Что такое отравление реактора ксеноном

Обновлено: 07.07.2024

Отравление реактора - это процесс накопления в нём короткоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов и тем самым снижающих запас реактивности реактора при их образовании и, наоборот, высвобождающих его при их b-распаде.

Особенностями процесса отравления по сравнению с другими ранее рассмотренными процессами, приводящими к потерям запаса реактивности, является то, что:

Процесс отравления, как принято предполагать, вызывается накоплением только одного b-активного продукта деления - ксенона-135, - который характеризуется величиной стандартного микросечения поглощенияs_a0 Xe = 2720000 барн, величинами удельного выходаg_Xe= 0.003 и периода полураспада Т_1/2 Xe = 9.2 часа (или величиной постоянной b-распадаl_Xe= 2.09 . 10 -5 c -1 ).

Отравление - протекает существенно быстрее, чем процессы выгорания, шлакования и воспроизводства. Процессы отравления и переотравлений реактора ксеноном длятся не более трёх суток.

В отличие от указанных выше процессов, отравление - процесс обратимый: при возрастании концентрации ксенона-135 реактор отравляется(и теряет запас реактивности), при снижении концентрации ксенона – он разотравляется(что приводит к высвобождению положительной реактивности).

Если посмотреть на совмещённый график энергетических спектров для теплового, промежуточного и быстрого реакторов вместе с зависимостью сечения поглощения 135 Xe от энергии нейтронов Е (рис.19.1), то станет ясно, что отравление ксеноном существенно для тепловых реакторов, малосущественно - для промежуточных и несущественно - для быстрых реакторов.

. Различия в поглощении нейтронов ксеноном-135 в тепловом, быстром и промежуточном реакторах.

Количественными мерами отравления реактора ксеноном, подобно мерам оценки рассмотренных ранее процессов, являются:

относительная доля поглощаемых ксеноном нейтронов, равная отношению скоростей поглощения тепловых нейтронов ядрами ксенона и ядрами 235 U:

потери реактивности от отравления ксеноном, связанные с величиной доли поглощения нейтронов ксеноном (в любой момент времени) зависимостью:

где q- коэффициент использования тепловых нейтронов в неотравленном реакторе.

Схема образования и убыли 135 Xe и уравнения отравления реактора ксеноном

Схематически наиболее важные процессы, приводящие к изменениям количества накапливаемого ксенона-135, выглядят так:

_o n 1 + 235 U 135 Xe * + _on 1 s_a0 Xe = 2720000 барн 136 Xe *

g = 0.06 T_1/2= 6.7 ч T_1/2 = 9.2 ч

135 Te *135 I * +_оn 1 136 Ba 135 Cs *

Схема образования и убыли йода и ксенона и её упрощение.

Красным цветом на схеме выделены некоторые коррекции её, к которым обычно прибегают для упрощения описания процессов отравления реактора. Суть первого упрощающего допущения состоит в том, что, поскольку период полураспада теллура-135 во много раз меньше периода полураспада йода-135, можно приближенно считать, что йод-135 является непосредственным осколком реакции деления с фиктивным удельным выходом, равным величине истинного удельного выхода теллура-135. (В самом деле, если период полураспада теллура столь мал, что он распадается практически сразу после своего образования, то без особого ущерба для точности можно считать, что непосредственным продуктом реакции деления является не теллур, а его дочерний продукт - йод-135).

Второе упрощение состоит в том, что из-за малости микросечения поглощения йода-135 убылью его вследствие поглощения пренебрегаем.

На основании такой упрощённой схемы дифференциальное уравнение скорости изменения концентрации 135 Xe запишется как разность двух скоростей прибыли и двух скоростей убыли его:

Скорости прибыли XeСкорости убыли Xe

dN_Xe/dt = g_Xe s_f 5 N₅ Ф(t) + l_IN_I(t) - s_a Xe N_Xe(t) Ф(t) - l_XeN_Xe(t) (19.1.1)

_{как прямого как результат за счёт поглощения в результате его}

продукта деления распада йода тепловых нейтронов распада

Полученное уравнение содержит две неизвестных функции (N_xeи N_I), а потому для получения однозначного решения оно должно быть дополнено ещё одним уравнением с независимо фигурирующей в нём концентрацией N_I(t). Скорость изменения концентрации 135 I является разницей скоростей образования 135 I (как непосредственного продукта деления) и убыли его (за счётb-распада):

Полученная система двух дифференциальных уравнений (19.1.1)¸(19.1.2) называетсясистемой дифференциальных уравнений отравления реактора ксеноном.

Стационарное отравление реактора ксеноном.

