективом ведущих специалистов России в области проектирования и эксплуатации ЯЭУ, под названием «ВВЭР1000: Физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность» [7]. Во многом изложение материала настоящей главы следует первым разделам этой работы [7].

При изложении материалов данной главы везде, где можно, будет отмечаться то, как физические особенности реактора ВВЭР предопределяют реализацию проектных основ обеспечения безопасности ЯЭУ с ВВЭР-1000. В случае затруднения реализации принципов самозащищенности, будет рассказано о том, какие эксплуатационные решения (они прописаны в Эксплуатационном регламенте, являющимся главным руководящим документом для оперативного персонала АЭС) принимаются для их преодоления. В этих местах также будет излагаться предыстория проектных решений и современные тенденции по совершенствованию конструкции реактора ВВЭР.

Также в ходе изложения будет акцентироваться внимание слушателей на физических явлениях, характерных для реакторов ВВЭР, и на том, как эти явления проявляются в практике эксплуатации ЯЭУ с ВВЭР.

15

1.Основы ядерной и нейтронной физики

1.1.Основы ядерной физики

Здесь ограничимся перечислением основных тем, которые нужно вспомнить слушателям для лучшего понимания дальнейших материалов настоящего курса. При указании темы, принципиально важной для изложения вопросов безопасности ЯЭУ, будет даваться более подробное освещение данной темы по ядерной или нейтронной физике. По остальным темам отсылаем слушателя к части I (с.24–161) в книге «ВВЭР-1000: Физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность»[7].

Начнем с перечисления основных тем и понятий в ядерной физике, которые желательно вспомнить слушателю:

¾Строение и свойства атомного ядра. В данной теме расска-

зано о составе ядра и понятии нуклона, о размерах и массе ядра, энергии связи и удельной энергии связи нуклонов в

ядре В (В = Есв/А, где А – атомный вес в атомных единицах равен числу нуклонов), дефекте массы; объясняется, почему легкие ядра склонны к ядерному синтезу, а тяжелые ядра – к ядерному делению, говорится об энергетическом состоянии ядра.

¾Радиоактивный распад. В данной теме рассказано о стабильных и нестабильных ядрах, о типах радиоактивных распадов, об основном законе радиоактивного распада, определяется период полураспада и понятие активности, объясняются понятие ядерной изомерии ядер и особенности различных видов радиоактивного распада: альфа-распада, бета-распада и гамма-излучения ядер.

¾Ядерные реакции. В данной теме рассмотрены различные типы реакций, рассказано об энергии ядерной реакции, особенностях ядерных реакций различных типов. Здесь вводятся понятия плотности частиц n, плотности потока частиц Φ = nv, эффективного сечения ядерной реакции σ.

16

1.2. Основы нейтронной физики

По основным темам нейтронной физики, которые понадобятся для настоящего курса, с целью повторения советуем слушателям обратиться также к I части книги «ВВЭР-1000: Физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность» [7] (с.45−61). Перечислим эти темы:

¾Свойства нейтронов. В данной теме рассказано об основных параметрах нейтронов, радиационном захвате, о явлении резонансного захвата нейтронов и о нейтронных реакциях с вылетом заряженных частиц.

¾Деление атомных ядер. В данной теме рассказано о механизме вынужденного деления, спонтанном делении, о выделении энергии при делении ядер, дано определение эффективных сечений деления, приведены значения данных сечений для различных материалов. Здесь даны характеристика осколков деления и их классификация по длине пробега, рассказано о вторичных нейтронах деления, о запаздывающих нейтронах при делении ядер и о мгновенном гамма-излучении при делении.

¾Замедление нейтронов в средах. В данной теме рассказано о рассеянии нейтронов ядрами, дана классификация сред по эффективности замедления нейтронов и как это влияет на выбор конструкции ядерного реактора на тепловых нейтронах. Здесь уместно упомянуть об особенностях замедления нейтронов в реакторах ВВЭР и о том, как эти особенности определяют ряд явлений в практике эксплуатации АЭС с ВВЭР.

¾Диффузия нейтронов в средах. В данной теме дано описание диффузии тепловых нейтронов и рассказано об особенностях диффузии нейтронов в реакторах ВВЭР.

Вотличие от предыдущего раздела здесь остановимся подробней на перечисленных выше темах, так как они являются очень важными для выбора оптимальной конструкции активной зоны и принятия технических решений для обеспечения ядерной и техни-

17

ческой безопасности. Некоторые моменты в указанных темах очень актуальны для совершенствования расчетной поддержки эксплуатации и повышения ее надежности.

1.2.1.Деление атомных ядер

Впервую очередь, остановимся на явлениях, связанных с делением ядер и выделением энергии при делении. Несколько слов о механизме вынужденного деления. Когда в ядро попадает какаянибудь частица (далее везде будет считать влетевшей частицей

нейтрон), то внутри ядра выделяется ее энергия связи Есв (влетевшая в ядро частица занимает определенное место в нуклонном ансамбле, теряя часть массы, чтобы втиснуться в упорядоченную структуру ядра, эта часть массы выделяется в виде кинетической энергии всех нуклонов). К ней добавляется значительная часть кинетической энергии частицы Е, в результате ядро приходит в

возбужденное состояние, причем его полная энергия возбуждения оказывается равной Е* = Есв + ЕА/(А+1). Это возбуждение проявляется в форме ускоренного движения всех нуклонов ядра. Условно физическую картину можно представить так, как будто ядро «кипит», по его поверхности бегут волны и т.п. Дальше происходит одно из двух: либо избыточная энергия уйдет из ядра с испусканием одного или нескольких гамма-квантов (т.е. произойдет радиационный захват нейтрона), либо в результате колебаний ядерной «жидкости» в ядре образуется перенапряжение в связи между отдельными нуклонами. Ядро переходит в нестабильное состояние, и нуклоны, получив некоторую самостоятельность, стремятся объединиться в более устойчивые образования, чем исходное ядро. Более устойчивое образование определяется более высокой удельной энергией связи нуклонов в ядре. При этом надо помнить, что энергия связи является энергией, выделяемой при образовании из отдельных нуклонов, и тесно связана с понятием дефекта масс. Т.е. атомный вес ядра всегда меньше, чем сумма масс отдельных нуклонов, его составляющих. Из графика на рис. 1.2 видно, что более устойчивые образования ядер наблюдаются при средних массовых числах (от 50 до 150, максимальный дефект масс при образовании этих ядер). Поэтому возникшее перенапряжение в ядре и неста-

18

бильность нуклонов в ядре могут привести к образованию двух осколков деления, положительные заряды которых приведут к кулоновскому отталкиванию двух одноименно заряженных частиц. Под влиянием сил поверхностного натяжения осколки деления приобретут сферическую форму и станут ядрами новых атомов с массами, равными, примерно половине массы урана, т.е. атомами элементов, лежащих в середине таблицы Менделеева. Для того чтобы ядро разделилось при столкновении с нейтроном, энергия возбуждения должна быть достаточна велика.

		Зависимость уд.энергии связи от массового числа
	9,00					нуклида
	8,00
,Мэв	7,00
	6,00
Е
связи	5,00
	4,00
Уд.энергия						Уд.энергия связи Е, Мэв
	3,00
	2,00
	1,00
	0,00
	1	4	12	18	22	38	53	80	110	150	240
				Массовое число ядра,А
Рис.1.2. Зависимость удельной энергии связи от массового числа нуклида

Эта величина должна превышать энергетический барьер деления Uf. При Е*> Uf возможна реакция деления, при Е*< Uf такая реакция не возможна. Для тяжелых ядер (уран, плутоний, торий) величина Uf одного порядка и равна значениям от 5.1 до 5.4 МэВ. Однако не для всех тяжелых ядер возможна реакция деления.

Дело в том, что для четных ядер (массовое число четно, четное число протонов и четное число нейтронов в ядре) энергия связи нейтрона в ядре гораздо больше, чем для нечетных ядер. Поэтому

19

при столкновении и захвате нейтрона нечетным ядром энергия его связи в возбужденном теперь уже четном ядре гораздо больше энергии связи при захвате нейтрона четным ядром. В этом случае энергия возбуждения велика даже при захвате теплового нейтрона, и деление возможно даже на тепловых нейтронах. Данное явление предопределяет две группы тяжелых ядер по отношению к способности деления на нейтронах:

¾нечетные ядра, такие как 233U, 235U, 239Pu, 241Pu легко делятся любыми, даже тепловыми нейтро-нами, поэтому их часто называют топливными ядрами;

¾четно-четные ядра 232Th, 236U, 238U, 240Pu, 242Pu тепловыми нейтронами не делятся, поэтому их часто называют сырье-

выми.

Деление четных ядер происходит на быстрых нейтронах и носит пороговой характер. При энергии нейтрона больше 1 МэВ возможна реакция деления на 238U. По этой причине очень привлекательными становятся быстрые реакторы, в таких реакторах удается замкнуть цикл воспроизводства и переработки отработавшего топлива, что является экономически очень выгодным. Тем не менее, есть ряд существенных трудностей при переводе всей ядерной энергетики на быстрые реакторы. В настоящее время принято решение интенсифицировать развитие ядерной энергетики за счет модернизации и совершенствования реакторов на тепловых нейтронах, реакторов ВВЭР-1000. Данная тема выходит за рамки наших лекций, но очень важно всем слушателям понять, что развитие ядерной энергетики и реакторного строения в ближайшие 10–20лет будет ориентировано на реакторы типа ВВЭР.

Вернемся к рассмотрению особенностей реакции деления на нейтронах. График на рис.1.2 показывает, что удельная энергия связи нуклонов у ядер урана (≈7.5 МэВ/нуклон) существенно меньше, чем у ядер с двое меньшей массой (≈8.4 МэВ/нуклон), которые получаются при делении в виде осколков. Это означает,

Нейтроны, рожденные при делении, имеют среднюю энергию 2 МэВ и называются быстрыми, в результате рассеяния на ядрах в различных средах нейтроны замедляются и достигают диапазона энергии 0.01–100 КэВ, в данном диапазоне нейтроны называются промежуточными, и, наконец, при достижении энергии порядка 0.04–0.05 эВ нейтроны называются тепловыми.

20