Аварийные режимы работы ядерных реакторов

— При аварийных ситуациях ядерный реактор, с помощью аварийной защиты, должен быть переведен в подкритическое состояние.

— При нахождении реактора в подкритичном состоянии возможен его самозапуск.

— Самозапуском реактора называется процесс его самопроизвольного выхода на мощность из подкритического состояния, когда положительная реактивность, высвобожденная за счет температурного эффекта и разотравления, превысит по абсолютному значению отрицательную реактивность, введенную ОР СУЗ при остановке реактора.

— Для реализации режима самозапуска реактора необходимо, чтобы физический вес всех введенных поглотителей был меньше температурного и мощностного эффектов и отравления реактора.

— Перечень конструкционных и эксплуатационных факторов, влияющих на динамику самозапуска, весьма велик. Можно выделить некоторые факторы, имеющие наибольшее значение и обладающие достаточной общностью.

— Из числа конструкционных такими наиболее значимыми факторами являются:

— тепловая инерционность реактора и парогенератора;

— значение температурного коэффициента реактивности при рабочей среднеэффективной температуре теплоносителя;

— характер кривой температурного эффекта;

— транспортное запаздывание в первом контуре;

— функциональная зависимость среднеэффективной температуры теплоносителя от локальных значений температуры в характерных точках.

— Из числа эксплуатационных факторов, оказывающих наибольшее влияние на динамику самозапуска реактора следует выделить начальное значение и скорость уменьшения расхода питательной воды после срабатывания аварийной защиты и характер изменения давления пара в процессе самозапуска.

— Наиболее опасным в отношении предельно достигаемых значений мощности реактора является режим самозапуска при сохранении неизменного расхода по второму контуру.

— Сброс поглотителей нейтронов сопровождается резким спадом мощности и соответственно интенсивным расхолаживанием реактора.

— При этом температура теплоносителя на выходе из реактора начинает снижаться сразу же после останова реактора, температура на входе некоторое время остается постоянной вследствие транспортного запаздывания.

— По мере снижения средней температуры теплоносителя внесенная отрицательная реактивность постепенно компенсируется, а затем достигается и надкритическое состояние.

— Вследствие инерционности тепловых процессов на стадии начального возрастания мощности расхолаживание реактора продолжается. Это обуславливает высвобождение еще большей реактивности и перерегулирование мощности реактора по сравнению с исходным уровнем.

— В результате выбега мощности, средняя температура теплоносителя в активной зоне возрастает и реактор снова переходит в подкритическое состояние.

— Некоторое снижение установившейся мощности по сравнению с исходной объясняется тем, что уменьшение средней температуры теплоносителя, необходимое для компенсации возмущения реактивности, обуславливает снижение температуры на выходе из реактора и соответственно уменьшение температуры генерируемого пара, а это влечет за собой уменьшение отводимой в парогенераторе мощности.

— Значение перерегулирования мощности при самозапуске реактора и время стабилизации процесса существенно зависят от начальной подкритичности и исходного перед выключением реактора уровня мощности.

Рис. Характер переходного процесса при самозапуске реактора

Мгновенная надкритичность

— Как показывает анализ, наличие высокоэффективной отрицательной обратной связи по температуре не предотвращает наличие больших выбросов мощности реактора и значительных энерговыделений при создании мгновенной надкритичности.

— Поэтому в реакторах ВВЭР конструкционно созданы условия, исключающие возможность возникновения подобных аварийных ситуаций.

Действия персонала

Действия оперативного персонала при любом останове реактора не зависимо от его причины:

1. При останове реактора необходимо увеличить концентрацию борной кислоты до величин, указанных на графике (если она была ниже), подачей раствора борной кислоты с концентрацией борной кислоты 39,5¸44,5 г/дм³ насосами 1TB10D02,03,04 на всас насосов 1TK21(22,23)D01,02.

2. При останове реактора на перегрузку или для выполнения ядерно-опасных работ концентрацию раствора борной кислоты увеличить до 16 г/кг.

3. В случае застревания в верхнем положении более одного органа регулирования необходимо немедленно увеличить концентрацию борной кислоты до стояночной с максимально возможной скоростью.

4. В случае неработоспособности насосов 1TB10D02,03,04 подачу борной кислоты Оперативный персонал должен руководствоваться графиком, топливной загрузки.

ЧАСТЬ 10. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ РЕАКТОРОВ

10.1. Нейтронно-физические особенности водо-водяных энергетических реакторов

10.2. Нейтронно-физические особенности канальных графитовых реакторов

10.3. Нейтронно-физические особенности тяжеловодных реакторов

10.4. Нейтронно-физические особенности кипящих реакторов

10.5. Нейтронно-физические особенности газо-графитовых реакторов

10.6. Нейтронно-физические особенности реакторов на быстрых нейтронах

10.7. Особенности эксплуатации ядерных реакторов на МОКС-топливе