Суть стационарного отравления реактора ксеноном. В первоначальный момент работы на мощности реактор, как правило, разотравлен, то есть концентрации йода и ксенона в его твэлах - нулевые. Но при работе реактора концентрации того и другого начинают расти, и несложно представить себе, до какого уровня они будут расти. Поскольку скорость убыли ксенона прямо пропорциональна величине его концентрации (взгляните на последние два слагаемых (19.1.1)), то какой бы ни был характер его образования, рано или поздно количество накопленного ксенона достигнет такой величины, что скорость его убыли сравняется со скоростью его образования. В этом случае концентрация накопленного ксенона должна стабилизироваться по величине (то есть достигнуть стационарного значения). И очевидно, что для достижения этого состояния реактор должен работать на постоянном уровне мощности и проработать на этом уровне мощности достаточно длительное время. Какое именно - увидим далее.

Стационарным называется отравление, свойственное реактору, длительно работающему на постоянном уровне мощности, в результате чего устанавливаются постоянные во времени концентрации йода и ксенона.

Таким образом, условиями стационарности отравления реактора ксеноном являются:

причём, последние два условия равносильны условиям:

. Величина стационарного отравления ксеноном.Если подставить условия (19.2.1) и (19.2.2) в дифференциальные уравнения отравления реактора (19.1.1)-(19.1.2), последние перестают быть дифференциальными, становясь обычными алгебраическими линейными уравнениями:

Из уравнения (19.2.4) находится величина стационарной концентрации 135 I:

Отметим на будущее: величина стационарной концентрации йода-135 прямо пропорциональна величине уровня мощности, на котором работает реактор (так как величина концентрации 235 U в течение нескольких суток работы реактора на постоянной мощности уменьшается незначительно, величина мощности реактора оказывается пропорциональной величине плотности потока нейтронов в твэлах реактора Ф_о).

Величину стационарной концентрации ксенона проще всего найти, если почленно сложить уравнения (19.2.3) и (19.2.4):

И, следовательно, величина потерь реактивности при стационарном отравлении реактора ксеноном (в соответствии с формулой (19.2)):

Следовательно, потери запаса реактивности при стационарном отравлении реактора ксеноном определяются:

а) Величиной концентрации урана-235(иливеличиной обогащения топлива) - в той мере, в какой эта величина определяет величину коэффициента использования тепловых нейтроновq: чем больше концентрация N₅- тем больше величинаq- и тем, следовательно, больше будет абсолютная величина потерь реактивности при стационарном отравленииr_Xe ст .

б) Величиной уровня мощности,на котором длительно работает реактор N_p0(которая в течение относительно непродолжительного времени отравления прямо пропорциональна величине плотности потока тепловых нейтронов в топливе реактора Ф_о). Эта зависимость отравления реактора от его мощности настолько важна для эксплуатационника, что есть смысл остановиться на ней подробнее.

Зависимость стационарного отравления ксеноном от мощности реактора.Если подставить в формулу (19.2.7) значения всех известных физических констант, а именно:s_a Xe = 2.72 . 10 -18 см 2 ,s_a 5 = 680.9барн,s_f 5 = 582.3барн,g_I= 0.06,g_Xe= 0.003 иl_Xe= 2.1 10 -5 c -1 , то выражение дляr_Xe ст примет более простой вид:

Небольшой расчёт по этой формуле позволяет убедиться, что:

В интервале промежуточных значений Ф_о(10 11 ¸10 13 нейтр/см 2 с) -свойственных энергетическим реакторам АЭС - зависимость величины стационарного отравления от величины плотности потока нейтронов в твэлах реактора имеет нелинейно возрастающий характер:

Рис.19.3. Качественный вид зависимости величины стационарного отравления реакторов ксеноном от величины средней плотности потока тепловых нейтронов в топливе твэлов.

Эксплуатационника в большей степени интересует не эта зависимость, имеющая, скорее, академический характер, а практическое приложение её к конкретному реактору, которым он управляет. Но вы, конечно, понимаете, что в любом конкретном реакторе каждому значению мощности реактора соответствует своё значение средней плотности потока тепловых нейтронов, и в любой момент кампании это соответствие - однозначное. А это значит, что участок теоретической кривой, показанной на рис.19.3, можно пересчитать (и перестроить) в график зависимости стационарного отравления конкретного реактора от его уровней мощности (рис.19.4). Этот график практики кратко называют кривой стационарных отравлений.Обычно он строится в натуральном масштабе, то есть величина мощности реактора выражается либо абсолютно (в МВт), либо в относительных единицах (чаще всего в процентах от номинальной мощности реактора).

Кривая стационарных отравлений позволяет быстро оценивать величину потерь реактивности реактора вследствие стационарного отравления ксеноном на любом уровне мощности.

Рис.19.4. Типичный качественный вид кривой стационарных отравлений реактора.

По этой кривой (построенной в удобном масштабе) легко находятся величины стационарного отравления реактора на любом уровне мощности реактора.

Характер роста потерь запаса реактивности из-за отравления 135 Xe первоначально разотравленного реактора в первый период работы на постоянном уровне мощности. Если реактор запускается после достаточно длительной стоянки и работает на постоянном уровне мощности, то величина потерь реактивности с момента начала работы на мощности от нуля через некоторый отрезок времени в соответствии со всем сказанным ранее должна достигнуть стационарного уровня. Практика должны заинтересовать, по крайней мере, два вопроса: каков характер роста потерь реактивности до достижения уровня стационарного отравления и за какое время работающий на постоянном уровне мощности реактор достигает стационарного отравления ?

Характер роста потерь реактивности при выходе реактора на стационарное отравление выясняется из решения системы дифференциальных уравнений отравления реактора при нулевых начальных условиях и условии Ф(t) = idem = Ф_о. Решение уравнений и переход от концентраций N_xe(t) к потерям реактивности за счёт отравления ксенономr_Xe(t) даёт следующее выражение для переходного процессаr_Xe(t):

Формула (19.2.8), если мысленно подставить в неё все нейтронно-физические константы, обретает существенно более простой вид, который подсказывает, что текущие величины отравлений реактора ксеноном нелинейно зависят от уровня мощности реактора (или Ф_о). Расчёт по этой формуле для различных величин Ф_о(в том числе и для Ф_о=¥)) качественно иллюстрируется графиком, представленным на рис.19.5. Из него следует, что при малых значениях плотности потока тепловых нейтронов (или на малых уровнях мощности реактора) переходный процессr_Xe(t) протекает в несколько более замедленном темпе, чем при больших значениях Ф_о(на больших уровнях мощности). Предельный случай этих переходных процессов (при Ф_о®¥) вырождается в одну экспоненту:

поскольку при Ф_о®¥первая из экспонент формулы (19.2.8) обращается в нуль, а коэффициент перед второй экспонентой - в единицу

Переходные процессы нестационарного выхода первоначально разотравленного реактора на стационарный уровень отравления.

Факт не очень существенной зависимости переходных процессов r_Xe(t) от плотности потока нейтронов (практически - от мощности реактора) даёт возможность с достаточной для практических целей точностью приближенно оценивать величины текущих значений отравления реактора ксеноном по формуле (19.2.9):

справедливой, строго говоря, только для идеального случая бесконечно больших мощностей реактора.

И оказывается практически неважным, на каком уровне мощности работал реактор эти двое суток, так как после 47 часов все экспоненты практически сливаются в одну. Итак, запомним:

Механическое удерживание земляных масс: Механическое удерживание земляных масс на склоне обеспечивают контрфорсными сооружениями различных конструкций.

Общие условия выбора системы дренажа: Система дренажа выбирается в зависимости от характера защищаемого.

Опора деревянной одностоечной и способы укрепление угловых опор: Опоры ВЛ - конструкции, предназначенные для поддерживания проводов на необходимой высоте над землей, водой.

Ущерб от аварии был схож с последствиями войны с ограниченным применением ядерного оружия, а экономические и нравственные проблемы легли непосильной ношей на плечи государства, бывшего вторым полюсом мира. Суммарные потери от аварии за период с 1986–1990 гг. оцениваются в 200 млрд руб. — около 48% годового бюджета СССР 1986 г.

Почему нам нужно знать правду об этом? Авария вызвала активную критику власти со стороны граждан и незримо стала первым актом трагедии, способствующей началу процесса развала СССР. Автор надеется, что раскрытие истинной картины аварии сможет привести общество не только к переосмыслению причин аварии на ЧАЭС, но и многих других событий того сложного времени.

Испытания выбега

Итак, в ночь на 26 апреля персонал 4 блока ЧАЭС начал проводить испытания выбега [i]. Идея была в том, что если в результате аварии будут отключены питательные электронасосы (подающие воду в реакторную установку, а в случае разгерметизации оборудования — в один из трех каналов системы аварийного расхолаживания), а также главные циркуляционные насосы (ГЦН) (обеспечивающие охлаждение реактора, качающие воду через его контур), то по аварийному сигналу будут включаться резервные автономные дизель-генераторы (РДЭС), но не сразу, а через 30-60 сек. Для обеспечения электропитания насосов на время разгона дизель-генератора рассматривалась возможность использования энергии инерции вала огромной турбины АЭС, продолжающей генерировать ток после перекрытия подачи пара.

Понятно, что величина такого тока будет падать вместе с падением оборотов турбины и рано или поздно она остановится и ток будет равен нулю. Вместе с ней отключатся насосы, и охлаждение реактора существенно ухудшится. В этом и заключался главный риск эксперимента. Такая схема не испытывалась ни на одной АЭС СССР и нигде в мире, а испытания не были согласованы ни с одной вышестоящей организацией.

Давайте посчитаем, сколько к тому времени станций было оборудовано реакторами РБМК, помимо ЧАЭС: Курская, Смоленская, Игналинская, Ленинградская, на которых, помимо ЧАЭС, работало около 12 блоков. И все они благополучно работали, но никто и никогда (!) не требовал вводить эту систему в действие.

Однако в случае аварии с обесточиванием ГЦН насос в охлаждении активной зоны уже не участвует, и напротив, целесообразно обеспечить на некоторое время работоспособность насоса для подачи питательной воды — ПЭН.

Давление на руководителя испытаний

Данное свидетельство было основано на факте прослушивания записей телефонных разговоров на блоке в процессе его участия в расследовании причин аварии и подтверждено им также в двух телеинтервью. Факт звонка подтверждает также бывший заместитель директора Чернобыльской АЭС Александр Коваленко [viii]. Однако указанное лицо категорически отвергает такую возможность [ix].

Самый главный вопрос, на который предстоит ответить, размышляя логически от противного — если на персонал ЧАЭС действительно (!) не оказывалось давление, почему конечным мотивом действий персонала стали многочисленные нарушения, сделанные только для того, чтобы провести испытания во что бы то ни стало?

Почему персонал должным образом не был подготовлен к эксперименту, зачем отключались защиты, зачем было поднимать на мощность заглохший реактор, проводить эксперимент при падении числа стержней в зоне ниже нормативного, наконец, главная загадка — для чего был оставлен реактор на мощности, чтобы якобы иметь возможность повторения эксперимента? Зачем все то, чего не было в более ранних экспериментах и что и стало совершенно явной причиной аварии? Зачем было выводить реактор в нерегламентное, неуправляемое состояние? Зачем создавать дополнительные проблемы, совмещая несовместимые испытания выбега и виброиспытания?

Проведение испытаний на незаглушенном реакторе

Очень важно, что ранее такие же испытания проводились только на ЧАЭС в 1982, 1984 и в 1985 годах, и каждый раз эксперимент заканчивался неудачей из-за неполадок в системе генерации тока, но без всяких аварий и даже происшествий. Все предыдущие испытания были, по сути, электротехническими, так как в них реактор предварительно заглушался защитой и в испытаниях не участвовал, тогда как эксперимент 1986 проводился на работающем реакторе (!) с рядом отключенных защит.

Отключение защиты по блокировке обеих ТГ (по закрытию СРК обеих турбин)

При проведении испытаний 1982-85 г. пар переставал поступать на турбину (для обеспечения чистой инерции турбины доступ пару закрывался через задвижки — стопорно-регулирующие клапаны СРК), но при этом реактор по схеме эксперимента автоматически глушился (!) специальной защитой по закрытию СРК обеих турбин.

Есть также предположение, что версия об отключении защит по обеим ТГ — это отговорка А. Дятлова с целью оправдания своей ошибки: реально персонал не смог бы провести повторный эксперимент. Данная гипотеза высказана специалистами, консультировавшими автора при написании данной статьи.

Сами испытания подразумевали отключение части оборудования (турбина, ГЦН, ПЭН), которое пришлось бы запускать. Это длительный процесс, тем более с измененными электрическими схемами. В программе испытаний про повторные испытания сказано не было. Отказ от заглушения реактора — это действительно серьезная ошибка, и зачем Дятлов оставил реактор на мощности — можно теперь только догадываться.

Если это действительно так, то принятая в официальных документах мотивация действий персонала в части отключения защит может не отражать их реальную логику (!).

«Прокурор: Как, по-вашему, что могло бы предотвратить аварию?

Не доверять данным показаниям нет смысла.

Возможно, персонал блока не оценивал до конца, какие риски несут закрытие СРК на оставшейся турбине, хотя более опытные из них должны были все понимать. Может, из их опыта следовало, что при работе реактора на 200 МВт рост давления был бы медленным. Пар мог быть сброшен в конденсаторы через устройство для стравливания лишнего пара (при повышении давления) БРУ-К.

Основной сток пара на работающем реакторе — через турбину. В случае отключения турбины сток перекрывается, но генерация пара реактором продолжается, что приводит к росту давления. Эта защита была создана с целью предотвратить скачок давления в первом контуре, связанный с остановкой турбин, при которой они перестают потреблять пар.

В результате блокировка защиты по блокировке обеих ТГ в специфических условиях развития аварии (см. ниже — резкое снижение уровня питательной воды, замедление работы и срыв ГЦН) явилась одним из факторов развития аварии.

Cовмещение испытаний выбега и виброиспытаний

Данные испытания были начаты в 00 ч 42 мин, при этом лишний пар отводился через устройство для стравливания пара БРУ-К. Из воспоминаний начальника смены блока В. И. Борца [xix] следует, что подшипник ТГ8 имел серьезный дефект, и, чтобы его устранить, были приглашены представители Харьковского завода (двое из которых погибли от лучевой болезни) с уникальным по тем временам комплектом аппаратуры для замера вибрации (также вышла из строя) с целью провести балансировку турбины и уменьшить вибрацию. При этом они грозились закрыть договор, если работы не будут произведены. Остановка блока в этих условиях означала сорвать эти особо важные работы.

Обратимся к показаниям [xx] главного инженера ЧАЭС Фомина по поводу совмещения этих испытаний.

Из показаний Орленко (начальника смены электроцеха) [xxii]:

Отсюда следует, что необходимость проведения виброиспытаний была дополнительным фактором, который привел к блокировке ряда защит с целью недопущения заглушения реактора.

Эксперимент планировалось провести в пятницу, 25 апреля 1986 года, днем, в смену Игоря Ивановича Казачкова, которая работала с 8 до 16 часов. В этот день была намечена остановка четвертого блока ЧАЭС на плановый ремонт.

ОЗР (оперативный запас реактивности), выраженный в стержнях, примерно показывает, какой запас есть у оператора для увеличения мощности, а также максимальную положительную реактивность, которую можно внести в реактор стержнями СУЗ (системы управления и защиты).

Ксеноновое отравление, или йодная яма — состояние реактора после его выключения либо снижения мощности, связанное с накоплением короткоживущего изотопа ксенона 135 Xe (период полураспада 9,14 часа, образующегося после радиоактивного распада изотопа иода 135 I — период полураспада 6,57 часа), имеющего высокую способность к поглощению нейтронов, что приводит к торможению реакции деления. При работе реактора на постоянной мощности происходит постоянный распад ксенона за счет поглощения нейтронов. При значительном снижении мощности или остановке реактора, нейтронный поток в реакторе уменьшается и происходит накопление ксенона, который тормозит реакцию деления. Для того чтобы процесс прекратился, необходимо выдержать реактор с целью распада йода и ксенона в течение 1-2 суток.

Если считать разницу перед началом процесса снижения мощности 1 ч 05 мин, когда (ОЗР) равен 31 стержню, и ее концом в 22.45 ОЗР = 26,0 стержня [xxix], то можно оценить, что в результате отравления реактор потерял около 5 стержней. Если посмотреть в относительном выражении — или 5/26, что составляло около 20% от текущего уровня ОЗР. Возможно, в дальнейшем это стало одной из причин падения мощности до нуля. В 24.00 при передачи смены ОЗР составил 24 стержня.

Согласно Регламенту [xxxii] п.6.1, реактор нужно было заглушить, так как подъём с мощности менее 50% от проектной мощности разрешён только в том случае, если до остановки ОЗР был не ниже 30 стержней, а у реактора было 24. Эта ситуация поставила персонал в крайне непростую ситуацию: глушить ли реактор, как того требовал регламент, или продолжать цепь нарушений, которая, как теперь известно, окончилась катастрофой.

По другой, очень интересной версии, следующей из показаний Ю. Трегуба и данных, приведенных Н. Карпаном [xxxiii], следовало, что указание на снижение мощности до 200 МВт (40 МВт электрических) было дано лично А. Дятловым. Возможно, это было сделано с целью обойти требования использования защиты по отключению обеих турбин, так на данной мощности (40 МВТ электрических) можно было формально провести отключение [xxxiv] этой защиты (!) (см. объяснение Дятлова выше).

Разный уровень мощности реактора

Если испытания 1985 г. проводились с остановкой реактора с мощности 50% от номинала, то испытания 1986 г. — без заглушения реактора на мощности 200 МВт, т. е. 6% от номинальной, которая на практике не использовалась (!) для эксплуатации реактора.

Часто участники форумов говорят о том, что, мол, нигде не было сказано, что нельзя работать на этой мощности. Формально да, но как совершенно ясно следует из Регламента [xxxv], мощность 200 МВт является лишь одной из начальных ступеней поднятия мощности до вывода реактора на рабочий уровень.

Момент, когда произошло фактическое самозаглушение реактора, фактически стал переломным. Судьба давала реальный шанс избежать аварии — если бы персонал заглушил реактор, аварии не было бы! Однако по свидетельству [xxxvii] Комарова, (см. п. I) чиновник из отдела ЦК КПСС, возможно, дал указание А. Дятлову на подъем мощности и обязательное проведение эксперимента, пригрозив ему уходом на пенсию. При этом Топтунов отказался поднимать мощность по указанию А. Дятлова, но тот припугнул его увольнением [xxxviii]. Мощность удалось поднять только до 200 МВт (т), что было грубейшем нарушением программы испытаний, которая предусматривала выбег на мощности 700 МВт.

Что самое важное — подъем мощности до 200 МВт из-за ксенонового отравления реактора был достигнут за счет выемки максимально возможного числа стержней, при этом их число в зоне стало недопустимо низким (см. следующий пункт), что было грубейшим нарушением Регламента. И это была роковая ошибка персонала.

Персонал стал поднимать мощность — в 00 ч 42 мин она достигла 160 МВт, а к 01 ч 03 мин — 200 МВт за счет выемки недопустимого количества стержней. Согласно воспоминаниям [xl] В. И. Борца, на таких мощностях реактор вел себя непредсказуемо и неустойчиво, в любой момент мог начаться самопроизвольный разгон.

По мнению Дмитриева [xli] и согласно данным Н. Карпана [xlii], в период с 00 ч 43 мин по 01 ч 00 мин реактор работал нестабильно, так как имелись аварийные сигналы по отклонению уровня воды в БС и срабатывание БРУК-К (превышение давления пара).

Конец четвертой части

Когда я давным-давно учился на физика на рабочем месте, мои наставники различали три вида ксеноновых процессов. Про два из них мы уже говорили. Один из них – йодная яма – хоть и колоритен и впечатляющ, но проявляется только после остановки реактора. А мы с вами сейчас учимся управлять реактором на мощности. Поэтому для нас она не существенна.

Второй – стационарное отравление – действует как раз на мощности. Мои наставники понимали под стационарным отравлением постепенное накопление ксенона после выхода реактора на постоянный уровень мощности и установление его постоянной, стационарной (или равновесной) концентрации. Как же влияет этот процесс на управление реактором и что должен делать оператор в это время?

Да ничего особенного. Процесс этот медленный, занимает часы и сутки. Но масштабы его впечатляют. Отравление ксеноном компенсируют уменьшением концентрации борной кислоты в воде первого контура. Накапливающийся ксенон поглощает все больше и больше нейтронов, но оператор вводит в контур чистый конденсат, плотность ядер бора в воде снижается, и общее поглощение нейтронов остается на прежнем уровне. А значит, и коэффициент размножения остается таким же, как был до отравления.

Вот как выглядит этот процесс, будучи промоделирован штатной расчетной программой.

Краткий комментарий, для тех, кого этот график не впечатлил. Практически за двое суток из-за отравления концентрация борной кислоты снизилась с 11.2 до 8.8 г/кг (это такие единицы измерения), то есть на 2.4 грамма (так эти единицы обзывают на сленге). В дальнейшем, если реактор будет работать на постоянной мощности до самого конца кампании, эта концентрация снизится с 8.8 г/кг до 0, компенсируя выгорание топлива. Кампания эта будет длиться 500 суток. То есть за день будет выгорать, как у нас говорят, бора чуть менее двух сотых грамма. На самом деле выгорает уран 235, накапливаются шлаки, но оператор компенсирует это вводом чистой воды в контур, и со стороны кажется, что выгорает бор.

Вот такие могучие процессы происходят в первую пару суток работы реактора после подъема мощности. Операторам приходится быть внимательными – если после установления стационарной концентрации ксенона подпитываться чистым для компенсации выгорания можно понемногу раз в двое-трое суток, то в первые дни это надо делать несколько раз в смену, да еще и помногу.

Поэтому и положение управляющей группы стержней в это время меняется довольно сильно, хотя в остальное время она неизменно выставлена на максимально допустимой высоте в 92%. Вспомним, из-за чего это происходит, сделав небольшое повторение пройденного.

Итак, турбогенератор работает на постоянной мощности, регулятор обеспечивает его необходимым количеством пара, приоткрывая или призакрывая стопорно-регулирующие клапаны. Давление пара при этом или немного снижается, или подрастает, а вслед за ним снижается или подрастает температура кипения в парогенераторе. Это приводит к соответствующему изменению температуры воды на входе в реактор. Более холодная вода повышает коэффициент размножения нейтронов, а более горячая снижает. Тогда мощность реактора начинает или расти или снижаться, в зависимости от того, в какую сторону этот коэффициент отклонился от единицы, топливо соответственно меняет свою температуру и рост/уменьшение мощности прекращается.

Если коэффициент размножения по какой-нибудь причине, не зависящей от турбогенератора, снизится, то произойдет следующее: реактор начнет снижать мощность, топливо станет остывать – это само по себе остановит снижение мощности. Но и подогрев воды в активной зоне уменьшится. Это приведет к тому, что в парогенераторе станет вырабатываться меньше пара, регулятор турбины сильнее откроет клапана, расход пара на турбину увеличится, а давление его упадет. Температура кипения и температура воды на входе в реактор снизится, коэффициент реактивности вырастет, реактор восстановит мощность. Но уже при более низкой температуре воды на входе.

Отравление как раз уменьшает коэффициент размножения, поэтому вследствие всей этой цепочки взаимосвязанных событий, это приведет к тому, что вода на входе будет становиться все холоднее и холоднее. Способность регулирующего клапана открываться имеет предел сверху, и когда он будет достигнут, начнет снижаться мощность турбогенератора – пара просто элементарно не хватит для поддержания мощности.

Но до этого никто дело не доводит. Конечно, как мы уже знаем, оператор может поднять коэффициент размножения или путем извлечения управляющей группы стержней, или путем ввода в контур чистого конденсата – уменьшением концентрации борной кислоты. У регулирующих стержней тоже есть верхний предел извлечения, много ксенона ими не скомпенсируешь. Остается чистый. И его нужно много.

Чтобы не работать все время с включенной подпиткой чистым конденсатом, делают так. Собирают нужную схему системы подпитки-продувки и включают большой расход чистого конденсата. Коэффициент размножения сразу начинает расти, вслед за ним мощность, повышается выработка пара, регулятор … ну, понятно, что вырастает входная температура воды в реактор. Когда она увеличивается достаточно, оператор погружает управляющую группу, компенсируя воздействие чистого конденсата на коэффициент размножения.

Вспомним сложную формулу баланса реактивности.

αT ∙ΔT + αW ∙ΔW + αP ∙ΔP + αH ∙ΔHсуз + αС ∙ΔСбор = 0.

Мощность реактора поддерживает регулятор турбины за счет обратных связей – значит ΔW = 0. Температуру воды оператор хочет поддерживать постоянной – значит ΔT тоже = 0. Дельта Пэ мы не рассматриваем. Остается ΔСбор, которая отрицательна и постоянно уменьшается, и ΔHсуз, изменение которой должно привести сумму к нулю.

αH ∙ΔHсуз + αС ∙ΔСбор = 0.

Учитывая, что коэффициента αH положителен (извлекаем стержни - увеличиваем коэффициент размножения), а αС отрицателен (добавляем борную кислоту – снижаем коэффициент размножения), получаем, что компенсировать снижение концентрации борной кислоты надо погружением стержней. Тогда и мощность и температура останутся постоянными.

Так и делают. Качают чистый, пока стержни не уйдут вниз до 75 – 80% и после этого чистый отключают. Дальше поддерживают мощность (на самом деле температуру – мощность поддерживается обратными связями за счет ее снижения) извлечением группы, компенсируя отравление. Когда группа выходит на допустимые 90 – 92%, процесс повторяют. И так всю смену.

Перемещение группы несколько напряжно для оператора, ибо с этим связаны некоторые вещи, за которыми надо внимательно следить, и о которых я надеюсь рассказать позднее. Поэтому эти смены сразу после набора мощности достаточно хлопотны для оператора. И в этом виноват ксенон!

Через пару дней все успокаивается - ксенон получил свою плату в виде части запаса реактивности реактора и успокоился.

Так. Про саморегулируемость повторили, формулу баланса реактивности вспомнили. Теперь предлагаю вспомнить, что реактор не всегда работает на постоянном уровне мощности. Иногда, время от времени, мощность приходится изменять. Что же тут сложного? У нас есть саморегулируемость, если надо снизить мощность, пусть оператор турбины уменьшит мощность генератора, регулятор призакроет регулирующие клапана, и цепочка саморегулирования снизит мощность реактора насколько нужно. Оператору реактора только надо следить за температурой и вовремя ее понизить, погрузив группы управляющих стержней или подпитавшись борной кислотой.

Но ксенон тут как тут! Именно таких событий он и дожидается, замерев в сладкой дреме стационарного отравления. И настала пора рассказать о третьем ксеноновом процессе из тех трех, которые различали мои наставники. Этот процесс они называли нестационарным отравлением.

Что же происходит в аппарате с йодом и ксеноном, когда он снижает мощность? (Старые матерые атомщики аппаратом называют атомный реактор, традиция еще со времен Курчатова. А турбину – машиной. А турбинистов - машинистами). А примерно то же самое, что происходит во время йодной ямы, рано мы с ней простились.

Но на этом все не заканчивается. Пройдя пик, количество ксенона начнет убывать. Ведь его стационарная концентрация на новом, более низком уровне мощности меньше, чем была до снижения мощности. И реактор начинает разотравляться (не помню, говорил, что это термин?). Чтобы привести параметры - температуру на входе в реактор и давление в парогенераторах в норму – оператор опять погружает стержни управления, или качает в контур раствор борной кислоты.

Со стороны процесс нестационарного отравления выглядит как волнообразное изменение положения группы регулирующих стержней при практически неизменных значениях мощности и входной температуры. Сперва они резко погружаются, отрабатывая снижение мощности. После этого плавно, небольшими шагами идут вверх, компенсируя отравление. Часа через четыре (в отличие от восьми – девяти при йодной яме) они надолго застывают в верхнем положении – на час, полтора. Потом начинается медленное их движение вниз. И окончательно останавливаются часов через двадцать, двадцать пять, в положении более низком, чем были сразу после разгрузки (снижения мощности).

Если не верите, что все так, как я рассказал, вот вам секретная картинка с блока, с какого, не скажу.

Линии в верхней части, демонстрирующие ступенчатое снижение – мощности. Самая верхняя – электрическая, она в одном масштабе, ниже – пучок мощностей тепловых, определенных разными способами – они в другом масштабе. Жирной песочной линией показано положение регулирующей группы поглощающих стержней. Еще ниже – температура на входе в реактор по всем четырем петлям циркуляции первого контура. В самом низу – концентрация борной кислоты в теплоносителе, она очень мала и не меняется.

Видно, что разгрузка началась с резкого роста входной температуры – это оператор-машинист снизил мощность задатчиком, и заработали обратные связи. Оператор реактора опустил стержни, и температура снизилась. Через некоторое время после остановки группы в нижней точке, оказалось, что температура продолжает снижаться – реактор травится. Для ее восстановления оператор реактора двинул стержни вверх. В течение следующих двух часов температура продолжает снижение, но уже медленнее. В 13:00 оператор снова поднимает стержни, чтобы ее восстановить. Как я и говорил и писал, через 4 часа после снижения мощности нестационарное отравление достигает своего максимума и затем начинается разотравление. Это мы можем увидеть по тому, что входная температура долго не меняется, а потом начинает расти. В конце концов приходится снова погрузить стержни, чтобы угомонить ее рост. Тем не менее, рост, хоть и медленно, но продолжается, и затухает на новом, более высоком уровне, чем до разгрузки, через двадцать часов. Ну, прямо картинка для учебника.

Что же будет, если мы, снизив мощность, и проработав на ней достаточно долго, чтобы достичь стационарного отравления, снова ее поднимем, до максимально допустимой?

А будет все наоборот. Выжигание ксенона увеличится сразу, а увеличенное рождение появится нескоро. Количество ксенона начнет уменьшаться, коэффициент размножения нейтронов станет расти. Реактор будет подавать сигналы, что хочет набрать мощность еще! Температура на входе начнет расти из-за разотравления. Оператору придется снова погрузить извлеченные было стержни. Но через четыре часа, стержни придется снова извлекать – теперь реактор начал травиться. И извлечь их надо будет выше, чем они были сразу после увеличения мощности. Заранее надо озаботиться, чтобы этот запас был.

Особенно сложнопредсказуемыми становятся процессы отравления-разотравления, когда мощность приходится несколько раз менять в течение, например, суток. Тогда на нестационарное отравление от изменения мощности в прошлом накладывается новый процесс от изменения мощности сейчас. От величины изменения мощности зависят как сила (или, как говорят, глубина) отравления, так и его временные параметры – время наступления пика.

Просчитать это в голове невозможно. Да и рассчитать компьютерной программой можно только после окончания процессов, когда известны все моменты изменений мощности и их величины. Да и то, иногда результаты могут получиться с обратным знаком :) Неточно обсчитывает современная наука нестационарные ксеноновые процессы :( Поэтому оператору процесс приходится вести, как говорится, вслепую, реагируя де-факто на изменения параметров реакторной установки. Не забывая всегда обеспечивать запас хода стержней в обе стороны, когда уже трудно сказать, что ожидает впереди – отравление или разотравление реактора.

Следующий раз мы вспомним о том, что реактор – это не математическая точка, к которой прикладываются разные параметры типа мощности, температуры и глубины отравления. Он большой, и параметры эти как-то распределены в его объеме. И за ними, этими распределениями, оператор тоже должен следить и ими управлять.

Но прежде хочу рассказать про еще один эффект, который может выдать на-гора ксенон. Как вы думаете, что будет с реактором, если снизить мощность и НЕ поддерживать ее постоянной, а поддерживать постоянной только входную температуру?

На практике такие явления не наблюдаются, саморегулирование – это наше всё. Но иногда, при исследованиях первой загрузки нового энергоблока, такие эксперименты проводятся (под руководством научного руководителя). И результаты их подтверждают теоретические расчеты.

Reactor poisoning поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения. Отравление реактора практически полностью определяется ядрами Xe-135 и Sm-149. Рассмотрим отравление Xe-135. Вероятность поглощения тепловых нейтронов этим нуклидом очень велика. Поэтому отравление наиболее существенно в реакторах на тепловых нейтронах и практически отсутствует в реакторах на быстрых нейтронах. Можно предположить, что Xe-135 возникает лишь при делении U-235, потому что выход Xe-135 слабо меняется из-за присутствия других делящих ядер. После пуска реактора количество Xe-135 вначале довольно резко возрастает, а затем, через некоторое время из-за ряда процессов достигает стационарного уровня (при работе реактора на стационарном уровне мощности). После остановки реактора количество ядер Xe-135 увеличивается и проходит через максимум.При уменьшении потока нейтронов до нуля прекращается убыль ядер Xe-135 вследствие поглощения нейтронов, которая является преобладающей при достаточно больших мощностях. В то же время скорость образования ядер Xe-135 уменьшается гораздо медленнее, так как время жизни Х-135 достаточно велико. Таким образом, после остановки реактора происходит уменьшение реактивности (обусловленное увеличением отравления ксеноном), которое принято называть йодной ямой. Поэтому при пуске реактора после кратковременной остановки требуется запас реактивности для компенсации йодной ямы. С помощью специальных режимов остановки реактора удается заметно уменьшить глубину йодной ямы, а значит, и запас реактивности, необходимый для пуска реактора после кратковременной остановки. Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом — количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается. Теперь рассмотрим отравление реактора Sm-149. Потеря нейтронов за счет отравления самарием значительно меньше, чем за счет отравления ксеноном. Аналогично Xe-135, после пуска реактора для Sm-149 наблюдается сначала рост концентрации самария, а потом насыщение. Время насыщения определяется мощностью реактора. При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149. Количество самария при насыщении тем больше, чем на большей мощности работал реактор до остановки. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени. Т.е. снижение реактивности вследствие поглощения нейтронов в активной зоне реактора образующимися продуктами деления (главным образом, Xe-135 и Sm-149). Термины атомной энергетики. - Концерн Росэнергоатом,2010

Читайте также: