Кампаниейреактора называется расчётная продолжительность работы реактора на номинальном уровне мощности до исчерпания запаса реактивности из-за выгорания и зашлакованности топлива.
Накопление короткоживущих нуклидов с высоким сечением поглощения, которые активно участвуют в непроизвольном захвате нейтронов называется отравлением реактора (только на в р-рах на тепловых нейт-х). (Хе-135 и Sm-149). Их концентрация сравнительно быстро достигает равновесных значений. Отравление вносит существенные сложности в процесс управления реатором.
Накопление долгоживущих или стабильных нуклидов называют шлакованием (к ним относятся все остальные + U-236).
Ксенон образуется в реакторе в результате радиоактивного распада I-135, а также за счет непосредственного выхода при делении U-235. Накопление Хе-135 за счет радиоактивного распада I-135 идет по следующей схеме:
| T, К | ||||||
| σ, 10 6 б | 2,75 | 2,52 | 2,29 | 2,07 | 1,87 | 1,7 |
Сечение поглощения Хе-135 превышает сечение поглощения нейтронов в ядерном топливе более чем в 1000 раз.
Отравление Самариемидёт по следующей схеме:
Сечение поглощения 5*10^4 барн
Под шлакованием ядерного реактора понимают процесс накопления в топливе стабильных и долгоживущих нуклидов, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов и потере реактивности. При работе реактора их концентрация монотонно возрастает, а после остановки не уменьшается.
Всего среди продуктов деления 235 U тепловыми нейтронами насчитывается более 250 различных ядер, около четверти из которых являются шлаками. Потеря реактивности на шлакованиеопределяется зависимостью:
где: qшл – количественный показатель шлакования (относительное вредное поглощение в шлаках);
- Читайте также:
Q нз – коэффициент использования тепловых нейтронов в топливе без шлаков;
Sа i – макроскопическое сечение радиационного захвата тепловых нейтронов i-м шлаком;
n – число образующихся в топливе шлаков.
Таким образом, для вычисления потери реактивности на шлакование возникает необходимость определения количества ядер шлаков Ni в определенные моменты эксплуатации реактора. Каждый нуклид (i) может образовываться и выгорать в результате ядерных реакций.
Скорость образованияi-го нуклида в общем случае слагается из трех составляющих:
– скорости увеличенияNi в результате образования ядер i-го нуклида, как непосредственного продукта деления 235 U (будем считать, что это единственный делящийся нуклид) с удельным выходом рisf 5 N5Ф;
– скорости увеличения концентрацииi-го нуклида в результате радиационного захвата нейтронов ядрами (i-1)-го нуклида предшественникаNi-1 ` sс i -1 ` Ф;
– скорости увеличения Ni в результате радиоактивного b-распадаi¢-го нуклида-предшественника li¢Ni¢, где li¢ – постоянная распада i¢-го нуклида.
Скорость выгорания i-го нуклида определяется скоростью нейтронных реакций деления (для тяжелых ядер с z>82) Nisf i Ф и скоростью радиационного захвата Ni ` sc i ` Ф.
Читайте также:
Скорость радиоактивного распадаi-го нуклида определяется произведением liNi. Таким образом, скорость изменения числа ядер N произвольного i-го нуклида в общем случае приобретает вид:
Из (5.7.) при принятии ряда упрощающих предположений можно получить крайние (максимальные) оценки количества шлаков N в данный момент времени как:
Отравлением активной зоны реактора называют процесс накопления короткоживущих нуклидов с высоким сечением поглощения, которые активно участвуют в непроизводительном захвате нейтронов (отравляют нейтронный баланс реактора). Явление отравления и разотравления активной зоны ярко выражено только в тепловых реакторах ( в реакторах на промежуточных нейтронах оно слабое, а в реакторах на быстрых нейтронах не существует вообще).Можно выделить 2 особенности, характерные для отравления реактора каким-либо изотопом:
1. Очень большое сечение поглощения тепловых нейтронов (оно на 3-5 порядков больше, чем для обычных шлаков);3*10 6 барн для Xe и 4.04*10 4 барн для Sm
быстрое достижение равновесной концентрации (для 135 Хе оно наступает через 30-40 ч, для 149 Sm через 8-10 сут.); Убыль концентрации 135 Хе происходит вследствие его радиоактивного распада (с периодом (Т1/2)Xe=9,2 ч) и выгорания с образованием стабильного 136 Хе, сечение захвата которого составляет порядка 0,16 б. Sm-стабильный нуклид
2. увеличение отравления после остановки ядерного реактора (йодная яма и прометиевая смерть);
Дата добавления: 2015-05-30 ; просмотров: 2746 ; ЗАКАЗАТЬ НАПИСАНИЕ РАБОТЫ
Нестационарные процессы в ядерном реакторе
Содержание
-
Читайте также:
1. Мгновенные и запаздывающие нейтроны.
2. Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.
3. Глубина выгорания. Период кампании реактора.
4. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства.
5. Отравление ядерного реактора. Отравление ксеноном.
6. Стационарное отравление реактора ксеноном.
7. Йодная яма. Время вынужденной стоянки реактора.
8. Отравление самарием. Стационарное отравление самарием.
9. Прометиевый провал.
-
Читайте также:
10. Запас реактивности. Оперативный запас реактивности.
11. Регулирование ЯЭУ.
12. Выгорающие поглотители.
13. Остаточные тепловыделения в ядерном топливе.
Перечень сокращений
ЯЭУ – ядерная энергетическая установка
ППР – плановый предупредительный ремонт
ТВС – тепловыделяющая сборка
ВВЭР – водо-водяной энергетически реактор
СУЗ – система управления и защиты
ВП – выгорающий поглотитель
Мгновенные и запаздывающие нейтроны.
В процессе деления урана образуются нейтроны, называемые мгновенными, которые испускаются возбужденными осколками деления в течение не более 10 -13 секунды, т. е. практически одновременно с образованием осколков.
Кроме того, около 60-ти видов осколков деления, испытав β–распад, испускают нейтроны, но поскольку это происходит значительно позже появления мгновенных нейтронов, такие нейтроны называют запаздывающими нейтронами.
Средняя суммарная доля выхода запаздывающих нейтронов – β характеризует среднее число запаздывающих нейтронов из общего числа нейтронов, образующихся при делении. Ценность запаздывающих нейтронов выше, так как они рождаются со средней энергией 0,49 МэВ, меньшей, чем у мгновенных нейтронов, и имеют более высокую вероятность стать тепловыми. Эффективная доля запаздывающих нейтронов, полученная с учетом их ценности, мала (βэфф ≈ 0,64 %), однако эти нейтроны оказывают существенное влияние на размножение нейтронов в ректоре.
Наличие в активной зоне ректора небольшого количества запаздывающих нейтронов увеличивает величину среднего времени жизни поколения нейтронов, по крайней мере, на три порядка (см. рис.1).
Рис. 1. Сопоставление среднего времени жизни поколения мгновенных и запаздывающих нейтронов.
Среднее время жизни поколения тепловых нейтронов с учетом запаздывающих нейтронов составляет порядка 0,1 секунды. Благодаря этому управление ректором становится не только принципиально возможным, но и сравнительно простым и безопасным.
Скорость размножения нейтронов также характеризует период реактора – время, в течение которого мощность реактора увеличивается в e = 2,718 раз.
На практике чаще используется параметр – период удвоения мощности реактора, который представляет время, за которое нейтронная мощность изменяется в два раза.
При малых значениях реактивности величина периода реактора пропорциональна времени жизни поколения нейтронов l и обратно пропорциональна величине реактивности:
T ≈ l / ρ
Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.
Работа ядерного реактора связана с протеканием ряда нестационарных процессов, обусловленных делением ядерного топлива и накоплением продуктов деления.
Количество разделившегося горючего при работе на мощности N (МВт) в течение времени t (сутки), т. е. при энерговыработке Nt (Mвm · сутки), составляет
mдел = 1,05Nt, г
Наряду с реакцией деления происходит радиационный захват нейтронов ураном 235 U. Количество образовавшегося 236 U вследствие радиационного захвата нейтронов в 235 U при энерговыработке Nt (Mвm · сутки) составляет
где α = σc / σf — параметр, зависящий от энергии нейтронов, взаимодействующих с горючим, и сорта делящегося изотопа (например, для 235 U α = 0,17).
Следует подчеркнуть, что после поглощения нейтронов ядерным топливом часть из них обязательно испытывает реакцию радиоактивного захвата.
Наряду с продуктивными в плане размножения нейтронов реакциями деления неизбежно возникновение реакций радиоактивного захвата.
Количество выгоревшего (т. е. разделившегося и претерпевшего радиационный захват) горючего при работе реактора при энерговыработке Nt (МВт · сутки) равно:
Для реактора на тепловых нейтронах ядерным топливом 235 U получим
mвыг = 1,23 Nt, г.
Шлакование реактора – это процесс накопления в работающем реакторе стабильных и долгоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате тепловых нейтронов.
Шлаки, являясь продуктами реакции деления, накапливаются в твэлах, блокируя доступ нейтронов к делящимся компонентам топлива. Присутствие шлаков уменьшает коэффициент размножения в основном за счет снижения коэффициента использования тепловых нейтронов.
К категории шлаков относятся около 60 типов продуктов деления, которые являются стабильными или долгоживущими и в разной степени поглощают нейтроны. Накопление шлаков в основной период работы реактора изменяется практически по линейному закону в зависимости от энерговыработки Nt.
Максимальная потеря реактивности вследствие накопления шлаков на практике может достигать значений порядка 1,9 %.
Прометиевый провал.
При останове реактора концентрация ядер 149 Sm увеличивается и стремится к насыщению, равному сумме числа ядер 149 Sm и 149 Pm до останова. Уменьшение запаса реактивности при накоплении самария после останова реактора – прометиевый провал – пропорционально уровню мощности до остановки реактора, который определяет соответствующую установившуюся концентрацию прометия.
Регулирование ЯЭУ.
Органы регулирования СУЗ представляют собой группы стержней, выполненных из поглощающего материала, которые при аварийных ситуациях вводятся (падают) в активную зону и за счет интенсивного поглощения нейтронов обеспечивают прекращение цепной реакции деления. Органы СУЗ могут также использоваться для управления мощностью реактора.
При управлении реактором для изменения его мощности вводится положительная или отрицательная реактивность. В результате этого реактор выводится из критического состояния, и количество нейтронов (нейтронный поток) в активной зоне начинает изменяться.
Скорость изменения нейтронной мощности реактора определяется периодом реактора. При достижении требуемого уровня мощности реактор переводится снова в критическое состояние (см. рис.7). На этапах а и б вводится положительная реактивность за счет выведения органов СУЗ из активной зоны реактора, на этапах в и г – отрицательная при введении СУЗ в активную зону.
Введение положительной реактивности ограничено величиной эффективной доли запаздывающих нейтронов. Если реактору сообщить положительную реактивность ρ = βэфф, то возникает мгновенная критичность реактора, при этом реактор может быть критичен и без запаздывающих нейтронов, т.е. только за счет мгновенных нейтронов. Это приводит к неуправляемому увеличению мощности реактора.
Допустимая положительная реактивность всегда ρ 10 B 19 % и 75 % (σa = 750 барн и 4010 барн). Материалом гадолиниевых ВП является триоксид гадолиния Gd2O3 (σa = 46.600 барн).
При изготовлении ВП перечисленные материалы разбавляют оксидом бериллия BeO, который является хорошим замедлителем, для получения необходимой скорости выгорания поглотителя.
Применение ВП позволяет повысить начальный запас реактивности, например, за счет повышения обогащения топлива, что позволяет повысить энерговыработку загруженного топлива. При этом не требуется повышения эффективности органов регулирования, так как оперативный запас реактивности не увеличивается.
Нестационарные процессы в ядерном реакторе
Содержание
1. Мгновенные и запаздывающие нейтроны.
2. Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.
3. Глубина выгорания. Период кампании реактора.
4. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства.
5. Отравление ядерного реактора. Отравление ксеноном.
6. Стационарное отравление реактора ксеноном.
7. Йодная яма. Время вынужденной стоянки реактора.
8. Отравление самарием. Стационарное отравление самарием.
9. Прометиевый провал.
10. Запас реактивности. Оперативный запас реактивности.
11. Регулирование ЯЭУ.
12. Выгорающие поглотители.
13. Остаточные тепловыделения в ядерном топливе.
Перечень сокращений
ЯЭУ – ядерная энергетическая установка
ППР – плановый предупредительный ремонт
ТВС – тепловыделяющая сборка
ВВЭР – водо-водяной энергетически реактор
СУЗ – система управления и защиты
ВП – выгорающий поглотитель
Последнее изменение этой страницы: 2016-04-23; Нарушение авторского права страницы
Самарий-149 – сильный шлак первой группы. Его стандартное микросечение радиационного захвата sао Sm = 40800барн, а период полураспада Т1/2 Sm = 13.84 года, то есть практически он стабилен. Почему же в таком случае о нём заходит речь в разговоре об отравлении реактора?
Да, самарий – шлак, но дело в том, что накопление его в твэлах реактора имеет некоторые особенности, которые делают процессы изменения концентрации самария-149 качественно похожими на процессы отравления реактора ксеноном. В отличие от прочих шлаков, самарий может не только накапливаться в работающем реакторе, но, обладая большим сечением поглощения, достаточно интенсивно расстреливаться нейтронами, а, следовательно, потери реактивности, связанные с накоплением самария, могут не только однозначно увеличиваться, но и уменьшаться за счёт интенсивного его расстрела на больших уровнях мощности реактора. Это, по-видимому, и послужило поводом для того, чтобы процесс накопления самария-149 называть не шлакованием, а отравлением.
Потери реактивности при стационарном отравлении реактора самарием
Условиями стационарности отравления реактора самарием-149, очевидно, будут:
Поэтому для случаев стационарного отравления дифференциальные уравнения отравления вырождаются в систему линейных алгебраических уравнений:
Складывая почленно эти два уравнения, имеем:
или после сокращения на ненулевую величину плотности потока нейтронов Фо:
Сразу же отметим принципиальное отличие величины стационарной концентрации самария от стационарной концентрации ксенона: она не зависит от величины плотности потока нейтронов, а, следовательно, – и от мощности реактора.
Переходя от стационарной концентрации самария к величине потерь реактивности на отравление реактора самарием, имеем:
то есть и потери реактивности от стационарного отравления реактора самарием не зависят от мощности реактора,а определяются только величиной коэффициента использования тепловых нейтронов в неотравленном самарием реакторе. то получается:
rSm ст = – 0.011 (582.3 / 680.9)q= – 0.00937q= – 0.937q[%] (20.2.5)
Но, поскольку стационарное отравление самарием зависит от величины q, то оно должно зависеть от величины начального обогащения топлива в реакторе: чем выше величина обогащения топлива (х), тем выше концентрация ядер урана-235, тем выше qи тем, следовательно, выше величина стационарного отравления реактора самарием.
В связи с этим нелишне обратить внимание на то, что, несмотря на независимость величины стационарного отравления от мощности реактора, его величина в процессе кампании активной зоны реактора всё же изменяется, а именно – однозначно уменьшается.
Закономерность роста потерь реактивности на отравление самарием до выхода реактора на стационарный уровень отравления.
Характер нарастания потерь реактивности в процессе выхода первоначально разотравленного по самарию реактора на стационарный уровень отравления выясняется путём решения системы дифференциальных уравнений отравления реактора самарием при нулевых начальных условиях (при t = 0 NSm= NPm= 0) и Ф(t) = idem = Фо.
Это решение для величины концентрации самария имеет следующий вид:
То есть, несмотря на независимость величины стационарного отравления реактора самарием от Фо(или от мощности реактора Np) даже при работе разотравленного в начале кампании реактора на постоянном уровне мощности текущая величина самариевого отравления нарастает по экспоненциальному закону с различными скоростями, определяемыми уровнем мощности, на котором работает реактор. Качественный вид расчётных переходных процессов выхода реактора на стационарное отравление самарием на трёх различных уровнях мощности показан на рис.20.2.
Нестационарный выход реактора на стационарное отравление самарием в начале кампании.
Таким образом, наиболее значительные изменения потерь реактивности реактора от отравления самарием происходят в первый период кампании.
При дальнейшей работе реактора слабые изменения отравления реактора самарием имеют место лишь постольку, поскольку в процессе кампании несколько уменьшается величина самого стационарного отравления реактора. Но это происходит плавно и практически незаметно (величина стационарных потерь реактивности от отравления реактора самарием уменьшается на 0.12 ¸0.13 % за всю оставшуюся кампанию).
Тот факт, что при работе реактора в нём накапливается прометий-149, а самарий получается, главным образом, в результате его b-распада, позволяет предсказать, что после останова реактора количество самария в нём должно увеличиваться за счётb-распада накопленного при работе прометия. А это значит, что отравление реактора самарием после останова реактора должноусиливаться.
Итак, после останова реактора концентрация самария от значения в момент останова (NSm0) возрастает до значения (NSm0+NPm0) по экспоненциальному закону за счёт b-распада накопленного к моменту останова прометия, и этот рост происходит с периодом, равным периоду полураспада прометия (Т1/2 = 54 часа).
rSm пп – максимальное дополнительное отравление реактора самарием, достигаемое в результате длительной стоянки реактора после останова и обусловленное увеличением концентрации самария сверх значения её в момент останова за счёт распада накопленного до останова прометия.
Нестационарное переотравление реактора самарием после останова (прометиевый
Глубина прометиевого провала, как несложно сообразить, определяется только концентрацией накопленного к моменту останова реактора прометия, которая NPm ст = (gPm/lPm)sf 5 N5Фо,
пропорциональна уровню мощности, на котором работал реактор перед остановом.
Чем выше уровень мощности Np0, тем выше величина концентрации прометия в момент останова, тем больше самария будет получено в результате его распада, тем, следовательно, большей будет глубина прометиевого провала.
Время наступления максимума прометиевого провала, в отличие от времени наступления максимума йодных ям, не зависит от режимных параметров реактора, поскольку скорость радиоактивного распада прометия определяется только величиной постоянной распада (или периода полураспада) прометия, который, как известно, равен 54 часам. Ранее неоднократно упоминалось, что практическое время полного распада любого радиоактивного элемента приблизительно равно 6¸7 периодам его полураспада. Поэтому время наступления максимума прометиевого провала (равное времени практически полного распада прометия) составит:
В связи со сказанным для практика самым, пожалуй, серьёзным является вопрос: сколь велики потери реактивности от нестационарного отравления самарием после останова?
Уже упоминалось, что величина стационарного отравления реактора ВВЭР-1000 самарием лежит в пределах от (- 0.82%) в начале кампании до (- 0.69%) в конце кампании. Глубина прометиевого провала после остановки реактора с номинальной мощности (Np ном ) составляет (- 0.24%). Казалось бы, по сравнению с глубинами йодных ям, величина самого глубокого прометиевого провала относительно невелика. Однако, уже то, что она составляет приблизительно 0.5bэдолжно заставить эксплуатационника относиться к ней достаточно настороженно и думать, не может ли возникнуть такой практической ситуации, когда эти 0.5bэскованной реактивности смогут высвободиться при разотравлении (ведь это – большая реактивность). К счастью, такой ситуации как будто не существует, но это не избавляет от необходимости учитывать нестационарное отравление после длительной стоянки реактора в расчётах при последующем пуске его.
Переотравление самарием после пуска длительно стоявшего реактора
Попробуем проверить свой уровень понимания самариевого отравления реактора и ответить на вопрос: что будет происходить с величиной отравления реактора самарием, если после длительной (более 15 суток) стоянки реактор пускается вновь и работает на постоянном уровне мощности?
– поскольку после длительной стоянки уровень отравления реактора самарием выше стационарного (на величину прометиевого провала), а реактор, достаточно длительно работающий на мощности, в конечном счёте должен выйти на стационарныйуровень отравления, то при длительной работе реактора на постоянной мощности после долгой стоянки величина отравления самарием должна по прошествии достаточно длительного времени работы реактора снизиться до уровня стационарного отравления, так как весь избыточный самарий (сверх стационарного его количества) за время работы будет расстрелян нейтронами. Реактор должен вернуться к старому уровню стационарного отравления самарием (т.е. к тому, который был в момент последнего останова), так как стационарное отравление не зависит от уровня мощности реактора.
Ответ на этот вопрос получается из решения системы дифференциальных уравнений отравления реактора самарием при теперь уже не нулевых начальных условиях:
(чаще всего NSm0и NPm0являются стационарными концентрациями 149 Sm и 149 Pm).
Выполнение решения и стандартный переход от текущих концентраций самария к текущим величинам отравления самарием позволяет получить выражение для rSm(t), графическая иллюстрация которого для различных значений Фоприведена на рис.20.5.
Переходные процессы изменения отравления реактора самарием при работе реактора на различных уровнях мощности после длительной стоянки.
Нестационарное переотравление реактора самарием после перевода реактора на более высокий или более низкий уровень мощности
Казалось бы, вопрос о характере переходного процесса переотравления реактора самарием перед практиком вообще возникать не должен: о каком переотравлении реактора самарием вообще может идти речь, если на протяжении более 90% времени кампании реактор отравлен самарием стационарно, а величина стационарного отравления самарием не зависит от уровня мощности реактора? При этом, казалось бы, после смены уровня мощности реактора его отравление самарием изменяться не должно.
Но дело в том, что динамическое равновесие между образованием и расстрелом самария (свойственное стационарному отравлению) при изменении уровня мощности реактора нарушается: скорость образования самария пропорциональна текущему значению концентрации прометия, а скорость убыли самария пропорциональна текущему значению концентрации самого самария; в итоге получается, что после увеличения мощности реактора (= увеличения Фо) самарий на первом этапе переходного процесса расстреливается интенсивнее, чем образуется, а после уменьшения мощности, наоборот, – в начале переходного процесса расстреливается менее интенсивно, чем образуется (за счёт более высокой в начальный момент концентрации прометия). Потом, когда концентрация прометия увеличивается (или уменьшается, в согласии с увеличением или уменьшением мощности), скорости образования и убыли самария сравниваются, в результате чего текущая концентрация самария достигает минимума (после увеличения мощности) или максимума (после её снижения). На этом первый этап переходного процессаrSm(t) завершается и после этого начинается монотонное возвращение концентрации самария к стационарному значению.
После увеличения мощности– переходный процессrSm(t) представляет собой плавное отклонение отравления самарием от стационарного значения в сторонууменьшенияс последующим плавным возвращением его к стационарному значению.
Качественные графики переходных процессов переотравления реактора самарием после изменения уровня мощности реактора показаны на рис.20.6. Рассматривая эти графики, практик должен задаться вопросом: сколь значительны упомянутые экстремальные отклонения от значения стационарного отравления самарием, и сколь долго продолжаются сами переходные процессы rSm(t)? Потому что, если они значительны, их надо учитывать и в повседневной практике эксплуатации реактора на них нужно реагировать для поддержания требуемого режима работы реактора.
Качественный вид переходных процессов переотравления реактора самарием после изменений уровня мощности реактора.
Учитывая тот факт, что упомянутые переходные процессы длятся десятками суток (то есть это очень медленные переходные процессы), а величины отклонений текущих значений самариевых отравлений не очень значительны ( не более 0.2% по реактивности), причём эти процессы имеют место в периоды эксплуатации, когда реактор работает на постоянном уровне мощности и контроль за плотностью нейтронного потока в реакторе ведётся непрерывно, эти изменения реактивности вследствие переотравлений реактора самарием опасности не представляют и существенного значения не имеют, а потому в практике эксплуатации реакторов АЭС обычно игнорируются.
Папиллярные узоры пальцев рук – маркер спортивных способностей: дерматоглифические признаки формируются на 3-5 месяце беременности, не изменяются в течение жизни.
Поперечные профили набережных и береговой полосы: На городских территориях берегоукрепление проектируют с учетом технических и экономических требований, но особое значение придают эстетическим.
Организация стока поверхностных вод: Наибольшее количество влаги на земном шаре испаряется с поверхности морей и океанов (88‰).
Что именно произошло на Чернобыльской АЭС
Авария на Чернобыльской АЭС стала самой масштабной катастрофой за всю историю существования ядерной энергетики. До 2011 года, когда землетрясение и цунами спровоцировали аварию на японской АЭС “Фукусима-1”, чернобыльская катастрофа оставалась единственной в истории, которой был присвоен максимальный седьмой уровень опасности.
Изучение последствий аварии и всех доступных данных позволило специалистам воспроизвести практически посекундный сценарий произошедшего на четвертом энергоблоке ЧАЭС, хотя в деталях оценки произошедшего эксперты до сих пор расходятся. Ниже приведен сильно упрощенный вариант развития событий в ночь с 25 на 26 апреля 1986 года и разобраны механизмы, послужившие причиной взрыва.
Немного теории
“Сердцем” АЭС является реактор – именно в его активной зоне происходит ядерный распад. Тяжелые ядра урана-235 распадаются на ядра более легких элементов, и этот процесс, помимо выделения тепла, сопровождается вылетом свободных нейтронов – элементарных частиц, которые, наряду с протонами, входят в состав атомных ядер. Сталкиваясь с ядрами урана-235, нейтроны стимулируют их распад, при котором также выделяются нейтроны – этот каскад получил название цепной реакции.
Если при распаде ядер число вылетевших нейтронов равно числу нейтронов, вызвавших деление, то в реакторе все время выделяется одно и то же количество энергии. Если нейтронов образуется больше – количество выделяющейся энергии растет, а если меньше – то падает. Для стабильной работы АЭС необходимо, чтобы реализовывался первый из описанных выше вариантов. Если же число образующихся при делении ядер свободных нейтронов растет, то рано или поздно этот процесс закончится взрывом.
При прохождении цепной реакции число свободных нейтронов, по определению, со временем будет расти. Чтобы не допустить катастрофического исхода, интенсивность реакций распада в АЭС регулируется при помощи так называемых управляющих стержней, которые содержат материал, хорошо поглощающий нейтроны (например, кадмий или бор). Когда число свободных нейтронов в реакторе становится опасно большим, стержни погружают в активную зону, и количество распадов в единицу времени уменьшается.
Для того чтобы работа АЭС была безопасной, операторам необходимо принимать во внимание еще один процесс – так называемое ксеноновое отравление реактора и вызываемое им падение в йодную яму. При делении ядер урана-235 в результате цепочки вторичных распадов образуется изотоп ксенона-135, в ядрах которого эффективно “застревают” свободные нейтроны. Когда реактор активно работает, все образующиеся ядра ксенона-135 быстро насыщаются нейтронами до максимума – говорят, что они выгорают. Кроме того, часть ядер распадается на ядра других элементов. Если же мощность работы реактора низка, ксенон не успевает выгорать и накапливается в активной зоне – это и есть ксеноновое отравление.
При отравлении реактора предшественник ксенона-135 по цепочке распадов – изотоп йода-135 – начинает превращаться в ксенон с еще большей активностью (это и есть йодная яма). В таком состоянии реактор становится нестабилен и плохо реагирует на движения управляющих стержней, что может привести к плачевным последствиям.
Ксенон-135 поглощает много нейтронов, количество делящихся ядер урана в единицу времени остается низким, и для того, чтобы поднять мощность реактора, необходимо выдвинуть стержни из активной зоны. Если ксенона накопилось достаточно много, то при небольшой амплитуде движения стержней заметных изменений в реакторе не произойдет и может возникнуть соблазн выдвинуть их посильнее.
В какой-то момент количество ядерных распадов достигает определенного порогового значения, мощность реактора (а заодно и тепловыделение) возрастают скачком, и погасить этот процесс быстрым опусканием стержней удается не всегда. По этой причине при ксеноновом отравлении реактора его необходимо полностью заглушить и дождаться естественной убыли ксенона – период его полураспада равен 9 часам. Когда реактор заглушен, турбина не вращается и электричество не вырабатывается.
Хронология
В ночь с 25 на 26 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС должны были пройти испытания новой перспективной методики, которая позволила бы в случае аварийной остановки реактора сразу подавать на него электропитание, поступающее от все еще вращающейся по инерции турбины (так называемый режим выбега). Заглушенному реактору необходимо электричество, так как в нем все равно идут реакции распада и, соответственно, растет температура. Для того чтобы охлаждать активную зону, через нее при помощи насосов непрерывно прокачивают воду, и для работы насосов нужна электроэнергия. Предполагалось проверить работу методики при нескольких исходных параметрах системы, поэтому операторам категорически не хотелось глушить реактор – в этом случае эксперимент пришлось бы проводить повторно в какой-нибудь другой день.
Для тестирования новой методики необходимо было снизить мощность реактора до значения около 700 мегаватт – при этом системы аварийного охлаждения (САОР) неизбежно заглушили бы его, так что операторы приняли решение отключить их. Эксперимент был начат около 23 часов 25 апреля – персонал начал постепенно снижать мощность реактора, причем операторы не дали автоматике команду поддерживать мощность на приемлемом уровне. В итоге она снизилась до 30 мегаватт, и началось ксеноновое отравление реактора. Чтобы поднять мощность, операторы вывели из активной зоны все управляющие стержни, и им удалось разогнать реактор до 200 мегаватт, хотя процесс ксенонового отравления продолжился.
Изначально планировалось, что эксперимент пройдет при мощности реактора от 700 до 1000 мегаватт, но, несмотря на то, что довести реактор до этого значения не удалось, персонал принял решение продолжить апробацию методики. Около часу ночи операторы для проведения необходимых тестов включили все главные циркуляционные насосы (ГЦН) энергоблока, при помощи которых вода прокачивается через реактор. Эта нагрузка оказалась чрезмерной – на работу всех насосов стало не хватать воды, в реакторе, омываемом огромными объемами H2O, снизилось парообразование, и автоматика полностью вывела управляющие стержни из активной зоны.
Опасаясь аварийной остановки реактора и срыва эксперимента, операторы отключили систему, которая глушит реактор при предельно низких значениях уровня воды и давления пара. Мощность реактора все равно оставалась низкой, и персонал в 01:19 вывел из активной зоны все еще находившиеся там стержни ручного управления. В итоге операторы лишились всех рычагов воздействия на систему. Сотрудники ЧАЭС отключили часть насосов, но при внешней стабильности работы реактора приборы выдали сообщение, что он потребляет нерасчетное количество воды и (главное) что процессы в активной зоне практически невозможно регулировать извне (это называется низкой реактивностью). В подобных случаях инструкции по безопасности предписывают немедленно заглушить реактор, но операторы приняли решение продолжить эксперимент.
Более того, чтобы избежать аварийной остановки реактора при проведении опытов, операторы заблокировали систему его отключения в случае прекращения подачи пара на вторую турбину, если до этого уже была выключена первая, что строго запрещено. Одну из турбин предполагалось отключить для того, чтобы протестировать изучаемую методику. После того как это было сделано, ГЦН резко снизили активность, и поток воды через активную зону также стал менее интенсивным. В результате в реакторе стало расти парообразование.
Часть управляющих стержней автоматически начали вдвигаться в активную зону, но их емкости было недостаточно для снижения мощности реактора. Так как подача пара на турбину была отключена, она вращалась все медленнее, и, соответственно, в реакторе сокращалось количество воды, так как вся H2O в системе является “общей”. В 01:23:40 начальник смены приказал нажать кнопку АЗ-5, которая заставляет управляющие стержни максимально быстро вдвигаться в активную зону.
Этот приказ стал роковым из-за так называемого концевого эффекта стержней. Вещество-поглотитель занимает не весь объем стержня – в самом низу находится вытеснитель (в случае ЧАЭС это был графит), который должен “убрать” воду с пути движения поглотителя. При нажатии кнопки АЗ-5 первыми в активную зону вошли вытеснители, которые как поршни вытолкнули оттуда часть воды. Парообразование в реакторе еще подскочило, и стержни “зависли” на слое пара, так и не погрузив поглотитель в активную зону. Операторы прибегли к последнему средству и отключили электромагниты, которые удерживают стержни на арматуре, но это не помогло – пар был слишком плотным. В 01:23:43 реактор “пошел вразнос” (еще несколько аварийных систем успели сработать, но все они давали команду АЗ-5), и в 01:23:44 произошел тепловой взрыв ядерной природы, разрушивший активную зону реактора.
Циркониевая оболочка топливных стержней начала реагировать с паром, в итоге стал выделяться водород (так называемая пароциркониевая реакция), образовавший с кислородом воздуха “гремучую смесь”, которая в 01:23:46 взорвалась. С реактора сорвало тяжеленную бетонную крышку, которая взлетела в воздух и упала рядом с четвертым энергоблоком. В атмосферу было выброшено огромное количество радиоактивных веществ из активной зоны реактора, а “загрязненные” раскаленные обломки разбросало по территории станции. Начались многочисленные пожары. Первый пожарный расчет под командованием лейтенанта Правика выехал к ЧАЭС в 01:30 и во многом благодаря его действиям удалось предотвратить широкое распространение огня.
Кто виноват
Сразу после аварии в СССР была сформирована специальная комиссия по расследованию причин произошедшего. Она восстановила хронологию событий и пришла к выводу, что причиной катастрофы стали действия операторов станции. Позже (но также в 1986 году) это мнение на основании данных, предоставленных советской стороной, поддержала экспертная группа МАГАТЭ под названием INSAG (International Nuclear Safety Advisory Group – Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности).
В 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново изучила имеющуюся информацию и заключила, что авария стала результатом действий персонала, но их последствия приобрели столь катастрофические масштабы из-за некоторых конструктивных недостатков реактора ЧАЭС. К таким недостаткам, в частности, относятся концевой эффект стержней и так называемую положительную реактивность при некоторых режимах работы. Положительной реактивностью называют свойство реактора увеличивать мощность в ответ на некоторые условия, и при проведении эксперимента на ЧАЭС 26 апреля 1986 года создалась ситуация, когда эти условия постоянно поддерживались и даже усиливались, вызывая быстрый и в конечном итоге неконтролируемый рост мощности. INSAG также пересмотрела свои выводы и опять согласилась с коллегами из СССР.
В настоящее время большинство специалистов придерживаются именно такой точки зрения. Авария на ЧАЭС стала результатом необдуманных и безграмотных действий операторов, которые последовательно делали все возможное, чтобы привести ситуацию к катастрофе, но, во-первых, некоторые их решения, которые сейчас кажутся безумными, тогда не считались опасными (просто не было соответствующих данных) и не были запрещены регламентом, а, во-вторых, катастрофический итог стал возможным из-за несовершенства конструкции станции и систем ее безопасности (в частности, они допускали полное отключение защит).
После Чернобыльской аварии во многих странах были заморожены программы развития атомной энергетики, но постепенно такая реакция отторжения ослабла. Анализ произошедшего позволил специалистам выявить многие недостатки реакторов и других систем АЭС, которые, как оказалось, могут сыграть фатальную роль, и устранить их при конструировании новых типов реакторов.
Читайте также:
