Канальный энергетический реактор РБМК-1000 - Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я.

Автор: Доллежаль Н.А. Емельянов И.Я.
Теги: атомная энергетика ядерные реакторы
Год: 1980
Похожие
Ядерные энергетические установки
Ядерные энергетические реакторы
Диагностика и ремонт конструкций активной зоны энергетических ядерных реакторов РБМК-1000
Атомный энергетический реактор ВВЭР-1000
Текст
                    Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов
КАНАЛЬНЫЙ
ЯДЕРНЫЙ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ
РЕАКТОР
М., Атомиздат
1980
Уважаемый посетитель
электронной библиотеки по атомной энергетике
WWER.ru!
Книга предназначена для частного некоммерческого использования.
Эти страницы добавлены для того, чтобы привести в соответствие
реальные номера страниц книги с теми, которые отображаются в
строке меню плагина DjVu.
Для начала чтения книги перейдите к стр. 4.
Уважаемый посетитель
электронной библиотеки по атомной энергетике
WWER.ru!
Книга предназначена для частного некоммерческого использования.
Эти страницы добавлены для того, чтобы привести в соответствие
реальные номера страниц книги с теми, которые отображаются в
строке меню плагина DjVu.
Для начала чтения книги перейдите к стр. 4.
ания и узлов недостатков провел коллектив Ленинградской АЭС
. Ленина.
io-исследовательскими и проектными организациями совместно с эксплу-
ым персоналом ЛАЭС проведены комплексные исследования всего обо-
я станции, исследованы нейтронно-физические характеристики актив-
как в исходном состоянии, так и в процессе эксплуатации на всех режи-
угы станции.
кое использование этих реакторов в ядерной энергетике СССР требует
<и квалифицированного эксплуатационного персонала АЭС.
агаемая книга ставит задачу обобщить опыт создания, пуска и эксплуа-
>вых реакторов подобного типа. Тем самым она будет способствовать под-
орожала АЭС для работы с реакторами подобного типа, а также форми-
специалистов в области ядерной энергетики.
ы благодарят за помощь в работе сотрудников Научно-исследователь-
энструкторского института энерготехники (НИКИЭТ) А. П. Сироткина,
пина, П. А. Гаврилова, В. Г. Адена, В, В. Постникова, А. С. Левчука,
бина, К. К. Полушкина, Ю. Э. Хандамирова, А. И. Клемина, В. П. Ва-
о, Н. 3. Рыбакова, Ю. И. Корякина, В. А. Черняева, В. И. Михана,
ркашова, Л. Н. Подлазова, Т. Ю. Кофаиову.
ГЛАВА 1
ОБЩИЕ ВОПРОСЫ
1.1. ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ПРЕДПОСЫЛКИ СОЗДАНИЯ
ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ
Ускоренное развитие я дерн ой энергетики связано с тенденцией увеличения еди-
ничной мощности блоков АЭС, темп ее роста с 1973 по 1980 гг. оценивается в сред-
нем 6% в год. Однако по некоторым зарубежным прогнозам в дальнейшем ожидает-
ся замедление этого темпа в среднем до 2% с 1980 но 1990 гг. [1.1. Из анализа ха-
рактера изменения единичных мощностей блоков АЭС в США, базирующихся на
легководных реакторах под давлением, вытекает, что средняя единичная мощность
их постепенно стабилизируется на уровне 1000—1300 .МВт (эл.).
Реализация крупных единичных мощностей с помощью корпусных реакторов,
в которых замедлителем и теплоносителем является обычная вода, вызывает оп-
ределенные трудности. Главная из них заключается в сложности изготовления
уникального оборудования и его транспортировки. До последнего времени паро-
генераторы для АЭС поставляются на строительные площадки в собранном виде
водным или специальным колесно-гусеничным транспортом (ввиду больших
габаритов и масс). В США были, пока неудачные, попытки собрать из-
готовленные на заводе секции корпуса и детали внутреннего устройства на стро-
ительной площадке [2]. Отчасти по этой причине американские реакторострои-
тельные фирмы воздерживаются от . проектов реакторов мощностью большей, чем
1300 МВт (эл.).
В настоящее время можно считать, что дальнейшее увеличение единичной мощ-
ности корпусных реакторов возможно только при переходе на новую технологию
и новый принцип создания корпусов, а именно переход на так называемые «мон-
тажные» корпуса, свариваемые на месте сооружения АЭС из заводских заготовок,
либо на корпуса из предварительно-напряженного железобетона. Отдельные про-
работки по монтажным корпусам носят поисковый, научно-исследовательский
характер.
В последнее время начал проявляться интерес к корпусам высокого давления
из предварительно-напряженного железобетона, изготавливаемым на месте стро-
ительства. Применение их в принципе может снять ограничение роста мощности
корпусных реакторов. Разрабатываются корпуса из предварительно-напряжен-
ного железобетона диаметром 24, высотой 40 м и более на давление теплоносителя
до 80 кгс/см2 (~ 8 МПа) при температуре 300—350е С. Дальнейшее развитие ра-
бот в этом направлении — разработка корпусов высокого давления из предвари-
тельно-напряженного чугуна. Считается, что с корпусами из предварительно-на-
пряженного железобетона и чугуна лучше сочетаются схемы кипящего реактора.
Оценивая перспективы развития обеих технологий (монтажных и нестальных кор-
пусов), можно сказать, что их освоение в принципе возможно, но потребует, по-
видимому, значительного времени и средств.
5
, увеличением единичной мощности блоков АЭС свыше 1000 МВт (эл.) нужны
эпроводы большого диаметра. В корпусных кипящих реакторах давление теп-
сителя составляет 80 кгс/см2 (~ 8 МПа) при температуре 290° С, а в реакто-
 водой под давлением максимальное давление равно 185 кгс/см2 (~ 18}5МПа)
температуре 350у С. В настоящее время считается, что на планируемых
ах большой мощности сохранятся эти же параметры. При таких параметрах
нальные диаметры водяных и паровых трубопроводов реакторных установок
шают 700—800 мм. Увеличение единичной мощности свыше 1500 МВт (эл.)
сохранении параметров приведет к дальнейшему увеличению диаметров тру-
оводов и значительным технологическим трудностям. В канальных реакто-
ра проблема менее остра благодаря более низкому давлению теплоносителя,
•омимо ограничений единичной мощности реакторного блока конструкциои-
п технологического характера, присущих зарубежной атомной энергетике в
1 с ее ориентацией в основном на корпусные реакторы, по-видимому, имеются
ничения системного характера, связанные с отсутствием в большинстве за-
ых стран единых государственных энергосистем большой мощности. Отсут-
е таких энергосистем, как известно, затрудняет внедрение энергоблоков боль-
единичной мощности, так как при этом усложняется выполнение требований
езервированию. (Например, наиболее крупная энергетическая фирма США
солидейтед Эдисон» имеет мощность энергосистемы немногим более 20 млн.
) В то же время по условиям резервирования мощностей максимальная мощ-
ь вновь вводимых блоков должна обеспечивать устойчивую работу при лю-
аварии.
.следствие ограничений того и другого рода (условно их можно охарактеризо-
как внешние и внутренние) за рубежом снижаются темпы роста единичной
юсти блоков АЭС, оценки максимальной мощности даже на довольно длитель-
перспективу невелики. В настоящее время можно утверждать, что в предви-
>м будущем (по крайней мере до 1990 г.) наибольшее распространение получат
iycHbie реакторы единичной мощностью до 1300 МВт (эл.). Четко выраженной
енции к ускоренной и крупномасштабной реализации блоков со значительно
.шей единичной мощностью не наблюдается.
фавн ива я отечественную и зарубежную ситуации, можно отметить, что в ус-
1ях Советского Союза требование большой единичной мощности в энергети-
ом производстве приобретает особое значение вследствие наличия крупных
динениых энергосистем, позволяющих наилучшим образом воспринимать
иную единичную мощность. Важное значение в этом отношении имеет также
[алистпческая экономическая интеграция в области энергетического хозяйст-
траи — членов СЭВ, обеспечивающая большие возможности для включения
циональные энергосистемы мощных и сверхмощных блоков АЭС. Какизвест-
-оветский Союз располагает крупнейшими блоками ТЭС, работающими на ор-
I чес ком топливе, и крупнейшими в мире ГЭС. Увеличение единичных мощи о-
блоков в СССР имеет большие экономические, технические и экологические
'посылки.
<арактерной особенностью развития атомной энергетики СССР является стро-
нь ст во АЭС с двумя типами реакторов на тепловых нейтронах—ВВЭР и РБМ1\,
ности которых планируется вводить примерно в равной пропорции. Каждый
реакторов, обладая определенными достоинствами и специфическими качест-
1, имеет собственное значение для развития атомной энергетики страны.
К настоящему времени накоплен достаточно большой опыт эксплуатации АЭ(
с блоками ВВЭР мощностью 440 МВт (эл.). Как в СССР, так и в странах — члена:
СЭВ приступили к сооружению большой серии таких реакторов. Дальнейшее усе
вершен ствование корпусных реакторов в нашей стране направлено на реализацш
блока единичной мощностью 1 млн. кВт. Головной реакторный блок такой серии сс
оружается в качестве пятого блока Нововоронежской АЭС, затем намечается пус
тить несколько блоков в разных районах страны.
В отличие от корпусных реакторов активная зона канального реактора пре/
ставляет собой набор идентичных элементов (каналов), увеличением количества кс
торых может быть создана зона практически любой необходимой мощности.
нальный принцип конструкции как альтернатива корпусному перспективен с
многих точек зрения. Он обеспечивает возможность получения весьма значител!
ных единичных мощностей и повышения параметров теплоносителя (а значип
КПД), большую маневренность в эксплуатации и, что очень важно, гибкий тог
л явный цикл реактора. Эта гибкость обусловлена возможностью перегрузки ядер
ного топлива на работающем реакторе без снижения мощности, хорошими ней:
ронио-физическими показателями и поканальным технологическим контролен
облегчающим использование перспективных видов топлива. В условиях увелг
чения потребности в плутонии и его системной ценности в период, предшествуй
щий вводу реакторов на быстрых нейтронах, гибкость топливного цикла канал!
ных реакторов будет играть важную роль в увеличении производства энергеи
ческого плутония, необходимого для загрузки реакторов на быстрых нейтрона/
Как, по-видимому, и любой другой тип реакторов, канальный реактор имее
недостатки. Главный недостаток — разветвленность и громоздкость контура ци{
куляции. Однако конструктивные усовершенствования позволяют в принциг
резко сократить и упростить контур циркуляции и сделать ядерную паропрои:
водительную установку с канальным реактором близкой по компактности парс
производительной установке с корпусным реактором. Большие резервы имеютс
в снижении металлоемкости канальных реакторов и уменьшении доли дорогосто!
щих материалов. Достоинством канальных реакторов является возможность и;
готовления его на общемашиностроительных заводах. Постоянно совершенству
ясь, канальные уран-графитовые реакторы в нашей стране прошли за 25 лет болз
шой путь от первой АЭС мощностью 5 МВт до мощных блоков по 1500 МВт, стрс
ящихся в настоящее время.
1.2. ОТ 5 ДО 1500 МВт
История развития канальных уран-графитовых энергетических реакторов н:
чалась с разработки и пуска 27 июня 1954 г. Первой в мире АЭС в Обнинске. От
была создана под научным руководством академика И. В. Курчатова [3, 4]. Разве]
тывание работ по практическому использованию атомной энергии и выбору коне
рукции Первой в мире АЭС имело место, естественно, много раньше и относите
к 1948—1949 гг. К концу 1949 г. стало ясно, что энергетический графитовый peai
тор канального типа с водяным охлаждением в качестве первого шага на пути ра:
вития ядерной энергетики имеет явное преимущество перед всеми другими коне
рукциями. Это преимущество в значительной степени определялось опытом по ра:
работке подобных систем, уже накопленным к тому времени. Выбор воды в качес
ве теплоносителя был определен прежде всего экономическими соображениями,
ке многолетним ее применением в качестве рабочего тела на обычных электро-
щиях. В целях сокращения времени создания Первой в мире АЭС была исполн-
ена имеющаяся в распоряжении паровая турбина мощностью 5000 кВт, что и
щелило тепловую мощность реактора.
Эдной из главных проблем того времени был выбор конструкции твэла, содер-
гего уран. Следует подчеркнуть, что в то время не было еще таких ко н стр у к-
зных реакторных материалов, как цирконий и его сплавы. Поэтому для приня-
। давления теплоносителя 100 кгс/см2 и температуры 300° С единственным кон-
кционным материалом могла быть нержавеющая сталь.
3 1958 г., т. е. через четыре года после пуска Первой в мире АЭС, в СССР была
;ена первая очередь Сибирской АЭС с уран-графитовым реактором канального
1 мощностью 100 МВт (эл.). После полного ввода в строй мощность Сибирской
’ составила 600 МВт.
Следующий этап развития реакторов канального типа — пуск Белоярской
им. И. В. Курчатова суммарной мощностью 300 МВт, впервые продемонстри-
шший возможность ядер но го перегрева пара в промышленных масштабах.
Белоярской АЭС установлены два реактора: первый питает паром турбину
дюстыо 100 МВт (тепловая мощность реактора 280 МВт), второй — две тур-
ы по 100 МВт (тепловая мощность реактора 530 МВт). Кроме того, паром, от-
аемым из турбины, обеспечиваются отопительные и бытовые потребности в теп-
орода с населением 15 тыс. чел., расположенного вблизи станции. Параметры
а, поступающего в турбины от обоих реакторов, одинаковы: давление 90 кгс/см2
* МПа), температура 500—510° С. Первый блок достиг критичности в сентяб-
963 г. ив апреле 1964 г. был включен в энергосистему. Второй блок достиг
тичиости в октябре 1967 г. и был подключен к энергосистеме в декабре 1967 г.
iMoro начала он вводился в действие с использованием пароперегревательных
алов на проектных параметрах.
3 настоящее время можно с уверенностью сказать, что за прошедший период
эвные идеи и принципы, заложенные в проекте Белоярской АЭС, прошли боль-
э промышленную проверку и подтвердились. В частности, осуществлен пере-
J пара непосредственно в реакторе до температуры 505—520° С, а на выходе от-
нятых пароперегревательных каналов — до температуры 545—550° С; показана
ложность применения углеродистых сталей для оборудования контуров с ра-
зктивным теплоносителем; освоено применение на АЭС типового турбинного и
гого тепломеханического оборудования.
Эпыт эксплуатации и большой объем разнообразных экспериментальных ра-
на Первой в мире АЭС, продолжительный опыт эксплуатации реакторовСибир-
Э АЭС, а также опыт конструирования, сооружения и длительной эксплуата-
реакторов Белоярской АЭС—все это позволило прийти к выводу, что каналь-
реакторы с графитовым замедлителем, охлаждаемые обычной кипящей водой,
ут рассматриваться как надежные и экономически приемлемые для использова-
их в АЭС большой мощности.
Следующий этап в развитии канальных уран-графитовых реакторов — созда-
большой серии реакторов РБМК мощностью по 1000 МВт (эл.), начавшееся
юда в строй первого блока Л АЭС. Научное руководство всем комплексом ра-
связанным с созданием реактора этой серии, осуществлено академиком
4. Александровым 15].
Физический пуск реактора РБМК первого блока Ленинградской АЭС состоялся
в сентябре—октябре 1973 г. В этот период были проведены эксперименты по уточ-
нению физических характеристик реактора, по результатам которых была опреде-
лена исходная начальная загрузка с необходимым запасом реактивности и с задан-
ными полями энерговыделения. После завершения пусконаладочных работ и под-
готовки необходимого оборудования с 14 ноября по 21 декабря 1973 г. был произ-
веден энергетический пуск реактора. Проектной мощности 1 млн. кВт реактор Дос-
тиг 1 ноября 1974 г.
В мае 1975 г. состоялся физический пуск реактора РБМК второго блока Ле-
нинградской АЭС. В июле—сентябре 1975 г. был проведен энергетический пуск ре-
актора, 30 сентября Государственной комиссией реактор был принят в эксплуата-
цию, а в ноябре дал ток в Ленинградскую энергосистему. 8 января 1976 г. второй
блок достиг проектной мощности 1000 МВт (эл.). В настоящее время реакторы
РБМК обоих блоков Ленинградской АЭС успешно работают. В 1977 г. коэффи-
циент использования установленной мощности по станции составил 70,8%. Ввод
реакторов в эксплуатацию завершил сооружение первой очереди Ленинградской
АЭС. Сооружается вторая очередь ЛАЭС, включающая также два блока с реак-
торами РБМК. Энергетический пуск первого из них был проведен 20 февра-
ля 1980 г.
Т а б л иц а -1.1
Характеристики канальных уран-графитовых реакторов
Параметр	БАЗСЛ	БАЭС-2	РБМК л 000	РБМК Л 500	РБМКП:24ДО
Мощность, МВт: электрическая	ТОО	200	1000	1500	2400
тепловая	286 (280)	530	3200	4800	6500
Параметры пара перед турбиной: давление, кгс/см2 (—10^ Па) температура, °C	90	90	65	65	65
	500	500	280	280	450
Число и мощность тур-	1ХЮ0	2Х100'	2X500	2X750	2X1200
бин, МВт Размеры активной зоны, м: диаметр	7,2	7,2	11,8	11,8	
длинаХширина						—-				25Х’
высота	6	6	7	7	7
Число рабочих каналов (в	998 (268)	998 (266)	1693	1661	2880 (960)
том числе пароперегрева- тельных) Среднее обогащение ура-	1,8	3,0	1,8—2,0	2,0	2,4/3,0
на в испарнтельмых/паропе- рег рева тельных каналах, % Средняя глубина выгора-	4	14,6	18,5	21	27/25
ния топлива в испаритель- ных / пароперегревательпых каналах, ГВт  сут/т Материал оболочки твэ-	Пержаве-	Пержаве-	Цирконий	Цирконий	Цирконий—
ЛОВ	ющая сталь	ющая сталь			нержаве- ющая сталь
9
а Курской и Чернобыльской АЭС с реакторами РБМК работают на проект-
иощности по два блока, ведется дальнейшее строительство на этих станциях,
:же на Смоленской и Игналинской. На последней будут установлены реакторы
{остью по 1500 МВт (эл.) каждый. В настоящее время ведутся разработки по
анию канального реактора с ядерным- перегревом пара мощностью 2400
(эл.).
> табл. 1.1 даны важнейшие характеристики канальных уран-графитовых реак-
в. Значительные научно-исследовательские и конструкторские работы ведут-
в направлении использования ядерных реакторов для теплофикации и выра-
и технологического высокопотенциального тепла 16].
1СОК ЛИТЕРАТУРЫ
орякин Ю. И. Ядерыая энергетика на МИРЭК-10. — Атомная техника за рубежом,
1978, Л'э 2, с. 3.
нтипин А. Н. Техника транспортировки и монтажа основного оборудования АЭС в
США. — Атомная техника за рубежом, 1973, № 10, с. 17.
оллежаль Н. А. Рождение атомной энергетики. —Атомная энергия, 1978, т. 44, № 1,
.' 14.
>лохинцев Д. И. Рождение мирного атома. М., Атомиздат, 1977.
клександров А. П- Атомная энергетика и научно-технический прогресс. М., Наука, 1978.
Емельянов И. Я- О развитии ядсрной энергетики. — Изв. АН СССР. Энергетика и транс-
торт, 1977, А» 5, с. 13.
ГЛАВА 2
ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
АКТИВНОЙ ЗОНЫ
2.1.	СТРУКТУРА АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Ядерный энергетический реактор РБМК является гетерогенным канальным реак-
тором на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя используется
графит. Теплоноситель •— кипящая легкая вода — циркулирует по вертикальным
каналам, пронизывающим кладку активной зоны. Этот тип реактора является даль-
нейшим развитием уран-графитовых реакторов в СССР.
Активная зона имеет форму вертикального цилиндра эквивалентным диамет-
ром 11,8 и высотой 7 м. Она окружена боковым отражателем толщиной 1 м и тор-
цевыми отражателями толщиной по 0,5 м. В состав активной зоны входят твэлы,
замедлитель, теплоноситель, технологические каналы, стержни — поглотители
нейтронов (стержни управления) (рис. 2.1).
Графитовая кладка реактора представляет собой 2488 вертикальных колонн,
которые собраны из блоков сечением 250x250 мм с плотностью графита 1,65 г/см3.
Блоки по вертикальной оси имеют сквозные отверстия диаметром 114 мм, предназ-
наченные для размещения технологических каналов и каналов контроля и управ-
ления. В отверстия четырех рядов периферийных колонн (бокового отражателя)
установлены графитовые стержни.
В 1693 ячейках квадратной решетки активной зоны размещены технологичес-
кие каналы. Часть канала, размещенная в активной зоне, изготовлена из циркони-
евого сплава и представляет собой трубу диаметром 88 мм с толщиной стенки
4 мм. Для обеспечения теплового контакта с блоками кладки на трубу надеты
графитовые кольца. Внутрь канала устанавливается тепловыделяющая кассета,
представляющая собой две последовательно соединенные тепловыделяющие сбор-
ки (ТВС) длиной 3,5 м каждая. Конструктивный зазор между ТВС составляет
около 20 мм. ТВС состоит из 18 стержневых твэлов, которые крепятся с помощью
стальных дистаиционирующих решеток на центральной трубе, изготовленной из
циркониевого сплава размером 15x1,25 мм. Внутри нее проходит либо несущий
стержень диаметром 12 мм, либо несущая труба размером 12x2,5 мм из цирконие-
вого сплава. Твэл представляет собой трубку наружным диаметром 13,5 мм с тол-
щиной стенки 0,9 мм из циркониевого сплава, заполненную таблетками диамет-
ром 11,5 мм из двуокиси урана плотностью до 10,5 г/см3 с обогащением 1,8 или
2% 235 U. Внутренняя полость твэла при изготовлении заполняется смесью арго-
на и гелия и герметизируется электронно-лучевой сваркой. В исходном состоянии
в части технологических каналов устанавливаются дополнительные поглотители
(ДП).
Теплоноситель подается снизу в каждый технологический канал. Экономайзер-
ный участок канала, на котором вода нагревается до температуры насыщения,
11
меет высоту около 2,5 м от низа активной зоны. На остальной ее части имеет мес-
э процесс развитого кипения, причем массовое паросодержание теплоносителя
о ходу потока увеличивается и на выходе из активной зоны в среднем по реакто-
у составляет 14,5%.
Каналы системы контроля и управления располагаются так же, как и техноло-
аческие, в центральных отверстиях графитовых колонн кладки. Квадратная ре-
гетка размещения 179 стержней имеет шаг 700 мм и повернута относительно ре-
[етки технологических каналов на 45°. Стержни СУЗ. функционально разделены
обеспечивающие радиальное регулирование поля энерговыделения,
а группы,
*ис. 2.1. Структура активной зоны:
— графитовая кладка: 2“ торцевой отра-
жатель: 3 — боковой отражатель; 4 — ка-
ал охлаждения отражателя; 5 — укорочен^
ын стержень-поглотитель (УСП): 6 — стер-
жень автоматического регулятора (АР):
“Технологический канал: 5—тепловыде-
йющая кассета; 9 — стержень ручного ре-
/лпрования (РР) и аварийной зашиты
АЗ)
(стержни РР), автоматическое регулирова-
ние среднего уровня мощности (АР), аварий-
ное прекращение цепной реакции (АЗ) и ре-
гулирование поля энерговыделения по высоте
(УСП). Стержни первых трех групп выводятся
из активной зоны вверх, укороченные .стерж-
ни-поглотители четвертой группы выводятся
вниз.
Канал для стержней СУЗ изготовлен из
того же циркониевого сплава, что и техноло-
гический, но имеет диаметр 88 мм с толщиной
стенки 3 мм. Снаружи на канал также надеты
графитовые кольца. Поглощающие стержни
набираются из однотипных звеньев, шарнир-
но соединенных друг с другом. Звено погло-
тителя имеет втулочную конструкцию. Втул-
ки из карбида бора размером 65x7,5 мм и
общей длиной 984 мм заключены в герметич-
ную кольцевую полость, образованную на-
ружной трубой размером 70x2 мм и внут-
ренней трубой размером 50x2 мм, послед-
ние изготовлены из алюминиевого сплава.
-тержни РР, АР, АЗ собраны из пяти звеньев поглотителя и имеют общую
лину5120мм; УСП собраны из трех звеньев общей длиной 3050 мм.
Для охлаждения каналов и стержней используется автономный водяной кон-
ур с насосно-теплообменной установкой. Вода движется в каналах сверху вниз и
мывает наружную и внутреннюю поверхности оболочек поглощающих стержней,
агреваясь от 40 до 60° С. При работающем реакторе внутренняя полость кана-
ов независимо от положения стержней заполнена водой. У всех стержней, за ис-
лючением АР, имеются вытеснители, состоящие из пяти шарнирно-связанных
руг с другом звеньев общей длиной 5000 мм. Звено вытеснителя представляет со-
ей трубу размером 74x2,5 мм из алюминиевого сплава с герметичными торцевы-
[И заглушками. Одно звено полое, остальные заполнены втулками и цилиндр ичес-
шми блочками из графита. При выводе поглощающего стержня из эффективной об-
асти активной зоны в эту область вводится вытеснитель, и за счет вытеснения
асти воды, которая является сильным поглотителем, достигается улучшение ба-
ланса нейтронов. Стержень АР отличается от стержней РР и АЗ тем, что не имеет
ьггеснителя и в нижней части сборки поглотителя установлена шайба диаметром
0 мм для распределения расхода охлаждающей воды. Через внутренние полости
2
стержней АР, так же как и в стержнях РР, АЗ, проходит 1/3 общего расхода те
доносителя через канал.
Распределение нейтронного поля по объему активной зоны контролируется
помощью системы физического контроля (СФКРЭ). Для этой цели в 12 канала
равномерно распределенных в центральной части активной зоны, размещаются <
мисекционные ^-эмиссионные датчики контроля за полями энерговыделения
высоте. Для контроля за распределением энерговыделения по радиусу реакто
используются ^-эмиссионные датчики, которые установлены в герметичных г
лостях центральных несущих трубок тепловыделяющих кассет 117 тсхнологиче
ких каналов. В четырех каналах, расположенных в периферийном ряду активн
зоны, размещены камеры деления, которые используются для контроля за пот
ком нейтронов при пуске реактора.
В кладке реактора в узлах стыка графитовых блоков имеется 20 вертикалью
отверстий диаметром 45 мм, в которых установлены каналы с трехзонными терх
парами для контроля за температурой графита. Для охлаждения отражателя п:
дусмотрено 156 каналов в центральных отверстиях периферийного ряда грае:
товых колонн. В качестве охлаждающей среды в этих каналах, а также в 12 к
налах с высотными датчиками контроля энерговыдел ей ня и четырех каналах с к
мерами деления используется вода автономного контура системы управления.
2.2.	МЕТОДИКА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКОГО РАСЧЕТА
Разработка реактора РБМК основывалась на опыте проектирования и мног
летней эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов Первой в мире АЭ
Сибирской АЭС, Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова. Поэтому методы нейтро
ио-физического расчета, проверенные на действующих реакторах, явились осн
вой для разработки методики нейтронно-физического расчета реактора РБМ;
Вместе с тем вследствие ориентации на непрерывный режим перегрузки работ
каналов и некоторых конструктивных особенностей реактора РБМК потребов
лись дополнения к существующим методам, а в ряде случаев и разработка новь
методических решений. Можно выделить три основных этапа в развитии метод!
расчета реактора РБМК:
а)	выработка физической концепции реактора и оценка его основных нейтро
ио-физических характеристик на базе традиционных методов расчета ура
графитовых реакторов:
б)	определение основных проектных физических характеристик реактора и ра
работка специализированных программ расчета ячеек и решеток каналов реакт
ров типа РБМК;
в)	уточнение физических характеристик реактора и проведение расчетов к е
пуску.
Программа расчета выгорания топлива в ячейке. Основной программой, с п
мощью которой была выполнена большая часть проектных физических расчете
реактора и которая использовалась для проведения подготовительных расчете
для других программ, является программа ВРМ расчета выгорания топлива
ячейке канального реактора на тепловых нейтронах с ТВС стержневого типа п(
задании геометрических размеров и физического состава ячейки. В программе о
ределяется глубина выгорания урана и баланс нейтронов в режиме непрерывне
или частичной перегрузки, изотопный состав топлива и мощность канала кг
функции времени при заданных геометрических размерах, начальном обогащенг
рана, средней мощности канала и утечки нейтронов за пределы ячейки. Темпера-
ура топлива и замедлителя определяется в соответствующих блоках программы.
Томимо основного варианта программа имеет несколько модификаций: расчет
циородной решетки; расчет эффектов реактивности; расчет исходных данных
ля гетерогенных программ и двухгрупповых констант.
Требования быстродействия и простоты алгоритма определили выбор упрощен-
ых расчетных методик. Рассматривается канал с усредненными по высоте тем-
ературой и плотностью теплоносителя. Размножение нейтронов в высокоэнер-
этической области и поглощение на резонансах 2iJSU рассчитывается обычными
пособами для однородной решетки. При рассмотрении процессов в тепловой обла-
ги энергий выделяется ячейка Вигнера —• Зейца, однако на ее границе вводится
еретечка нейтронов, которая имеет разные знаки для свежего и выгоревшего ка-
алов и обеспечивает интегральный баланс генерации и поглощения нейтронов в
роцессе кампании. Считается, что за пределы ячейки вытекают только тепловые
ейтроны. Захват нейтронов в эпитепловой области энергий принят малым. Спектр
ейтронов в тепловой и эпитепловой областях представляется в виде суммы мак-
велловского спектра с эффективной температурой нейтронов, зависящей от ко-
рдинат, и спектра Ферми, при этом используется система сечений Весткотта.
Iotok нейтронов рассчитывается в -приближении для модели двухзонной Ячей-
H. Распределение потока тепловых нейтронов по отдельным твэлам сборки учиты-
ается также в /^-приближении. Наличие неразмножающих каналов в реакторе
читывается введением эффективного шага («размазывания» графита).
Гетерогенная программа ГЭ, учитывающая эпитепловые эффекты. Наиболее
бщим методом расчета характеристик неоднородной решетки рабочих каналов
вляется гетерогенная методика [ 1, 2]. В классической гетерогенной методике реак-
эр рассматривается как система рабочих каналов, помещенных в замедляющую
веду, а каналы конечных размеров — как нитевидные источники быстрых нейт-
онов и стоки для тепловых и резонансных нейтронов. Для описания диффузии
зпловых нейтронов между каналами применяется элементарное диффузионное
равнение. Поглощающие свойства каналов характеризуются логарифмической
роизводной потока тепловых нейтронов на поверхность канала.
Применение классической гетерогенной методики к расчетам современных
яергетических реакторов связано с большими трудностями. Во-первых, объем
анала составляет значительную часть объема ячейки, так что предположение об
х нитевидности приводит к заметной погрешности. Во-вторых, существенная до-
я нейтронов замедляется внутри канала, в результате чего он является источни-
ом не только быстрых, но и тепловых нейтронов. Кроме того, в энергетических
еакторах с большой глубиной выгорания урана при накоплении изотопов с сече-
иями, имеющими большие резонансные интегралы, значительная доля нейтро-
ов поглощается и генерируется в эпитепловой области энергии. Модификация
етерогенной методики, позволяющая учесть указанные особенности решетки ка-
алов, имеет условное название ГЭ. По программе ГЭ можно рассчитать коэффи-
иент размножения и распределение нейтронного потока по каналам ячейки пе-
иоднчиости с максимальным количеством разнородных каналов 16. Программа
‘Э использована в качестве блока в программе расчета выгорания топлива решет-
и каналов с учетом неоднородности свойств по высоте.
Гетерогенная программа расчета выгорания. Методика расчета выгорания топ-
ива в канальном реакторе, работающем в режиме непрерывных перегрузок (с не-
однородной активной зоной), основана на двух предположениях. Во-первь
структура загрузки активной зоны и последовательность перегрузки рабочих i
налов предполагаются такими, что активная зона представляет собой периодич
кую решетку технологических каналов с различным выгоранием топлива, осн<
ным повторяющимся элементом которой является ячейка периодичности (или м;
роячейка). При расчете реактора РБМК обычно рассматривается макроячей]
состоящая из 14 технологических каналов и двух каналов управления. Сдел;
ное предположение упрощает расчет нейтронных полей по макроячейке, одна
при этом подразумевается, что рассматриваемые макро ячейки расположены
плато распределения энерговыделения (или реактор бесконечно большой по рад]
су). Во-вторых, предполагается, что макроскопические константы технологич
ких каналов определяются лишь глубиной выгорания топлива в данном канал-
не зависят от свойств соседних каналов. При этом расчет выгорания в гетерог-
ной системе распадается на две независимые части:
а)	расчет макроскопических свойств технологических каналов в зависимо!
от степени выгорания топлива;
б)	расчет распределения мощности по макроячейке, состоящей из различи
каналов, свойства которых определены в первой части расчета.
В последней части в качестве основного блока используется программа ]
Полученное при этом распределение мощности предполагается неизменным в
чение заданного временного шага, который может быть выбран достаточно малг
Подобное разделение расчета выгорания позволяет значительно сократить врс
счета, поскольку непосредственный расчет свойств канала во второй части не п
водится, а делается лишь выборка из свойств.
Для учета неоднородности свойств технологического канала по высоте, воз:
кающей в результате изменения плотности теплоносителя, неравномерного вы
рання топлива или переменной загрузки топлива по длине канала, в програь
предусмотрена возможность выделения до восьми зон по высоте (програь
HINDI). Распределение потока нейтронов рассчитывается в одногрупповом п
ближении. Программа учитывает изменение структуры загрузки активной зс
в соответствии с одной из схем перегрузки каналов, определяемых режимов ра
ты реактора, например при уменьшении коэффициента размножения ниже зад
ного значения либо при выполнении других условий: достижении заданной г.
бииы выгорания, мощности канала. Она достаточно универсальна и позволяет
следовать различные топливные загрузки канальных реакторов. В отличие
программы ВРМ в ней учитывается реальная структура ячейки периодично
реактора и наличие в решетке неразмножающих каналов. Ограничения возмож
стей программы связаны с представлением активной зоны в виде набора одина
вых макро ячеек и с предположен нем о постоянном в течение кампании распреде
нии плотности теплоносителя по высоте канала, хотя характер заспределе!
энерговыделения меняется значительно, особенно в начальный период работы
актора.
Программы двумерного расчета реактора. Развитие вычислительной техн!
значительно расширило возможности реализации расчетных методов, которые
могли быть осуществлены ранее. Прежде всего внимание было обращено на те
просы расчета реактора, которые были мало исследованы, в частности на р
чет распределения энерговыделения по всему реактору. Опыт эксплуатации ре
торов Белоярской АЭС свидетельствует о том, что в отличие от уран-графито:
нсгоров на природном уране в реакторах со слабообогащениым топливом могут
тикнуть местные всплески энерговыделения, обусловленные локальными неод-
)одностями структуры активной зоны. Для реакторов Белоярской АЭС с числом
талов примерно 1000 для ЭВМ М-220 была разработана программа двумерного
х___^-геометрии) расчета полей энерговыделения [3]. Использованный в ней
:ленный метод расчета критичности и распределения энерговыделения с появле-
>м ЭВМ БЭСМ-6 был реализован в двумерных программах для числа каналов
3000. Для обработки результатов физического пуска реактора и формирования
шомасштабной загрузки была широко использована программа BOKR. В на-
ящее время после введения в программу дополнительных блоков, учитываю-
х неравномерное отравление топлива ксеноном и выгорание топлива, програм-
BOKR-COBZ 14] используется в качестве эксплуатационной программы для
:чета полей энерговыделения.
В программе BOKR реализовано решение системы двухгрупповых диффузион-
х уравнений для реактора, состоящего из разнородных квадратных ячеек,
утри каждой ячейки физические свойства постоянны. Узлы расчетной сетки сов-
ьют с центрами каналов. При сопоставлении расчетных и экспериментальных
[ных было показано, что такое размещение узлов более предпочтительно, чем
гл ах элементарных ячеек реактора, как принято в работе [3]. Для решения сис-
ы диффузионных уравнений использован итерационный процесс, в котором не-
ся из заданных единичных начальных распределений нейтронных потоков в
кдой энергетической группе и для начального значения коэффициента размно-
-шя, равного 1, в результате последовательного обхода всех узлов расчетной сет-
определяются распределение источников нейтронов и новое распределение пото-
нейтронов первой и второй групп. Затем проводится следующая итерация с ис-
гьзованием полученных в результате предыдущей итерации нейтронных пото-
!. После каждой итерации вычисляется новое значение коэффициента размно-
тая.
Подобная итерационная схема является схемой с «перемешанными» итерация-
в которой, в отличие от классической схемы с внешними и внутренними ите-
шями, источники нейтронов корректируются не после некоторого приблпже-
I для них нейтронного потока, а после каждой итерации. Такая схема оказалась
дящейся и удобной по скорости расчета. Для уменьшения времени расчета
юльзован метод последовательной верхней релаксации Янга и Франкела, при-
гяемый для ускорения сходимости внутренних итераций в классической схеме.
Наличие в активной зоне регулирующих стержней и других неразмножающих
1алов учитывается заданием соответствующих гомогенизированных свойств
ек, в которых расположены эти поглотители. Частично погруженные стерж-
заменяются полностью погруженными стержнями, эквивалентными первым по
активности.
В работах [5,6] разработан метод гетерогенного расчета реактора, распростра-
эщий классический гетерогенный метод на реакторные системы с большим (до
0) числом ячеек. Гетерогенный реактор представляется в виде конечной решет-
тонких стержней (каналов) в бесконечном замедлителе. Перенос нейтронов в
едлителе описывается двухгрупповыми диффузионными уравнениями типа Ta-
rn на — Фейнберга с применением квазиальбедного метода. Двумерные диффу-
нные уравнения с нитевидными источниками — стоками приближенно пере-
ываются в форме, аналогичной конечно-разностной. Для этого реактор покры-
вается квадратной сеткой, равной шагу решетки, так что источники — стоки нахе
дятся только в ее узлах.
По указанной методике составлена программа QUAM (ее последующие мод!
фикации NEWQUAM и QUAM-2). которая позволяет рассчитать распредел»
ние энерговыделения по каналам реактора, активная зона которого вписывается
квадрат со стороной не более 48 ячеек. Число различных сортов стержней (кан.
лов) ие превышает 99. Имеется возможность задавать индивидуальные характери
тики для каждого канала; линейная интерполяция при определении зависимое!
свойств от выгорания делается для всех параметров канала.
При сравнении результатов расчета по программам BOKR н QUAM было п>
казано, что обе программы дают достаточно близкое распределение энерговыдел
ния по каналам реактора.
Программы, используемые в физических расчетах. Не останавливаясь на х;
рактернстиках программ, приведем перечень наименований и назначение пр<
грамм, используемых при выполнении физических расчетов реактора РБМ
и предназначенных для проведения традиционных реакторных расчетов,
СИ-5, Р3-15 и Р3-50 — программы решения односкоростного кинетическоз
уравнения в Р3-приближении. Используются для расчета распределения пото!
тепловых нейтронов по элементарной ячейке.
ДОП и МОВ — программы решения одномерных двухгрупповых диффузно’
ных уравнений. Используются при расчете полей энерговыделения по высоте
радиусу гомогенизированной модели реактора.
POIS — программа расчета нестационарного отравления. Используется дг
расчета отравления реактора в переходных режимах.
ВОР — программа расчета выгорания топлива «в точке». Используется nf
расчете физических свойств ячеек с каналами, отличающимися от модели, прин
той в программе ВРМ.
ДСП — двухтрупповая синтетическая программа двумерного расчета реакт
ра методом разделения переменных. Двумерный расчет заменяется последователе
ными одномерными.
ГРИМ — программа определения физических характеристик неразмножающп
каналов.
«Фуга» — модернизированная гетерогенная программа расчета каналов с уч*
том эффектов быстрых, резонансных и эпитепловых нейтронов, обусловленны
присутствием в загрузке неразмножающих каналов.
«Фиалка» — программа расчета поправок к гетерогенным константам рабочи
каналов, обусловленных наличием около них неразмножающих каналов.
2.3.	ФИЗИЧЕСКИЕ ЭКСПЕРИМЕНТЫ
Сложность структуры активной зоны реактора, работающего в режиме непре
рывных перегрузок, наличие каналов с существенно различными размножающим!
поглощающими и замедляющими свойствами, большие размеры активной зон:
делали проведение полномасштабных экспериментов практически неосуществ!
мыми вследствие их большой стоимости и, главное, длительных сроков на их ос}
ществление — создание полномасштабного стенда, изготовление каналов, кассе
и т. п. Однако была ясна необходимость экспериментальной проверки и уточни
ния методов расчета сложных решеток. Поэтому эксперименты в период разрабо!
i проекта проводились на вставке уже имевшегося графитового стенда; шаг ре-
зтки каналов во вставке был равен проектному и составлял 25 см, число каналов
- 81; высота исследованных систем — 3,5 м, т. е. была в два раза меньше проект-
ин Полученные экспериментальные данные использовались для корректировки
[счетных методик и оценки характеристик реактора.
Эксперименты по определению характеристик сложных решеток проводи-
шь по этапам — от простого к сложному. На первом этапе исследовались одио-
зные решетки ТВС типа РБМК, составленных из стержневых твэлов из дву-
шси урана с естественным содержанием 235 U. Измерялись параметры размноже-
1я решетки, а также поля нейтронов в ячейке. В этих экспериментах было иска-
но, что для решетки типа РБМК при использовании двуокиси урана естествен-
но обогащения система не может быть критической. Поэтому дальнейшие экспе-
[менты с естественным ураном выполнялись на подкритической сборке, окру-
жной зоной запала. Эксперименты проводились при температуре 25е С с сухой
ной и зоной, заполненной водой. Был показан положительный характер реактив-
сти при обезвоживании решетки каналов с ТВС.
Ввиду конструкционного разрыва топлива по высоте активной зоны между
ВС были измерены распределения нейтронов по высоте канала в области разры-
и определена степень повышения плотности потока нейтронов. Было показано,
о этот всплеск быстро спадает по мере удаления от оси канала, что введение в
нтр ТВС вытеснителя приводит к заметному выравниванию поля нейтронов по
диусу канала. В табл. 2.1 представлены результаты измерений, выполненных с
ссетами из 18 твэлов с 2%-ным обогащением топлива. Разрыв между топливом в
элах по вертикали составлял 41 мм, материал концевых деталей — сплав САВ.
1ализ экспериментальных данных позволил заключить, что всплеск энерговыде-
ния на торцах периферийных твэлов свежих ТВС реактора РБМК в рабочем со-
оянии составляет 35—40% и уменьшается экспоненциально по мере удаления
разрыва с длиной релаксации 1,3 см-1.
Табл и на 2.1
Относительный всплеск плотности потока нейтронов в области разрыва ТВС
Место измерения	Материал между твэламя			
	САВ иIhO		САВ	
	Внутреннее. кольцо	Наружное кольцо	Внутреннее кольцо	Наружное кольцо
В центре разрыва	1.83	1.58	1,5!	1,39
На границе топлива	1,53	1,37	1,35	1.25
Вдали от разрыва	1,0'	1,26	1,0	1,13
Кроме экспериментов с однородными решетками были проведены эксперимен-
1 со смешанными решетками, которые набирались из кассет 2%-ного и естествен-
но обогащения. Смешанные решетки формировались из полиячеек, которые
юдставляли собой квадраты, состоящие из четырех каналов. Типы исследован-
1х решеток и результаты определения их материальных параметров %2 с водой и
з воды в технологических каналах приведены в табл. 2.2.
Сравнение значений к2 для рассмотренных решеток с водой и без воды в техн
гических каналах показало, что эффект изменения реактивности при обезвож
нии каналов отрицателен для решетки, содержащей кассеты 2%-ного обогаще]
и положителен для других исследованных типов решеток. При среднем обоп
нии по полиячейке 1,7—1,8% 235 U эффект обезвоживания близок к нулю. И:
висимости х3 от среднего обогащения сделан вывод, что минимальное обогаще
Значения материального параметра х2
Табл и ц а 2.2
Загрузка иолнячейки*	Среднее обога- щение ПО П0Л11- ячейке, %	10--		Дх2 = х2без нзо- %~с НгО, ю-4 СМ-2
		Без воды	С водой	
0:4	0,714	-0,712	—3,87	3,16
4:0	2	5.74	6,43	—0,69
3 : 1	1,67	4,57	4,07	0,5
2:2	1,35	3,08	1,67	1,41
1 : 3	1	1,42	— 1,03	2,45
2:1 +				
+ 1 пустой**	1,57	3,12	2,12	1
'* Указано отношение количества обогащенных кассет к количеству кассет естественного
состава топлива.
** Эффективный шаг 33 см.
при котором холодный неотравленный реактор с водой в технологических кана
может быть сделан критическим, составляет примерно 1,2%.
Как и следовало ожидать, спектр нейтронов в решетках с обогащенным тог
вом является более жестким по сравнению со спектром в решетке из кассет с
тественным ураном. Заполнение водой технологических каналов приводит к
щественному смягчению спектра и изменению поля нейтронов по кассете, осо<
но для твэлов внешнего кольца, в котором плотность нейтронов возрастает на ]
20%. Превышение эффективной температуры нейтронов на границе ячейки
температурой графита для сборок с обогащенным топливом без воды и с водой
ставляет 160 и 100° С соответственно, а для сборок с естественным окисным тог
вом ПО и 80° С. Коэффициент неравномерности плотности нейтронов по касс
определяемый как отношение максимальной плотности в каком-либо твэле к с;
нему ее значению по всем твэлам, при заполнении канала водой увеличивала
3 и 5% для каналов с естественным и обогащенным топливом соответственно
ни в одном случае не превышал 1,1.
Зависимость эффективности ДП от соотношения втулок из 2 %-ной борис
стали («тяжелые» втулки) и обычной стали («легкие» втулки) экспериментально
ла изучена в различных системах, а именно с водой и без воды в технологичес
каналах с ТВС и в каналах ДП. Доля эпитеплового поглощения ц = рдп/ (Рд
-н Рдп) для ДП в канале без воды в зависимости от соотношения тяжелых и .
ких втулок была получена равной для легкого ДП 3,0%; для ДП с отношен
личеств тяжелых втулок к легким 3:1—5%, для тяжелого ДП — 8%. Здесь
п и рдп — эффективности поглощения в эпитепловой и тепловой областях
ектра соответственно. Учитывая втулочную конструкцию ДП, было исследо-
но влияние внутренней воды на поглощающую способность ДП, которое пока-
ю, что внутренняя вода увеличивает эффективность ДП. Например, эффектив-
сть тяжелого ДП при наличии внутренней воды увеличивается на 13%. Таким
разом, эксперимент показал, что при обезвоживании ДП его эффективность при
очих равных условиях уменьшается, и подтвердил целесообразность введения
утреннего алюминиевого вытеснителя.
'Эксперименты по влиянию внешнего слоя воды на компенсирующую способ-
сть ДП с внутренним алюминиевым вытеснителем показали, что слой воды во-
уг ДП уменьшает его эффективность на 10%. Этот результат относится как к
желому ДП, так и к ДП, имеющему соотношение бористых и обычных втулок
1. Однако при заполнении водой канала с поглотителем, составленным только
легких втулок, эффективность его увеличивается.
Такие же эксперименты были проведены со стержнями-поглотителями, подоб-
ии стержням управления реактора, имеющими в качестве поглотителя карбид
ра. Эксперименты показали, что наличие воды внутри стержня увеличивает его
фективность примерно на 5%, а внешний слой воды существенно уменьшает его
мпенсирующую способность. Так, при толщине слоя 2 мм эффективность стерж-
уменылается примерно на 5%; при 4 мм — на 9%; при 6 мм — на 13%. Доля
итеплового поглощения при наличии воды внутри стержня составляет 18—20%.
Следует отметить, что все экспериментальные данные были получены на не-
тьших по размерам критических сборках, которые лишь имитировали различ-
е фрагменты полномасштабной загрузки реактора и различные условия для
годного неотравленного реактора. Поэтому они использовались для проверки и
рректировки расчетных методик.
, РАСЧЕТНЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
L1. Основные периоды работы реактора
Нейтронно-физические характеристики реактора РБМК рассчитывались для
?х основных периодов его работы: первого этапа работы реактора с начальной
'рузкой; так называемого переходного периода, который предшествует стацио-
зному режиму перегрузок; стационарного режима непрерывной перегрузки топ-
ва. Каждый из указанных периодов имеет свою специфическую направленность,
стационарном режиме перегрузки топлива реактор должен обладать наилуч-
:ми технико-экономическими показателями, обеспечивающими его конкуренто-
зсобность в сравнении с электростанциями других типов. Начальная загрузка
жтора должна обеспечить надежную компенсацию начальной избыточной реак-
зности свежего топлива при оптимальных технико-экономических показателях,
реходный период характеризуется постоянным изменением структуры актив-
и зоны и ее нейтронно-физических характеристик. Ниже рассмотрены основные
:четные нейтронно-физические характеристики реактора РБМК и их изменение
;ависимости от периода работы реактора.
2.4.2.	Начальная загрузка реактора
Рассматривались варианты осуществления начальной загрузки и про.хоа
ния переходного периода: снижение обогащения топлива в кассетах начали
загрузки, использование кассет с разным обогащением топлива, неполная загр
ка активной зоны и т. и. Тот или иной вариант выбирают на основе нейтронно-
зических:, теплотехнических, экономических и динамических исследований акт
нон зоны и установки в целом. Более подробно вопросы оптимизации начали
топливной загрузки рассмотрены в работах [7—9], основные результаты кото{
представлены в табл. 2.3. В ней приведены различные составы ячейки период
ности, состоящей из 16 ячеек, включая два канала СУЗ.
Из табл. 2.3 следует, что в начальный период работы реактора локалы
перекос мощности каналов в ячейке периодичности для всех вариантов, кроме
рианта 2, заметно превышает соответствующее значение для стационарного
жима работы реактора, равное 1,25. Это означает: чтобы тепловые нагрузки
превышали значений, принятых для стационарного режима, реактор в течение
которого времени должен работать на пониженной мощности. То же самое мо>
заметить в отношении неравномерности поля по высоте. Лишь в вариантах 2
путем подбора соответствующих свойств ДП по высоте можно обеспечить коэф
циент аксиальной неравномерности энерговыделения, не превышающий значе:
в стационарном режиме, в котором выравнивание энерговыделения по выс
происходит в результате выгорания топлива.
На основании выполненных исследований при формировании начальной з
ливной загрузки реактора РБМК использован принцип неполной загрузки ре
тора кассетами и введения в освободившиеся ячейки ДП. Выбор длины ДП и [
пределения его поглощающих свойств по высоте определяется двумя фактора
Во-первых, стержни ДП должны обеспечивать компенсацию реактивности (<
местно со стержнями системы регулирования) во всех состояниях реактора,
вторых, стержни ДП должны способствовать выравниванию поля энерговыд<
ния по высоте реактора до необходимых пределов. Непосредственно во время
зического пуска реактора РБМК был откорректирован состав ДП: на верхне
нижнем участках длиной по 1 м тяжелые и легкие поглощающие кольца набран
соотношении 1/2, а на центральном участке длиной 5 м — в соотношении 3
Выбор мест установки ДП в активной зоне. Поскольку стержень ДП по кр.1
руктивным размерам взаимозаменяем с кассетой, размещение их в активной з
не оговаривается какими-либо конструктивными решениями и могут быть расе?
рены различные способы размещения ДП относительно каналов СУЗ в ячейке
риодичности. Расчеты по программе ГЭ ячеек периодичности с различным рас
ложением ДП и различным содержанием каналов СУЗ показали, что коэффг
енты размножения при этом могут различаться примерно на 1 % без стержне
на 0,5% — со стержнями СУЗ, а максимальные мощности технологических кг
лов — примерно на 2%. Наибольший интерес представляет сравнение двух с
метричиых относительно каналов СУЗ расположений ДП в ячейке периодично»
показанных на рис. 2.2. Сопоставление размещений ДП проведено при по;
масштабной начальной загрузке реактора в рабочем состоянии как со стержн.
СУЗ, так и без них. При штатном размещении ДП регулирующие стержни бс
эффективно регулируют мощность свежезагруженной кассеты, чем при шах?
ном размещении. Эго обстоятельство заставляет отдать предпочтение штата
Основные характеристики некоторых вариантов начальной загрузки
ом ер jианта ’рузки	Состав ячейки периодичности (кроме 2 каналов СУЗ)	Начальная загруз- ка, т		Расход природноге урана за J0 лет работы, т		Накопле- ние й9Ри, 2i:Pti за 10 лет, кг	
		урана	природно- го урака	без реге- нерации и	с регене- рацией		
1	14 каналов с обогащением 1.14%	179,7	345	1924	1748	1402	
2 3 4 5	2 канала с ДП и 12 каналов с обогащением 1,8% 6 каналов с обогащением 13% 8 каналов с природным ура- ном 5 каналов е обогащением 2% 9 каналов с природным ура- ном 8 каналов с обогащением 1,5% 6 каналов с природным ура- ном	154 77 102,7 64 115,7 102,7 77	515 360 356 354	1929 1882 1872 1896	1796 1767 1758 1776	1308 1402 1397 1417	
6 1 1	2 капала с ДП и 12 каналов с обогащением 1}5%	154	415	1991	1794	1400	
Триведены
коэффициента реактивности.
результаты предварительных расчетов парового
2.2. Размещение ДП в ячейках
одичности:
штатное; б — шахматное; значком от-
I канал управления
мещению ДП, поскольку по эффективности ДП и стержней СУЗ оба варианта
ичаются незначительно.
Распределение энерговыделения по высоте и радиусу активной зоны. На форму
иального распределения энерговыделения в начальный момент работы реакто-
существенное влияние оказывает распределение поглощающих свойств по дли-
ДП; в такой же степени могут влиять и стержни СУЗ. Учет фактического раз-
менян регулирующих стержней в активной зоне при отсутствии программ
трехмерного расчета реактора может быть
сделан лишь приближенно. Такого рода оцен-
ки показывают, что при перемещении стерж-
ней форма поля по высоте может изменяться
очень значительно и для компенсации иска-
жений поля неполностью погруженными
стержнями РР стержни УСП необходимо рас-
полагать ниже центра активной зоны. При
выбранном составе ДП коэффициент неравно-
мерности по высоте можно поддерживать в
пределах 1,25—1,50.
Расчетные исследования распределений
эн ер го выделен и я по радиусу реактора мож-
Таблица f
	Глубина зьлорапия топлива 1 [ а ч ал з;о f i		Длительность кампа- нии каналов началь- ной загрузки, эфф. сут		Коэффициент нерав- но м о р н ос тн п 0 я ч с 1 'г к а периодичности		Средине за 10 лет при- веденные затраты* коп. у (кВт-ч)	Т емпера- турпый коэффи- циент топлива, ](М °C“J	Паров< коэфф' Дне нт активзк стк*, f
	загрузки.	ГВ'й-суту'т							
	ма i<cn- малиная	м и ни- мальная	макси* мальная	МИНИ’ мальная	па чал ь- иый	макся- МйЛЫГЪ’Й			
	15,8	3,6	1300	240	1,015	1,35	0,8057	-1,8	1,8
	23,5	12,7	1700	800	1,17	1,25	О',8058	-1,1	-1,3
	21,4	17.0	1460	1020.	1,4	1,4	0,8048	-1,5	1,7
	9,7	2,4	920	210					
	23,7	19,4	1460	1100	1,53	1,53	0,8058	— 1,5	1.8
	9,8	2,3	1000	200					
	19,2	QO OI	1430	810	1,24	1,33	0,8032	— 1,4	1,81
	7,7	2,6	700	230					
	16,8	6,3	1340	390	1,19	1.38	0,8175	— 1,04	— 0,9
но условно разделить на три этапа. На первом определяют соотношение ко.
честв ДП в центральной и периферийной гомогенизированных областях реакто
необходимое для заданного выравнивания энерго выделен и я по радиусу актива
зоны. На втором этапе уточняют конкретную картограмму размещения ДП в
тивной зоне с помощью двумерных программ расчета реактора в целом. Треть
этапом исследования радиальных полей эн ер го выделен и я следует считать nepi
физического пуска реактора, когда проводят большое количество расчетов
двумерным программам, по результатам которых с учетом фактически получ
ных на реакторе данных выбирают начальную загрузку реактора. (Для работ;
щих реакторов РБМК в зависимости от технологических допусков на загрузи
обогащение топлива и плотность графита начальная загрузка содержит 145'
1440 кассет и 230—240 ДП.) Расчетами показано, что в горячем отравленном
стоянии реактора можно выбрать такое положение стержней СУЗ, при кото]
компенсируемая ими реактивность примерно равна проектному оперативному
пасу реактивности, а неравномерность распределения энерговыделения по рад
су составляет 1,28.
Расчетные исследования полномасштабной загрузки, а затем и опыт экспл
танин реактора РБМК показали, что характерной особенностью его являе
большая чувствительность нейтронных полей к перемещению органов управлен
Это связано с тем, что большая избыточная реактивность компенсируется бс
м количеством поглотителей, причем при извлечении некоторых из них (осо-
1но периферийных) возникает область, иногда близкая к критичности и содер-
щая 15—20 каналов с ТВС, среди которых не оказывается ни одного поглоти-
1Я. В связи с этим места размещения стержней и извлекаемые стержни РР сле-
;т выбирать очень тщательно, соблюдая определенную последовательность изв-
1енпя последних.
На основании многочисленных расчетов по выравниванию полей энерговыде-
-П1Я в реакторе предложено все 89 стержней РР разбить на четыре группы в за-
?имости от их местоположения в реакторе (табл. 2.4). IV группа объединяет
зиферийные стержни, центральные стержни разделены на три регулярные,
зженные друг в друга, решетки. В каждый момент времени оперативная ком-
пания избыточной реактивности производится стержнями РР одной из цеит-
чьных групп и периферийными стержнями, которые перемещаются таким обра-
ц чтобы выравнивать токи боковых ионизационных камер. Стержни каждой
игральной группы перемещаются последовательно, занимая примерно одинако-
? по высоте положение с отклонением от среднего положения ±0,5 м. Стержни
/х других центральных групп при этом занимают крайние верхнее или нижнее
тожения в зависимости от запаса реактивности. Указанный порядок извлечения
ржней РР позволяет поддерживать радиальный коэффициент неравномерно-
: - 1,8.
Таблица 2.4
;бивка стержней РР по группам*
руппа	П группа	III группа	IV группа	I группа	II группа		III группа	IV группа
'-21	16—25	22—25	12—31	42—41	36-	-45	42—35	CD со со
—31	16—35	22—35	12—35	42—51	36—55		42—45	42— 11
—41	16—45	22—45	12-41	42—61	46’— 15		42—55	42—65
—51	26— 15	22—55	12—45	52—21	46—25		52-25	46—11
—21	26—25	32—15	16—21	а2—31	46—35		о 2—35	4&—65
—31	26—35	32—25	16—55	52—41	46—45		52—45	52 — 15
—41	26—45	33—35	22— 15	52—о!	46—55		52—55	56—21
—51	26—55	32—45	22—61	52^61	56—25		62—35	56—61
—61	36^15	32—55	32—11	62—31	56—3^		62—45	62;—25
—21	36—25	42—15	32—65	62—41	56-	-45		62—55
—31	36—35	42—25	36—11	62—51	56—5о			66—31 66—35 66—41 66—45
Размещение стержней в реакторе показано
is а рис, 2,3.
При достижении мощности реактора, при которой становятся достоверными
азания датчиков системы физического контроля, фактическое выравнивание
я производится по их показаниям с использованием стержней различных групп.
Эффекты и коэффициенты реактивности для начальной загрузки реактора.
)еделение температурных и плотностных эффектов реактивности активной зо-
реактора РБМК— один из наиболее сложных расчетов. Во многом это опре-
яется сложностью состава активной зоны, а также практически полным отсут-
•1ем к пуску реактора опытных данных, которые позволили бы откорректиро-
вать методы расчета эффектов реактивности. Экспериментальные данные были
лучены не на полномасштабном стенде, а на вставке из 81 канала и на критичесв
сборках, имеющих половинную высоту активной зоны, где использовались стер
ни двух- или трехметровой длины. В связи с этим расчеты эффектов реактивное
10 12 14 16 20 22 24 26 30 32 34 36 40 42 44 46 50 62 54 56 60 62 64 ' 66
Рис. 2.3. Начальная загрузка реактора второго блока Ленинградской АЭС
1 __ стержень РР: 2 — стержень УСП: 3 — стержень АР; 4 — стержень АЗ: 3 — стержень переком-
ненащми АЗ: б' —датчик эиерговыделсния по высоте [Л.К.Э(в) 1: “—пусковая камера деления* о
допол н и тел ьн ы й поглоти гель: 5^ — незагруженный канал; /(/ — т gilt о выделяющая Kacceta с датчиков
энергозыделения по радиусу (ДКЭ(р)): И—тепловыделяющая кассеjа
корректировались и частично выполнялись заново с учетом экспериментальш
результатов, полученных на реакторе.
Для начальной загрузки рассмотрены три основные вопроса: изменение реа
тивностн при обезвоживании активной зоны в холодном состоянии; изменение [.
активности при разогреве активной зоны; определение коэффициентов реактивн
сти’б рабочем состоянии. В табл. 2.5 приведены расчетные и экспериментальна
1ные по изменению реактивности при обезвоживании активной зоны холод-
70 неотравленного реактора.
Изучение изменения реактивности при разогреве активной зоны позволяло оде-
ть оценку таких важных характеристик реактора, как температурные коэффи-
енты реактивности замедлителя <хс, воды а/в, топлива я суммарный темпе-
турный коэффициент с^. Расчет выполнен для интервала температур 100--
0® С в предположении, что в активную зону погружено 90 стержней управления
1бл. 2.6). Расчет коэффициентов реактивности для номинальных рабочих значе-
й теплотехнических параметров реактора проведен в предположении, что в ак-
вной зоне его в этом состоянии находится 30 полностью погруженных стержней,
ючетные значения коэффициентов реактивности оказались следующими: ас = 0;
— ___5! 1. Ю-5 °C-1; ат =— 1,0-10-5 ;С-1; плотностной коэффициент реак-
вности av = 1,44-10~3 см3/г и паровой коэффициент реактивности
; = Др/Дср - — 1-10-3.
Таблица 2.5
|)фект обезвоживания
.’безвожен- ьге каналы	Расчет	Эксперимент
С ТВС	—0,00055	—0,001^0.0005
с ДП	—0.00726	—0,011 ±0,0013
СУЗ	0,0141	0,010±0,0013
Таблиц а 2.0
Расчетные и экспериментальные
температурные коэффициенты
реактивности, 10_г-с С"1
Коэффициент реакгибкости	Расчет	Оценка но эксперимен тальиы м данным
QSv	—4,8	—5
«с	3.4	3
Uf п + Ut	—8,5	—8
Изменение коэффициентов реактивности в процессе работы реактора рассмот-
ено далее.
Распределение плотности нейтронного потока по кассете и твэлам. Распределе-
ие плотности потока тепловых нейтронов по ячейке рассчитано по программе СИ-5
Р з-приближении с учетом термализации для гомогенизированной модели канала,
(ля удобства проведения теплотехнических расчетов распределение плотности
отока по каждому твэлу, согласно [10], приведено к виду
ф£ (г,9) = (Pt 4- qtr cos 0) exp (g/2),
де pi — относительный уровень плотности потока в твэле г-го ряда; qi — гра-
.иент плотности потока по твэлам z-ro ряда; £г- — коэффициент выедания плотно
ти потока в твэле; биг — полярные координаты точки относительно центра твэ-
[а.
Для определения параметра | в Р3-приближении рассчитано распределение
юйтронов по микроячейке, состоящей из твэла, окруженного эквивалентным ко-
тчеством воды. По полученному распределению нейтронов внутри твэла о пре-
юл ен параметр который оказался равным 0,2 см-2. Предположено, что для всех
'вэлов значение £ одинаково. По распределению плотности потока нейтронов по-
-шейке определены для твэлов внутреннего (I = 1) и наружного (с = 2) кольца
26
параметры pY = 0,611; qx = 0,0331 см-1; p2 = 0,706; q2 = 0,0845 см x. В резул
тате для эн ер го выделения в относительных единицах получены выражени
ф( (Г) 0) = (0,611 Д 0,0331 г cos 0) exp (0,2 г2);	=0,655;
ф2 (г, 0) = (0,706-й 0,0845 г cos 0) exp (0,2 г2); Ф,= 0,765; Ф = 0,73,
где Ф1? Ф2, Ф — средние значения объемного эн ер го выделен и я в твэлах вих-
ренного кольца, наружного кольца и во всех твэлах соответственно.
Согласно полученным выражениям коэффициент неравномерности энергов.
деления по твэлам Ктв = 1,05; коэффициент неравномерности удельной энерг
напряженности топлива Kv ~ 1,11; максимальный коэффициент неравномерн
сти по радиусу твэла /<Д = 1,06. Выполненный расчет соответствует равноме
ному распределению делящихся изотопов по радиусу твэла. Накопление 239 Р
которое будет в большей степени происходить в наружных слоях сердечника те
ла, исказит форму энерговыделения в топливе, однако рассмотренное раепрег
ление является наиболее опасным по максимальной температуре топлива.
2.4.3.	Переходный период работы реактора
Переходный период работы реактора, т. е. время от начальной загрузки до в
хода на стационарный режим перегрузки топлива, характеризуется непреры
ным изменением параметров реактора и состава активной зоны. Одной изнаибол
существенных в этот период является проблема организации непрерывной пер
грузки тепловыделяющих кассет, удовлетворяющей условиям поддержания в з
данных пределах запаса реактивности и неравномерности энерговыделения. Реш
ние этой задачи может усложняться дополнительными эксплуатационными усл
виями, например задержкой сроков ввода разгрузочно-загрузочной машины, н
обходимостью перегрузки определенных каналов и др. Для условий проектн,
непрерывной перегрузки кассет были представлены рекомендации по последов
дельности перегрузки ДП, определены расход кассет, глубина выгорания выгр
жаемого топлива и другие показатели реактора, необходимые для определен:
экономических характеристик станции в переходный период.
Для удобства расчетов перегрузку топлива целесообразно связать с ячейка;
периодичности. При этом активную зону разделили на две радиальные област
центральную и периферийную, причем предполагали, что ячейки периодичное
в каждой области одинаковы и имеют свою постоянную суммарную мощное!
определяемую количеством ячеек в зоне и средней мощностью зоны. Расчета
ячейка периодичности в центральной области имеет среднюю мощность 28,9 М
и содержит в начальный момент 12 тепловыделяющих кассет, 2 ДП и 2 канала СУ
Расчетная ячейка в периферийной области имеет среднюю мощность 21,8 М.
и содержит 13 кассет, 2 ДП и 1 канал СУЗ.
Все ячейки периодичности в каждой области перегружаются по одинаков
программе с определенной последовательностью замены кассет. Эта последоЕ
дельность перегрузки каналов сохраняется на протяжении всего срока служ1
реактора. Для сохранения симметрии загрузки и ее периодичности в каждой с
ласти реактора перегружаются каналы, одинаково расположенные в ячейках г
риодичности. Очевидно, что в реальных условиях программа перегрузки мои
корректироваться на основе фактической энерговыработки каналов и распре;
тенил энерговыделения по реактору. Кроме того, нарушения принятой лоследо-
зателы-юсти могут происходить на периферии реактора, где выявление одинако-
вых ячеек периодичности не может быть сделано однозначно.
Расчет режима перегрузки топлива. Результаты расчета режима перегрузки по
iporpa.M.vie HINDI приведены в табл. 2.7 — 2.9. Согласно расчету по этой про-
'рамме, средняя глубина выгорания топлива в стационарном режиме перегрузки
-оставляет 19 ГВт-сут/т, что согласуется с проектным значением 18,5 ГВт-сут/т
? пределах нескольких процентов.
Представленные в табл. 2.7 и 2.8 данные позволяют оцепить условия работы
каналов первоначальной загрузки в реакторе и получить несколько величин, ха-
рактеризующих переходный период работы реактора, например расход кассет
1,ля всего реактора за переходный период работы (табл. 2.10). В стационарном
режиме перегрузки расход тепловыделяющих кассет составляет 475 на выработ-
ку реактором 10G МВт-сут тепловой энергии.
Табл и ца 27
)сновные характеристики режима перегрузки в центральной области
	Времи до	перегрузки.	Глубина выгорания,			Перегрузом-
перегрузки в ячейке не-	эФ4	). сут		ГВт су т/т		ный кежрфи* циепт
						
риодичностп	минимальное			средняя	Микснмальвая	_Лмакс
		м о к си м а л Ы1 ое	м и п има ь гj а я			14 пер
1 (перегрузка	100	390	0	0	0	1,182
ДП)						
2 (перегрузка.	390	630	0	0	0	1,085
ДП)						
3	630	670	11,8	12,2	12.6	1,193
4	670	720	12,6	13,0	13.4	1,193
5	720-	770	13,4	13,8	14.2	1,193
6	770	820	14,3	14,7	15.3	1,192
7	820	890	15,0	15,5	16.0	1,192
8	890	950	16,1	16,6	17,1	1,193
9	950	1020	17,1	17,6	18,2	1,191
10	1020	1100	18.1	18,7	19,3	1,188
11	1100	1180	19,2	19,5	20,5	1,175
12	1180	1260	20,3	20,6	20,9	1,153
13	1260	1340	20,6	21,1	21,6	1,142
14	1340	1430	21,4	22,2	23,0	1,118
15	1430	1510	22,3	22,5	22,6	1,149
16	1510	1590	18,8	20.0	21,2	1,162
17	1590	1660	17.2	18,1	19,0	1.182
18	1660	1740	18.2	18.5	18,8	1,181
19	1740'	1810	18,9	19.0	19,1	1,184
20	1810	1890	19.1	19.3	19.5	1,180
21	1890	1970	19,4	19,6	19,7	1.184
22	1970	2050	19,7	19,9	20,0	1,185
23	2050	2130	20,0'	20,2	20.4	1,184
24	2130	2210	20,1	20,1	20.1	1,206
25	2210	2280	19,8	19.9	20,0	1,174
26	2280	2360	19,7	19,8	19,9	1,182
27	2360	2430	19,1	19.2	19.3	1,176
28	2430	2510	19,0'	19,1	19.2	1,156
29	2510	—	—	19,5	—	1,141 *
Таблиц
Основные характеристики режима перегрузки в периферийной области
Номер перегруз- ки в ячейке периодичноеты	Время до перегрузки, зфф, сут		Глуби ни выгорания. ГИт-сут/г			Перец иый ко цие 1 ^пер^"
	ипнмальпое	мёксн м ci л ыюе	•м и ни милызая	средняя		
1 (перегрузка	50	430	0	0	0	1,1
ДП) 2 (перегрузка	430	790	О'	0	0	1,01
ДП) 3	790	840	10.6	11,0	11.4	
4	840	900	11.4	11.7	12.0	1,к
5	900	960	12,0	12,4	12,8	1,Н
6	960	1030	12,6	13.2	13,6	1,И
7	1030	1100	13.3	13.4	13.5	1,11
8	1100	1170	14,0	14,3	14.6	1,н
9	1170	1250	14,3	14.8	15,3	1,1С
10	1250	1330	15,3	15.7	16,1	1,14
11	1330	1410	16,1	16.5	16,9	1,15
12	1410	1500	16,8	17,3	1 /,8	1,11
13	1500	1600	17.7	18.2	18,7	1,11
14	1600	1700	18,8	19.2	19,6	1,11
15	1700	1800	19,6	20,1	20.6	1,09
16	1800	1910	20,6	21,1	21,7	1,12
17	1910'	2000	16,8	18,0	19,2	1,И
18	2000	2090	15,5	16.4	17,3	1,15
19	2090	2180	16,8	16,9	17,1	1,20
20	2180	2280	17,1	17.2	17,о	1,20
21	2280'	2370	17,5	17,6	17./	1,20'
22	2370	2460	17,1	17,2	17,3	1,21'
23	2460	2550	17,3	17,4	17,6	1,19
Таблица
Изотопный состав топлива, кг/т
Выгорание, ГВ-г-сут/т	255U	-^Pll	211 Ри			'Ptl		Шл
0	17.870	0	0	982,13	0	0	0	0
1,825	15,763	0,9216	0.0053	980,96	0.3432	0,0640	0,00012	и
3,635	13,937	1,5393	0,0335	979,79	0,6374	0,2108	0,00185	
5.405	12,335	1,9094	0.0827	978.63	0.8913	0,3888	0,00760	5?J
7,122	10,916	2,1703	0,1430	977.50	1,1122	0,5730	0,01899	7,;
8.774	9,662	2.3357	0,2062	976.38	1.3037	0, / 5оэ	0,03668	9,-
10,358	8.556	2,4314	0,2673	975.29	1.4692	0.9317	0.06060	10J 1 й :
11,871	7,579	2,4795	0,3237	974,23	1,6124	1.0978	0,09058	
13,320	6.714	2,4956	0,3743	973,19	1,7362	1,2518	0,12590	14Д
14,702	5.948	2,4906	0,4186	972.13	1,8432	1,3931	0,16600	
16.023	5,270	2,4719	0,4567	971,19	1,9355	1,5217	0,21025	]о,<: T о г
17.286	4.668	2.4448	0,4892	970.22	2.0150	1,6382	0,25806	18,1 Л п п
18,495	4.136	2,4129	0,5166	969,27	2,0832	1,7433	0,30889	19.3
19,655	3,663	2,3786	0.5396	968,34	2,1415	1.83/9	0,36225	
20,768	3,244	2,3436	0,5586	967,43	2,1912	1,9227	0,41773	21,о
Эффекты и коэффициенты реактивности. Вследствие сложности структуры ак-
•ивной зоны и неравномерности распределения выгорания по объему активной
,оны расчет эффектов и коэффициентов реактивности в переходный период работы
>еактора представляет собой сложную задачу. Поэтому их рассчитывали при сред-
гем выгорании первоначально загруженных каналов 5 и 10 ГВт-сут/т, поскольку
при выгорании 5 ГВт-сут/т заканчивается извлечение ДП по одному из каждой
шейки периодичности и при 10 ГВт-сут/т—извлечение всех ДП. Расчетные зна-
енпя коэффициентов реактивности в указанные моменты кампании представле-
:ы в табл. 2.11.
Таблица 2.10
Расход тепловыделяющих кассет
> переходный период в зависимости
>т энерговыработки*
f- и’		J-X.J J.HW Ml 1 'И 1 	1		1 ! । г*м —J Ё -JT о		Е, 1 0ri АИЗт  сут	
	0	: 1,0	87	Д,о	225	3,0	815
IQ Ф1 а ।	5	1,25	120	2.25	375	3,25	950
. 5	30	L t5	1о4	2,50	520 :	3,5	1075
, / о	□ / i	1.75	187	; 2.7о	670	3,75 4,0	1195 1325
г
,’а
= J (/) di — питстральпая выработка ре-
0
ктором тепловой энергии:	— тепловая мош.-
реактора: g — расход кассет на загрузку
еахтора.
Таблица 2.11
Расчетные значения коэффициентов
реактивности
Коэффициент	Среднее выгорание топлива в реакторе, ГВт-сут/т	
	5	10
CZC. 10-5 оС-1	3,2	5,4
а/в, IO- “С-i	0,42	5,0
ат. IO-5 °C-1	-1,0	— 1.1
сс , 10-- емз/г г	—0,22	— 1.30
V IO-*	0,15	0.92
Указанные в табл. 2.11 результаты получены из предположения, что реактор
меет номинальные теплотехнические характеристики, а для компенсации о пера-
явного запаса реактивности в зону погружено 20 стержней регулирования.
Перекосы мощности при перегрузке ДП. Представленные выше расчеты реак-
ора в режиме перегрузки ДП и замены их тепловыделяющими кассетами были вы-
о л йены у; сходя из условия одновременной замены ДП во всех ячейках пер иод ич-
ости реактора. В этом случае учитывается только перераспределение мощности
нутри ячейки периодичности. Фактически в реакторе находятся ячейки перио-
ичности с различным количеством ДП, что искажает распределение нейтрон-
ого потока по реактору.
Опыт расчетов перегрузки реактора по двумерным программам показывает,
то, во-первых, перекосы, возникающие при замене ДП на кассеты, оказываются
ольшими, чем следует из расчетов ячейки периодичности (коэффициент перекоса
остигает 1,5); во-вторых, перемещение регулирующих стержней позволяет суще-
твенно уменьшить перекосы, доводя их до принятых проектных значений.
2.4.4.	Стационарный режим перегрузки топлива
Глубина выгорания топлива. Характеристики реактора РБМК в стаци<
ном режиме непрерывной перегрузки топлива приведены в табл. 2.12. Раесмс
реактор с усредненными по высоте свойствами: средней плотностью теплоно
ля 0,516 г/см;!, средней температурой теплоносителя 284“ С. Оперативный :
реактивности равен 1%, утечка по высоте 1%, что соответствует модели реат
с невыравненным по высоте распределением мощности. Поправка на самовырг
ванне мощности по высоте при выгорании введена в среднюю по реактору гс
ну выгорания выгружаемого топлива. С учетом приведенных в табл. 2.12 да)
Табл и ца
Основные характеристики реактора в стационарном режиме перегрузки топлива
Характеристика	Зона icw. рас. 2.4)		
	плато	I периферия- пая	II лер рИЙ.Е-1
Радиус зоны, см	465	541	611
Количество:			
ячеек	1087	384	41,-
ячеек периодичности	68	24	26
загруженных каналов	952	336	405
незагруженных каналов	135	48	8
Средняя мощность канала, кВт	1980	1940	1470
Средний коэффициент размножения	1,02	1,0'5	1,07
Плотность потока тепловых, нейтронов:			
на границе ячейки, 1013 нейтр./(см2-с)	8,37	7.85	5,17
в топливе, оти, ед.:			
в начале кампании	0.591	0,585	0,58
в конце кампании	0,570	0,564	0,55
в воде. отп. ед/.			
в начале кампании	0,639	0,686	0,68
в копне кампании	0,661	0<656	0,65
в замедлителе, отн. ед/			
в начале кампании	0.973	0,969	0,96
в конце кампании	0,941	0,942	0,94:
Коэффициент размножения:			
в начале кампании	1.203	1,204	1,20'
в конце кампании	0,832	0,885	0,921
Мощность канала, кВт:			
в начале кампании	2540	2365	1745
в конце кампании	1405	1450	1140
Выгорание топлива*, ГВт-смт/т	21,13	18.42	16,65
Кампания канала	1160	1030	1230
Изотопный состав выгружаемого топлива, кг/т:			
23SU	2,88	3,94	4,72
233 и	2.26	2,12	2,02
W	967,1	969.3	970,7
239Pll	2.20	2,29	2,36
2WPll	1.99	1,76	1,58
2-11Рц	0.50	0,46	0,41
шлаки	22,04	19,28	17,47
* Дачные приведены без учета неравномерности выгорания по высоте		поглощения в	каналах С
н гетерогенного эффекта.			
среднее по реактору выгорание топлива равно 18,5 ГВт-сут/т, средняя кампания
канала ~П00 эфф. сут. Выгружаемое из реактора топливо в среднем содержит,
кг/т;
гзоц;......................4j	236JJ
2»'-Рц	.2’4	240Ри
241Pli....................0,5	i42Pti
................969.3
............2,1
.............1,7
. . л ... 0,3
Рис. 2,4. Распределение плотности потока тепловых ней-
тронов 1чо радиусу реактора (7<,.= 1.1)
Распределение энерговыделения по высоте и радиусу реактора. Расчет распре-
деления энерговыделен и я по высоте активной зоны выполнен по программе HINDI
с учетом неравномерной плотности воды по длине канала, неравномерного выгора-
ния тоЛлива и фактической конструкции вытеснителя регулирующего стержня.
Предполагалось, что в обоих
каналах СУЗ в ячейке перио-
дичности находятся вытесни-
тели. Коэффициент неравно-
мерности выгорания топлива
по длине канала равен при-
мерно 1,4, максимум выгора-
ния ~ 22 ГВт-сут/т находит-
ся на высоте ~ 5 м от низа
активной зоны. Коэффициент
неравномерности энерговыде-
ления по высоте реактора
РБМК в стационарном режи-
ме равен 1,3. Максимум поля
находится на высоте — 4 м.
Поле эн ер го выделен и я по
радиусу активной зоны в ряде
случаев удобно представить
в виде выравненного поля, имеющего зону плато и периферийную зону,
на которое накладываются локальные перекосы от стержней СУЗ и других неодно-
родностей в активной зоне. Выравненное поле плотности потока нейтронов по
радиусу реактора, рассчитанное по двухгрупповой одномерной программе ДОП
для модели реактора с пятью радиальными зонами, показано на рис. 2.4. Коэф-
фициент неравномерности поля по радиусу К>г = 1,1. На это поле необходимо
наложить локальные искажения, характеризуемые коэффициентом неравномер-
ности /Слон, значение которого, согласно опыту эксплуатации уран-графитовых
реакторов, принято равным 1,15. Таким образом, максимальная мощность канала
(без учета перегрузочного коэффициента Knep) превышает среднюю мощность ка-
нала в реакторе приблизительно в 1,27 раза.
Перегрузочный коэффициент Кпер характеризует увеличение мощности све-
жезагруженного .канала по сравнению со средним значением. Согласно расчету
Афер := 1,21, с учетом указанных выше коэффициентов мощность свежезагру-
женного канала в зоне плато реактора РБМК может достигать примерно 3000 кВт.
Для решения ряда проектных и эксплуатационных задач, в частности для оп-
ределения надежности активной зоны и выбора распределения расходов теплоно-
сителя по каналам активной зоны, необходимо знать мощность каждого техноло-
32
гического канала в реакторе. Возможность такого расчета появилась с разрабс
кой программ двумерного расчета реактора BOKR и QUAM. В случае их и
пользования отпадает необходимость разделения активной зоны на области,
максимальная мощность канала определяется фактическим состоянием активнс
зоны и положением органов регулирования. Расчеты радиального распределен!
мощности по двумерным программам подтвердили возможность достижения коэ-
фициента неравномерности 7<г = 1,27.
Эффекты и коэффициенты реактивности. Расчет эффектов и коэффициенте
реактивности в стационарном режиме перегрузки топлива проводился в предп
ложении; что в каждой ячейке периодичности реактора присутствуют каналы с вз
горанием 0; 1; 2; 4; 5; 6; 8; 10; 12; 14; 16; 18 и 20 ГВт-сут/т. Среднее выгораш
топлива равно 9 ГВт  сут/т. Принимая, что в активную зону полностью погружен
20 стержней СУЗ, получены следующие коэффициенты реактивност
ас = 5,2- 10-5 °C"1;	= 4,9 '• 10~5 °C'1;	= — 2,14* 10~3 см3/г; ат =
= — 1,15-10~5 °C"1;	= 1,52* 10-2. Для стационарного режима перегруз!
топлива определен также эффект обезвоживания рабочих каналов в холодном с
стоянии для реактора с извлеченными 25 стержнями и составляет 1,1%.
Натуральные показатели топливного цикла. Для сопоставления технико-эк
комических параметров реактора РБМК с параметрами реакторов других типов
исследования топливных циклов обычно рассматривают натуральные показате;
топливного цикла, такие, как расход обогащенного урана, потребление приро
кого урана, накопление вторичного ядерного топлива и т.п. Натуральные пок
затели топливного цикла реактора РБМК приведены ниже:
Начальная загрузка реактора
Масса загруженного урана, т.................................. 165
Начальное обогащение, %...................................... 1,8*
Вложение природного урана, т................................ 515
Переходный режим работы
Длительность переходного периода, эфф. сут................... 1400
Средняя глубина выгорания урака начальной загрузки, ГВт-сут/т 16,5
Средний расход обогащенного урана, т/год..................... 38,0
Обогащение урана, догружаемого в переходный период, % . . .	1,8
Средний расход природного урана, т/год....................... 96,0
Средняя производительность реактора по делящимся изотопам
плутония, кг/год.............................................. 172
Среднее содержание в выгружаемом топливе, кг/т:
Й35и...................“.................................... 5,0
239Ри и 24>ри................................................. 3,0
Стационарный режим перегрузки
Масса загруженного урана, т................................... 192
Начальное обогащение догружаемого топлива, %	............ 1,8
Глубина выгорания выгружаемого топлива, ГВт-сут/т............ 18,5
Расход обогащенного урана, т/год............'................ 50,5
Расход природного урана, т/год.................................. 136
Производительность реактора по плутонию, кг/год:
все изотопы	.	  253
делящиеся изотопы........................................... 146
Содержание в выгружаемом топливе, кг/т:
235U........................................................ 4,1
239Ри п 241ри............................................... 2,9
* Анализ эксплуатационных данных и дополнительные расчеты показали возможность и
целесообразность увеличения обогащения топлива. В настоящее время осуществляется пере-
ход на обогащение 2%. В перспективе планируется переход на обогащение 2,4% и выше.
9
Зак. 1282
Масса графита в активной зоне, т................................... 2000
/Масса циркониевых труб каналов, т . . . . ......................... 103
Масса циркония в кассетах, т......................................... 74
Расход циркония, т/год............................................  19,3
Эффективная доля запаздывающих нейтронов. В реакторе РБМК значитель-
ная доля мощности выделяется в результате деления ядер накопившегося в про-
цессе работы 23flPu, доля запаздывающих нейтронов у которого значительно ни-
же, чем у 235U: fU6U = 0,0065;	= 0,0021. В связи с этим эффективная
доля запаздывающих нейтронов 0Эф уменьшается по мере увеличения глубины
выгорания топлива (табл. 2.13). Для реактора, вышедшего на стационарный ре-
жим перегрузки топлива, 0,0045.
Т а блица 2.13
Изменение эффективной доли запаздывающих нейтронов
Выгорание, Г Вт-су т/т		Выгорание, ГВт-сут/т	Рэф	Выгорание, Г Вт-су т/т	рэф
0	0,0065	7,13	0,0046	13,2	0.0040
1,00	0,0060	8,08	0,0045	14,0	0,0039
2,10	0,0056	9,00	0,0044	14,8	0,0038
3,15	0,0054	9,90	0,0043	15,5	0,0037
4,17	0,0051	10,80	0,0042	16,2	0,0037
5,18	0,0050	11,60	0,0041	16,9	0,0036
6,17	0,0047	12,4	0,0040	17,6	0,0036
Переотравление реактора при изменении мощности. Изменение реактивности
в результате ксенонового отравления при изменении мощности энергетического
реактора представляет большой интерес. Это связано с тем что в зависимости от
характера изменения нагрузки в энергосистеме и соответствующих требований,
предъявляемых к изменению мощности реактора, должен поддерживаться тот
или иной запас реактивности, который оказывает непосредственное влияние на
глубину выгорания топлива. Все
Оператиёный запас реакти8ности%
Рис, 2.5. Зависимость характеристик реактора от опе-
ративного запаса реактивности:
1 ” глубина выгорания при начальном обогащении 1,8%:
2— начальное обогащение при выгорании 18,5 ГВт  сут/т;
3— допустимая мощность; 4 — число стержней РР, введен-
ных в активную зону
характеристики реактора РБМК
рассчитаны в предположении,
что оперативный запас реактив-
ности равен 1%. В этом случае
допустимо снижение мощности
реактора до 50% от номиналь-
ного уровня без попадания в
иодную яму. Для расширения
диапазона допустимого сниже-
ния мощности необходимо уве-
личивать оперативный запас ре-
активности, что либо уменьшит
глубину выгорания топлива, ли-
бо потребует увеличения на-
чального обогащения топлива
для сохранения глубины выго-
34
рання. Изменится также количество регулирующих стержней, компенсирующи:
оперативный запас реактивности. Эти зависимости приведены на рис. 2.5. One
ративный запас реактивности оказывает также влияние на допустимое время пол
ной остановки реактора или снижения мощности или на время вынужденного про
стоя реактора в случае попадания его в иодную яму. Так, при изменении мош
пости реактора со 100?6-ного уровня и оперативном запасе 1% допустимое врем:
полной остановки реактора составляет ~ 1 ч, а время вынужденного простоя -
~ 24 ч; для оперативного запаса 2% эти времена равны 3 и 18 ч соответственно
Были исследованы также случаи циклического изменения нагрузки станщи
в течение суток: 16 ч на мощности 100% и 8 ч на сниженной мощности (рис. 2.6)
Такой режим работы оказался допустимым для оперативного запаса 1% при сбро
Время, ч	ВремЯ) ч
а	5
Рис. 2.6. Суточный график изменения мощности реактора (а) до 0 (7);
20% (2), 40% (5), 50% (4), 60% (о), 75% (6) и соответствующее измене-
ние степени ксенонового отравления при его циклической работе (6)
се нагрузки до 50%, однако реактивность в течение суток меняется примерно н;
1,2% (примерно на 0,8% в сторону уменьшения и 0,4 % в сторону увеличения о'
уровня стационарного отравления при работе на постоянной номинальной мощно
сти). Изменение реактивности оператор должен компенсировать стержнями РР
обеспечивая при этом минимальные перекосы мощности.
В табл. 2.14—2.16 приведены некоторые, связанные с отравлением реактора
зависимости, представляющие интерес при его эксплуатации.
Изменение степени ксенонового отравления ДКхе
от времени при работе реактора на 100%-ной мощности
Таблица 2.14
Время, ч		Время, ч	ДКХе- %	Время, ч	АКХе> %
0	0	12	1,93	24	2,68
2	0,27	14	2,13	26	2,74
4	0,66	16	2,29	28	2,79
6	1,05	18	2,42	30	2,82
8	1,40	20	2,53	оо	2,98
10	1,69	22	2,61		
2*
Табл п и а 2.15
Изменение ксенонового отравления
при полном выключении реактора, %
Отравлс-шю	Мощность реактора перед останов- кой, %				
	100	75	50	•10	25
Сташ-юпаоное	2.98	2.80	2,53	2,35	1,94
Максимальное, в иодной яме	6,35	5.05	3,73	3,20	2.24
Глубина подпой ямы 4*	3,37	2,25	1,2	0,85	0.30
Таблица 2.16
Стационарное ксеноновое,
отравление при разных
уровнях мощности
реактора ,VP
Y. о/  \г /0	11 / • 0	Wp- %	ДК v(i, о.-' . и
10	1.15	60	2.66
20	1,74 1	70	2,77
30	2,11	80	2.85
40	2.35	90	2.92
50	2.53	| 100	2,98
Время, У	Обогащение топлива, %
Рис. 2.7. Изменение ксенонового от-
равления после выключения реакто-
ра, работающего на различных уров-
нях мощности
Рис. 2.8. Зависимость начально-
го коэффициента размножения
(/) и глубины выгорания (2)
от обогащения топлива (шаг
решетки 26,7 см)
На рис. 2.7 представлен характер изменения ксенонового отравления во вре-
мени при полном выключении реактора в зависимости от предшествующего уров-
ня мощности.
Влияние отклонений технологических параметров на реактивность и глубину
выгорания. В табл. 2.17 приведена зависимость выгорания и некоторых других
характеристик реактора от плотности топлива, плотности теплоносителя, мощно-
36
4
сти канала и других параметров для зоны плато реактора. Исходное значение сред-
него коэффициента размножения активной зоны в стационарном режиме пере-
грузки принято равным 1,03 (1,01 —оперативный запас реактивности; 0,02—
реактивность на утечку по высоте реактора с учетом выравнивания потока нейт-
ронов при выгорании); плотность топлива ут = 8,814 г/см3, плотность воды ув =
= 0,516 г/см3; плотность графита ус = 1,67 г/см3; средняя мощность канала
2100 кВт; обогащение урана С$ = 17,87 кг/т. На рис. 2.8 представлены оцененные
зависимости глубины выгорания и начального коэффициента размножения от
обогащения топлива.
Таблица 2.17
Влияние технологических отклонений на реактивность и глубину выгорания
	Глубина выгорания, ГВт<ут/г	Изменепне глубины выгорания, ГВт-су тут	Начальный коэффициент размножения	Изменение начального коэффициента размножения
				
				
Параметр				
				
				
				
Основное состояние	21,017		1,211615	
Изменение плотности топлива до 8.914 г/см3	21,118	0,101	1,212293	0,00068
Изменение плотности воды до 0,416 г/см3	21,640.	0,623	1,215447	0,003832
Изменение коэффициента размножения до 1,02	21,920	0,903	1.211468	—0,000147
Изменение средней мощности канала до 1900 кВт	21,022	0,005	1.212628	0,001013
Изменение плотности графита до 1,72 г/см3	20,912	—0,105	1,212645	0,001030
Изменение ' обогащения урана до 18,37 кг/т	21,921	0,904	1,220405	0,00879
Уменьшение наружного диаметра ка- нальной трубы ДО	= 84 мм	22,240	1,223	1,231459	0,04 9844
Увеличение массы стали в каждом ка- нале на 1 кг	20,152	—0,865	1,198020	—0,013595
Уменьшение толщины оболочки твэ- ла на ОД мм при сохранении внутр ей-	21,131	0,114	1,214540	0,002925
него диаметра оболочки Уменьшение толщины оболочки твэ- ла на 0,1 мм при увеличении внутрен- него диаметра оболочки	21,522	0;,505	1,216661	0,005046
2.4.5- Эффективность органов управления и контроля
Органы управления и контроля реактора РБМК состоят из 179 поглощающих
стержней. Они функционально разделены на стержни ручного регулирования
(РР) — 89; стержни автоматического регулирования (АР) — 12; стержни аварий-
ного снижения мощности (АЗ) — 21; укороченные стержни-поглотители (УСП) —
21. Канал СУЗ имеет наружный диаметр 88 и внутренний 82 мм и выполнен из
циркониевого сплава марки 125. Поглощающий материал стержня — В4С плот-
ностью 1,65 г/см3. Параметры поглотителя, мм:
37
Наружный диаметр втулки . ...................................... 65
Внутренний диаметр ..............................................50
Наружный диаметр оболочки.......................................  70
Длина поглощающего участка:
стержней РР, АЗ и АР ........................................5120
стержней УСП................................................  3000
Конструктивно стержни выполнены из отдельных поглощающих звеньев дли-
ной по 967,5 мм с зазором между звеньями 65 мм. Стержни охлаждаются водой
специального контура с температурой 60—90° С. Для уменьшения вредного по-
глощения нейтронов в охлаждающей воде стержни РР, АЗ и УСП имеют вытес-
нители наружным диаметром 74 и длиной 4960 мм. Таким образом, при полном
извлечении этих стержней из активной зоны в канале симметрично относительно
центра активной зоны располагается вытеснитель, а участки канала длиной при-
мерно I м сверху и снизу вытеснителя заполнены водой. Стержни АР вытесните-
ля не имеют, и при их извлечении канал полностью заполняется водой.
Ход стержней РР и АЗ 6250 мм, стержней АР—4500 мм. Находясь в крайнем
верхнем положении, эти стержни выведены из активной зоны полностью и отстоят
от ее верхней границы на 200 мм. Стержни УСП имеют ход 7000 мм и полностью
выводятся вниз под активную зону, причем в этом положении верхний конец
стержня УСП находится на уровне нижней границы активной зоны.
Эффективности отдельных элементов конструкции каналов СУЗ, находящихся
в зоне плато реактора, почти не зависят от периода работы реактора — началь-
ного или стационарного. Эффективности, представленные в табл. 2.18, рассчитаны
по отношению к сплошному графитовому блоку для длины поглотителя, равной
высоте активной зоны.
Для определения эффективности стержней с учетом их реальных размеров и
размещения по высоте активной зоны учитывается распределение нейтронного
потока по высоте для стационарного режима перегрузки. Соответствующая это-
му потоку кривая относительной эффективности поглотителя в зависимости от
глубины погружения показана на рис. 2.9. В табл. 2.19 приведена реактивность,
вносимая при полном перемещении стержней РР, АР и УСП, расположенных в
Таблица 2.18
Эффективность идеализированного
стержня СУЗ, 10-4
Содержимое канала СУЗ	Состояние рабочие		
	Горячее	каналов о о Йо О Р4 о о СО X о	Холодное без воды
Поглощающий стер-	8,12	6,08	7,69
ж снь Вытеснитель	0,45	0,75	0,69
Столб воды	2,64	3,31	3,36
Таблица 2.19
Эффективность реальных стержней СУЗ
в зоне плато, 10~‘!
Стержень	Состояние рабочих каналов		
	Горячее	Холодное с водой	Холодное без воды
РР. АЗ	6,27	4,34	5,50
АР	3,55	1.78	2,79
УСП	4,49	3,54	4,оЗ
38
зоне плато реактора. Распределение реактивности по стержням различных типов
представлено в табл. 2.20.
Приведенные выше значения суммарной эффективности стержней в реакторе
рассчитаны для двухзонной по радиусу модели реактора (плато-периферия). По-
этому расчеты эффективности стержней были выполнены также по двумерным про-
граммам. Расчеты показывают, что если исключить из рассмотрения периферий-
ные стержни, эффективность которых в
значительной степени определяется кон-
кретной структурой окружающей обла-
сти, то с точностью до 10% эффектив-
ность стержней пропорциональна квад-
рату нейтронного поля в районе погру-
жения стержня. Поэтому в соответствии
е отклонениями поля от равномерного
в зоне плато в пределах ± 15% эффек-
тивности стержней в зоне плато могут
отличаться в пределах ± 30%. Тем не
менее опыт эксплуатации реактора
РБМК показывает, что в ряде случаев,
например при определении эффектов из-
менения реактивности, при которых
происходит перемещение большого ко-
личества стержней, удобно ввести поня-
тие средней эффективности стержня, ко-
торая равна примерно 50-10-5, что мень-
ше реактивности стержня РР в зоне
плато, поскольку учитываются и пери-
Глубина погружения стержням
Рис. 2.9. Относительная эффективность,
стержня
ферийные стержни.
По результатам выполненных двумерных расчетов проведено исследование
деформации нейтронного поля по радиусу реактора при перемещении регулирую-
щих стержней. Деформация нейтронного потока около стержня при полном и час-
тичном его погружении показана на рис. 2.10. Степень деформации определена
как отношение средней плотности потока на данном радиусе после введения
стержня к плотности потока до введения стержня. Усреднение проводилось по
Т а б л и ц а 2.20
Суммарная эффективность стержней
Стержни	Состояние реактора		
	Горячее	Холодное с водой	Холодное без воды
РР	0,0443	0,0309	0,0390
АЗ	0,0360	0,0247	0,0314
АР	0,0042	0,0021	0,0033
У СП	0,0094	0,0074	0,0095
Ьее стержни	0,094	0,06 о	0,083
Таблица 2.21
Эффективность стержней СУЗ
с пленочным охлаждением, 10-4
Стержень	Состояние реактора		
	Горячее	Холодное с водой	Холодное без воды
РР, АЗ	6,85	5,1	6,47
АР	3,55	1,78	2,79
У СП	4,49	3,54	4,53 3,06
Столб воды	2,34	3,01	
39
всем ячейкам, находящимся на одинаковом расстоянии от стержня. Для всех
стержней это отношение меньше 1 на расстоянии от стержня до 12 шагов решетки
каналов, а далее отношение становится больше 1 вследствие перераспределения
нейтронного поля по всему реактору.
Эффективность стержней с пленочным охлаждением. Конструкция регулирую-
щих стержней с вытеснителями в реакторе РБМК не является оптимальной по
нейтронному балансу. Действительно, после извлечения стержня из активной зо-
ны в ней остается значительное количество воды, поглощающей нейтроны. При из-
Расстоянае, шаг решетка.
Рис, 2.10. Деформация распределения
плотности потока нейтронов при из-
менении положения регулирующего
влечении всех стержней из активной зоны
вредное поглощение в элементах конструкции
каналов СУЗ составляет 1,87%, в том числе
в циркониевых каналах 0,34%; в вытесните-
лях 0,53%; в охлаждающей воде 1,0%.
Наибольший вклад во вредное поглощение
вносит вода, омывающая вытеснитель и запол-
няющая канал СУЗ сверху и снизу. В этом от-
ношении лучшими нейтронно-физическими ха-
рактеристиками обладает так называемая пле-
ночная система охлаждения каналов СУЗ, при
которой после извлечения стержня из актив-
ной зоны расход охлаждающей воды умень-
шается до уровня, необходимого для созда-
ния поверхностной пленки толщиной около
1 мм, охлаждающей трубу технологического
канала. Помимо уменьшения количества во-
ды, находящейся в активной зоне, эта систе-
ма охлаждения имеет еще ряд достоинств. На-
пример, улучшаются условия выравнивания
стержня:
7 — полное погружение стержня: 2 — погру-
жение стержня на 2.5 м
поля энерговыделения по высоте реактора
(коэффициент неравномерности поля по вы-
соте в стационарном режиме составляет
~1,2), увеличивается глубина выгорания топлива примерно на 700 МВт-сут/т.
В принципе появляется возможность регулирования нейтронного поля измене-
нием высоты столба воды в канале СУЗ. Некоторые характеристики стержней
РР и АЗ с пленочным охлаждением приведены в табл. 2.21. Конструкция и разме-
ры стержней АР и УСП не изменяются, длина стержней РРи АЗ 6130 мм. Каналы
стержней РР и АЗ работают в режиме пленочного охлаждения. В горячем состоя-
нии эффективность стержня возрастает на 9%.
Ниже представлена доля поглощенных нейтронов в каналах СУЗ по отноше-
нию к сплошному графитовому блоку с различным заполнением охлаждающей
воды, 1СН4.'
Слой воды толщиной,
0..............................................0,21
1,0........................................ .	0,30
1,5.............................................0,32
2,0.............................................0,34
2,5...........................................  0,36
3.0'............................................0,38
Вытеснитель длиной 7 м............................0,45
Столб воды........................................2,64
40
Вредное поглощение нейтронов в активной зоне при полном извлечении всех
РР и АЗ с пленочным охлаждением каналов составляет0,94%, в том числе в цир-
кониевых каналах— 0,34%; в вытеснителях УСП —0,05%; в охлаждающей
воде —0,55%. Среднее тепловыделение на единицу длины стержня составляет
80 Вт/см. При длине стержня РР 510 см тепловыделение составит 41 кВт, макси-
мальное удельное тепловыделение (при Кт = 1,4) 112 Вт/см.
2.5.	ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
Активная зона реактора РБМК и тепловыделяющие кассеты, а также сис-
тема управления и защиты реактора и ее исполнительные органы выполнены с
учетом основных требований положений по ядерной безопасности реактора, кото-
рая обеспечивается во всех режимах работы и состояниях реактора, а также при
любых возможных аварийных ситуациях в технологическом контуре.
Эффективность 21 стержня АЗ при минимальной эффективности стержня в
холодном состоянии реактора 4,3 * 10-4 составляет 0,9%, что по реактивности
превышает ₽ с запасом, достаточным с учетом возможного «зависания» части стерж-
ней. Эффективность и число стержней АЗ выбирались исходя из максимально
быстрого изменения реактивности. Были рассмотрены изменения реактивности
при «схлопывании» пара в активной зоне и охлаждении твэлов до температуры на
входе в реактор (265° С) и при обезвоживании технологических каналов в холод-
ном реакторе. Расчетами показано, что значения и даже знаки этих эффектов су-
щественно зависят от состава активной зоны: от выгорания топлива, числа ДП,
стержней СУЗ, вытеснителей, столбов воды. Поэтому для определения эффектов
реактивности и числа стержней АЗ были выбраны состояния, наиболее характер-
ные для различных этапов работы реактора. При этом, конечно, учитывалась ус-
ловность расчетного представления структуры активной зоны. В табл. 2.22 пред-
ставлены значения рассматриваемых быстропротекающих изменений реактивно-
сти, принятые для определения числа стержней АЗ.
Таблиц а 2.22
Быстропротекающие изменения реактивности в зависимости
от глубины выгорания топлива
Эффект реактивности	Состояние реактора			
	Начальная загрузка	Выгорание 5 ГВт-су т/т	Выгорание 10 ГВт-сут/т	Установив- шийся режим
Обезвоживание технологического ка- нала в холодном состоянии «Схлопывание» пара и «охлаждение» 'ТВЭЛОВ	—0,0108 0,0083	—0,0096	—0,0067	0,0093 —0,0003
В соответствии с расчетными эффективностями стержней СУЗ в различных со-
стояниях и данными табл. 2.21 число стержней должно быть не менее 17. Учиты-
вая, что погрешность расчета эффективности стержня может быть оценена ±20
число стержней АЗ было принято равным 21. Минимальная эффективность одной
группы АР, состоящей из четырех стержней, составляет 7,2-10-4; эффективность
одной группы АР в горячем состоянии 14,4-10-4. При скорости перемещения
41
стержней 0,4 м/с минимальная скорость ввода реактивности стержнями АР со-
ставляет (на линейном участке градуировочной кривой) ДДДгДДД-СГГ 0,012р/с.
В расчетах учитывалось уменьшение компенсирующей способности как стерж-
ней СУЗ, так и ДП за счет отличия их фактической конструкции и размещения
по активной зоне от идеализированных принятых .расчетных моделей. Результаты
расчетов для различных состояний реактора и различных моментов по кампании
приведены в табл. 2.23, из которой видно, что система СУЗ обеспечивает требуе-
мую подкритичность реактора для всех состояний. Следует отметить, что для вы-
Т а б л и ц а 2.23
Значение АД для различных состояний реактора с погруженными
стержнями СУЗ
Средняя глубина выгорания топлива, ГВт сут. г	;	Состояние активной эоны		
	Рабочее	Холодное с водой	Холодное без воды
0 (начальная загрузка)	0,913	0.9G7	0,963
5	0,927	0,954	0.950
10	0,937	0,938	0,94/
Установившийся режим перегрузок	0,917	0,922	0.926
гораний 10 ГВт-сут/т условно принималась структура активной зоны, в которой
перегружаемые каналы ДП частично заменялись на свежие ТВС. В частности,
для выгорания 5 ГВт-сут/т активная зона принималась состоящей из 35 ячеек
периодичности с двумя ДП и двумя вытеснителями; 20 ячеек — с одним ДП, од-
ним вытеснителем и одним стержнем СУЗ; 65 ячеек—с одним ДП и двумя вытес-
нителями; для выгорания 10 ГВт-сут./'т 50 ячеек без ДП и с двумя вытеснителя-
ми. 20 ячеек без ДП и с одним вытеснителем и одним стержнем СУЗ, 50 ячеек
с одним ДП и двумя вытеснителями. Фактически состояние реактора, естествен-
но, будет отличаться от принятого. Поэтому для соблюдения условий ядерной
безопасности при эксплуатации реактора в режиме групповой перегрузки ДП
разработана «Инструкция по обеспечению ядерной безопасности при проведении
перегрузочных работ на реакторе РБМК».
г
2.6.	ФИЗИЧЕСКИЙ И ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ПУСК РЕАКТОРА
Эксперименты во время физического пуска первого блока реактора РБМК.
Пуск реактора РБМК является важнейшим этапом проверки правильности рас-
четных методик и применимости физических моделей, получения окончательных,
наиболее достоверных нейтронно-физических характеристик реактора. Особое
внимание должно уделяться получению информации, необходимой для последую-
щей эксплуатации реактора.
Основные задачи экспериментов, проводимых во время физического пуска ре-
актора, набора полномасштабной загрузки активной зоны, сводятся к следующе-
му. В целях сравнения с экспериментальными данными, полученными на стенде)
или на предыдущих реакторах, производится набор нескольких всенарастающих’
критических систем для оценки характеристик тепловыделяющих кассет, ДП,,
42
стержней СУЗ, графитовой кладки. В первую очередь собирается минимальная
критическая система, включающая кассеты, размещаемые в центре активной зо-
ны в соответствии с картограммой загрузки; затем — критические системы с
дП и с ДП и со стержнями СУЗ. По мере приближения к полномасштабной за-
грузке оцениваются эффекты реактивности при заполнении водой каналов СУЗ,
каналов с кассетами и с ДП. В полномасштабной загрузке измеряются нейтрон-
ные поля. На завершающем этапе проводится путем перестановки или извлече-
ния нескольких ДП формирование начальной загрузки реактора с учетом конкрет-
ных технологических характеристик его компонент. Параллельно с получением
экспериментальных данных проводится корректировка результатов расчетов.
Детальный порядок экспериментов с расчетным обоснованием для каждого реак-
тора определяется рабочей программой физического пуска.
Система без ДП с извлеченными стержнями штатной СУЗ при обезвоженных
контурах МПЦ и охлаждения СУЗ достигла критичности после загрузки 23 топ-
ливных кассет (при двух частично погруженных стержнях временной СУЗ).
Затем была исследована система с дополнительными поглотителями, которая
позволила определить критическую массу с извлеченными стержнями СУЗ и
оценить эффективность ДП первоначально выбранного состава. По результатам
анализа эксперимента и расчета был принят состав ДП с соотношением тяжелых
и легких втулок в центральной части длиной 5000 мм 3:1 ив торцевых участках
длиной по 1000 мм 1:2, и загрузка была продолжена до 77 ячеек периодичности.
В системе из 77 ячеек периодичности исследовались эффекты реактивности,
связанные с заполнением водой каналов СУЗ и каналов с тепловыделяющими кас-
сетами и ДП. Эксперименты проводились в три этапа:
1)	изучение эффектов реактивности при заполнении водой каналов СУЗ при
«сухом» контуре МПЦ;
2)	исследование изменения реактивности при заполнении водой контура МПЦ
при заполненном контуре СУЗ;
3)	определение эффекта обезвоживания контура СУЗ с заполненным контуром
МПЦ.
Каждый этап исследований завершался выходом в критическое состояние.
Контур охлаждения каналов СУЗ заполнялся раздельно для каждой группы
стержней. При заполнении водой каналов с погруженными стержнями наблюда-
лась положительная реактивность, а вода в каналах с извлеченными стержнями
уменьшала реактивность в результате поглощения нейтронов. Суммарный эффект
заполнения контура СУЗ водой оказался отрицательным и был скомпенсирован
извлечением 16 штатных стержней СУЗ и погружением 2 стержней РР временной
Заполнение контура МПЦ водой привело к выделению положительной реактив-
ности 1,75 р. Обезвоживание контура СУЗ при наличии воды в контуре МПЦ ком-
пенсировалось введением 19 стержней штатной СУЗ.
В результате проведенных экспериментов установлено, что наибольшей реак-
тивностью обладает система с залитым водой контуром МПЦ и обезвоженным кон-
туром СУЗ. Однако в связи с необходимостью проведения технологических работ
в контуре МПЦ дальнейшая загрузка продолжалась в полностью обезвоженную
активную зону.
На этой системе из 77 ячеек периодичности был определен эффект изменения
реактивности при обезвоживании каналов с топливными кассетами, который ока-
43
зался отрицательным и равным 0,15 0. Удаление воды из каналов с ДП уменьшило
реактивность системы на 1,8 0.
Одной из важных составных частей физического пуска было измерение полей
энерговыделения по объему реактора. Цель этих измерений следующая:
выбор окончательной расстановки тепловыделяющих кассет и ДП;
анализ возможностей выравнивания поля энерговыделения стержнями СУЗ;
обоснование применения программ физического расчета для прогнозирования
полей энерговыделения;
определение коэффициентов микроструктуры поля и других характеристик,
необходимых для обработки дискретных измерений полей эн ер го выделен и я в
процессе эксплуатации реактора.
Измерения проводились малогабаритными камерами деления, конструкция ко-
торых была специально рассчитана на установку в несущие трубки тепловыделя-
ющих кассет с датчиками контроля энерговыделения. Измерения проводились в
8 точках по высоте 249 кассет. Расчетные распределения хорошо отражают микро-
структуру поля эиерговыделения, однако дают завышенные значения энерговы-
делення на периферии реактора. Анализ расхождений экспериментальных рас-
пределений поля энерговыделения с расчетным, полученным по программе BOKR-
COBZ, показал, что для более точного расчета поля эн ер го выделен и я необходимо
детально учитывать структуру зоны, в частности глубину погружения стержней,
наличие в отражателе каналов под пусковые ионизационные камеры и аксиаль-
ное распределение поля нейтронов. Сравнение экспериментальных и расчетных
данных, полученных при физическом пуске реактора второго блока, показало, что
среднее квадратическое расхождение расчетных данных, полученных по програм-
ме BOKR-COBZ (с учетом высотного распределения нейтронов), с эксперименталь-
ными составляет 9,7%. Такое же расхождение было получено и для расчетов, вы-
полненных по программе QUAM-2.
Исследование физических характеристик реактора при энергопуске. Измере-
ние эффектов и коэффициентов реактивности.
Определение эффектов реактивности начинается с определения интегрального
эффекта изменения реактивности при разогреве реактора. Для оценки изменения
реактивности, компенсируемой перемещением стержней СУЗ, используются гра-
дуировочные кривые по «взвешиванию» отдельных стержней, получаемые на реак-
торе в процессе разогрева.
Полный температурный коэффициент ccs, учитывающий одновременное изме-
нение температуры и плотности воды, температуры топлива и графита, измерен-
ный при первом разогреве реактора в интервале температур 100—220° С, получил-
ся отрицательным и равным — (4+0,5)-10“5 ДУ1. Полный температурный коэф-
фициент, определенный при разогреве после работы реактора в течение 25 эфф.
сут, составил — (5+0,5)- Ю^5 °C-1 в интервале температур 120—260° С. Сравне-
ние состояний реактора с постоянными температурой воды и мощностью, но от-'
личающихся температурой графита, позволяет определить температурный коэф-
фициент графита ас. При разогреве для начальной загрузки реактора сес = .
= (3 + 1)- ю-5 сс-ч
Для обеспечения надежной и безопасной эксплуатации реактора необходимо'
точное определение коэффициентов реактивности, которые, однако, сложно опре-
делить расчетным путем, поэтому на реакторе реализуется программа экспери-
ментов по определению парового и мощностного коэффициентов. Оценка парового^
коэффициента реактивности, по данным режима с отключением одного насоса на
мощности 45% номинальной, выполненная при средней глубине выгорания го-
рючего 500 МВт-сут/т на первом блоке РБМК, дала ссф = Др/Дср — —0,22 р.
При выгорании 3,5 ГВт-сут/т был определен паровой коэффициент реактивности
по отключению двух ГНЦ. Эксперимент проводился при снижении мощности и
небольшом оперативном запасе реактивности (6—8 стержней). Обработка экспе-
риментальных данных показала, что паровой коэффициент реактивности стал по-
ложительным:	= — 0,7 р.
Суммарный мощностной коэффициент реактивности (с постоянной времени эф-
фекта менее 100 с), измеренный на мощности 2060 МВт (т) при выгорании 1 ГВт-
• сут/т был получен отрицательным: aN = Др/Д/V = —2,5-10-G МВт-1 (тепло-
вой); при выгорании 2 ГВт-сут/т и снижении мощности с 1540 до 1240 МВт (т),
= — 3,2-10~s МВт 1.
Заменой гелиевой продувки графитовой кладки азотной при постоянной мощ-
ности реактора и выгорании 3,5 ГВт-сут/т был определен температурный коэффи-
циент графита ас = 4- 10~э °C-1. Обработка температуры графита по показани-
ям штатных термопар с усреднением ее по объему реактора (без учета неравномер-
ности по объему графитового блока) показала, что прирост средней температуры
графита по реактору на 1 МВт тепловой мощности равен 0,05 с'С/МВт для гелиево-
го охлаждения кладки и 0,1 сС/МВт — для азотного охлаждения. Соответственно
мощностной коэффициент реактивности по графиту равен 0,2-10~5 МВт-1 для
гелиевого охлаждения и 0,4-10-5 MBt*1—для азотного охлаждения. Погреш-
ность определения приведенных данных можно оценить ± 30%.
Экспериментальное исследование полей энерговыделения. За время эксплуа-
тации реактора РБМК неоднократно измерялись распределения остаточной у-
активности ТВС на остановленном реакторе. Цель этих экспериментов состояла в
калибровке датчиков радиального распределения, определении погрешности диск-
ретного контроля полей энерговыделения и оценке погрешности расчета полей
энерговыделения. Согласно результатам экспериментов, средние квадратические
погрешности определения мощности ТВС составляют 9% для физического рас-
чета по программе BOKR-COBZ и 3% для ^-сканирования.
Удовлетворительное согласие расчетных и измеренных распределений мощно-
сти тепловыделяющих кассет позволило с уверенностью использовать расчетные
данные для оперативного управления полями энерговыделения в активной зоне с
помощью программы «Призма» на станционной ЭВМ, Кроме программы «Призма»
контроль и управление полями энерговыделения по реактору проводились с ис-
пользованием расчетов по комплексу программ «Базис» на внешней ЭВМ БЭСМ-6.
Комплекс программ «Базис» объединяет программу физического расчета полей
(BOKR-COBZ), программу статистической интерполяции мощности каналов по
показаниям датчиков контроля энерговыделения («Атлас») и программу теплогид-
завлического расчета каналов и расчета теплотехнической надежности («Запас»),
3 качестве исходных данных используются положение регулирующих органов,
выгорание топлива в каналах, токи внутриреакторных датчиков и распределение
расходов теплоносителя по каналам реактора. В результате расчета определяется
распределение мощности по всем рабочим каналам реактора, погрешность опреде-
ления мощности каждого канала и запас до кризиса теплообмена в каждом канале.
Комплекс программ «Базис» является средством контроля работы программы
«Призма».
45
Перегрузки реактора РБМК в процессе эксплуатации. Потеря реактивности:
вследствие выгорания топлива возмещается при перегрузке реактора. В реакто-
рах РБМК предусмотрена перегрузка каналов на ходу с помощью разгрузочно-
загрузочной машины (РЗМ). Если введение в эксплуатацию РЗМ задерживается,
можно производить групповую перегрузку каналов (на начальном этапе — вы-
грузку ДП) на остановленном реакторе. Количество и местоположение
извлекаемых ДП определяется конкретными условиями работы реактора
перед остановкой (запасом реактивности, формой радиального энерговыделе-
ния и др.) и после остановки (максимальной мощностью и предполагаемым
временем работы). Расчетное прогнозирование очередной перегрузки про-
водится по программам BOKR-COBZ и QUAM-2, однако после каждой пере-
грузки для проверки выполнения условий ядерной безопасности разотравленный
реактор с обезвоженным контуром охлаждения СУЗ (состояние с максимальной
реактивностью) периодически выводится в критическое состояние. В табл. 2.24
приведены основные характеристики произведенных на реакторе РБМК первого
блока Ленинградской АЭС перегрузок и показано изменение структуры активной
зоны.
Т а б л 31 ц а 2.24
Основные характеристики перегрузок
Номер перегруз- ки	Дата оста- новки на ППР	Время работы реактора с мо- мента пуска, эфф. сут	Извлечено		Загру- жено тве	Состав активной зоны после перегрузки			Количество РР, погруженных перед остановкой	Увеличение реак- тивности при пе- регрузке (рас- чет) t %
			дп	ТВС		РК	ДП	Незагру- женные каналы		
1	12.1.74 г.	5,55	17	0	13	1465	224	4	38	1.1
2	13.3.74 г.	24,12	9	0	7	1472	215	6	40	1,01
3	15.5.74 г.	49,06	2	0	6	1478	213	2	38	0,36
4	28.8.74 г.	108,51	16	0	17	1495	197	I	22	I ,о5
5	29.12.74 г.	180,06	40	1	40	1534	157	2	9	2,46
6	15.5.75 г.	265	38	0	39	1573	119	1	15	2,36
7	15.8.75 г.	307	21	0	21	1594	98	i	35	1.2
Для удобства выбора ДП при очередной перегрузке все ДП распределены на
несколько вложенных одна в другую решеток, которые перегружаются последо-
вательно. Исключения из этого правила составляют периферийные ДП, что свя-
зано-с особенностями решетки стержней СУЗ на периферии реактора. ДП перифе-
рийной группы перегружаются по мере необходимости с учетом выравнивания ра-
диального поля энерговыделения.
Физический пуск второго блока реактора РБМК- В мае — июне 1975 г. был
осуществлен физический пуск второго блока реактора РБМК. Важнейшая задача
экспериментов, выполненных в процессе физического пуска,— сопоставление ха-
рактеристик реакторов первого и второго блоков. С этой целью в процессе набора
полномасштабной загрузки было совершено несколько выходов в критическое со-
стояние на системах, исследованных на реакторе первого блока, а также была соб-
рана полномасштабная загрузка, полностью аналогичная исходной загрузке реак-
46
тора первого блока. Экспериментами установлено, что все исследованные крити-
ческие системы обладают меньшей реактивностью, чем соответствующие системы
оеактора первого блока. Для полномасштабной загрузки с водой в контурах
МПЦ и охлаждения СУЗ эта разница составила 0,5%.
Проведенный анализ расчетных и экспериментальных данных показал, что в
значительной мере это расхождение может быть объяснено различием в средней
плотности графита в реакторах обоих блоков (1,73 и 1,67 г/см3 соответственно).
Несколько более отрицательным стал эффект обезвоживания технологических ка-
налов (0,65 р для второго блока против 0,15 р для первого).
Для восполнения недостающей реактивности на реакторе уменьшено количе-
ство ДП: начальная загрузка содержит 1455 ТВС, 230 ДП и 8 каналов (на перифе-
рии реактора) остались незагруженными. Начальная загрузка реактора представ-
лена на рис. 2.3. Физический пуск реактора является важным этапом ввода в
эксплуатацию АЭС. Проведенные пуски реакторов РБМК показали, что различие
характеристик по технологическим причинам составляющих активную зону эле-
ментов существенно влияет на ее свойства. Поэтому вводу каждого реактора
должен предшествовать физический пуск. Процесс физического пуска позволяет
сформировать конкретную загрузку каждого вновь вводимого реактора с учетом
фактических характеристик элементов активной зоны и обеспечить условия после-
дующей безопасной эксплуатации реактора.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1.	Фейнберг С. М. Гетерогенные методы расчета реакторов. Обзор результатов и сравнение
с экспериментом.—В кн.: Материалы Международной конференции по мирному исполь-
зованию атомной энергии. Женева, 8—20 авг. 1955. Т. 5. Физика реакторов. М., Изд-во
АН СССР, 1958, с. 578—595 (докл. Р/669).
2.	Галанин А. Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.» Атомиздат, 1959.
3.	Акимов И. С., Минашин М. Е., Шарапов В. Н. Развитие методов физического расчета
ядерных реакторов от Первой в мире АЭС до настоящего времени. — Атомная энергия,
1974, т. 36, № 6, с. 427.
4.	Физический пуск реактора РБМК второго блока Лениградской АЭС им. В. И. Ленина
/Емельянов И. Я., Егиазаров М. Б., Рябов В. И. и др. — Атомная энергия, 1976, т. 40,
№ 2, с. 127.
5.	Городков С. С. Новый метод расчета гетерогенных реакторов. —Препринт ИАЭ-2251.
М., 1973.
6.	Городков С. С. Инструкция по пользованию программой расчета гетерогенных реакторов
Q НАМ HER. —Препринт И АЭ-2294. М., 1973.
7.	Экономика переходного периода реакторов АЭС/Батов В. В., Корякин Ю. И., Пушка-
рев В. И. и др. — Атомная энергия, 1969, т. 26, № 3, с. 223.
8.	Выбор оптимальных режимов эксплуатации топливной загрузкп/Батов В. В., Коря-
кин Ю. И., Пушкарев В. И. и др. — In: Nuclear Energy Costs and Economic Develop-
ment. Proceeding of a Symposium, Istambul, 20—24 oct. 1969, p. 339.
9.	Формирование начальной загрузки в большом канальном реакторе/Емельянов И. Я.,
Жирнов А. Д., Пушкарев В. В. н др. — В кн.: Опыт эксплуатации АЭС и пути дальней-
шего развития атомной энергетики. Обнинск, ФЭИ, 1974, т. 1. с. 81.
10.	Palmedo Р. F. A semi-empirical description of detailed thermal flux distribution. — Nucl.
Sci. and Engng, 1965, v. 21, p. 578.
ГЛАВА 3
КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ
3.1. РЕАКТОР
Канальный реактор РБМК (рис. 3.1) кипящего типа с графитовым замедлителем
и водяным теплоносителем предназначен для выработки насыщенного пара давле-
нием 70 кгс/см2 7 МПа). Основная конструктивная часть реактора — актив-
ная зона — сформирована на основании расчетно-теоретических исследований,
рассмотренных в предыдущей главе, где также описаны структуры активной зо-
ны и ее элементы. Активная зона размещена в бетонной шахте размером 21 х21 м
глубиной 25 м. Графитовая кладка 5 цилиндрической формы состоит из собранных
в колонны блоков с осевыми цилиндрическими отверстиями, в которые устанавли-
ваются технологические и специальные каналы, и расположена в герметичной по-
лости (реакторном пространстве), образованной цилиндрическим кожухом и пли-
тами верхней и нижней металлоконструкций. Для предотвращения окисления гра-
фита и улучшения теплопередачи от графита к технологическим каналам реактор-
ное пространство заполнено смесью гелия ( ~ 40% по массе) и азота; утечка ге-
лия ограничивается заполнением металлоконструкций и пространства, окружаю-
щего цилиндрический кожух, азотом под давлением, превышающем давление ге-
лиево-азотной смеси на 20—120 мм вод. ст. (~ 0,2 — 1,2 кПа).
Реактор имеет верхнюю 5, нижнюю 3 и боковую 4 биологическую защиту, ко-
торая снижает интенсивность излучения при работе на всех уровнях мощности до
допустимых значений, соответствующих в СССР санитарным нормам. Технологи-
ческие каналы (1693 шт.) установлены в трактах-трубах, вваренных в металлокон-
струкции.
Циркуляция теплоносителя в контуре реактора происходит по следующей схе-
ме. Из напорного коллектора главных циркуляционных насосов 13 теплоноситель
— вода температурой 270° С — распределяется регулирующими клапанами и ин-
дивидуальными трубопроводами 2 по технологическим каналам. Поднимаясь вверх
и омывая твэлы, вода нагревается до температуры насыщения, частично испаря-
ется (среднее пар о содержание ~ 15%) и в виде пароводяной смеси поступает в ба-
рабаны-сепараторы 6 по трубопроводам 7. После сепарации пар расходом 5400 т/ч
при температуре 284° С и давлении 70 кгс/см3 направляется к турбинам. Конден-
сат из турбин, пройдя регенеративные подогреватели, смешивается с водой из
сепараторов и по всасывающим водяным коллекторам 14 поступает в главные цир-
куляционные насосы (ГЦН) 15, которыми подается в технологические каналы.
Ядерное топливо непрерывно перегружается на ходу реактора с помощью раз-
грузочно-загрузочной машины (РЗМ) 9. В установившемся режиме работы интен-
сивность перегрузок топлива на номинальной мощности реактора составляет 1—2
технологические кассеты в сутки; максимальная производительность РЗМ — 5
48
кассет в сутки. Предусматривается возможность проведения частичных едино-
вреМенных перегрузок кассет без РЗМ на остановленном реакторе.
Реактор оснащен системами технологического контроля, которые выдают ин-
формацию о его работе в целом и о работе отдельных технологических каналов, а
также необходимые сигналы в СУЗ и системы аварийной сигнализации:
системой физического контроля энерговыделения по высоте и радиусу реак-
тора;
Рис. 3.1. Общий вид реактора РБМК
системой контроля целостности технологических каналов;
системой контроля герметичности оболочек твэлов в каждом технологическом
канале (КГО) 72;
системой контроля расхода воды в технологических каналах;
системой контроля температуры графита и металлоконструкций.
Обработка информации, получаемой от этих систем, производится автомати-
зированной системой контроля энергоблока.
49
Ниже приведены основные характеристики реактора:
Мощность реактора, кВт:
тепловая.......................................................3,14-103
электрическая.............................................. 1 -1 О’5
Расход теплоносителя через реактор, т/ч........................37,5’103
Паропроизводительность, т/ч ..................................... 5468
Давление пара в сепараторе, кгс/см2................................ 70
Давление в групповых напорных коллекторах, кгс/см2................ 82,7
Среднее паросодержанне на выходе из реактора', %................. 14,5
Температура теплоносителя, °C:
на входе....................................................... 270
на выходе.................................................. 284
Максимальная мощность канала с учетом 10%-ного перекоса мощ-
ности, кВт ................................................... 2987,6
Расход теплоносителя в канале максимальной мощности, т/ч . . .	27,95
Максимальное паросодержанне на выходе из канала, %............... 20,1
Минимальный запас до критической мощности ....................... 1,25
Высота активной зоны, мм.......................................... 7000
Диаметр активной зоны, мм .....................................11 800
Шаг технологической решетки, мм.................................25О'Х25О
Количество технологических каналов................................ 1693
Обогащение топлива, % 23SU........................................ 1,8
Средняя по реактору глубина выгорания, ГВт-сут/т................  18,5
Максимальная температура графита в отдельных точках, °C . . .	750
Максимальная температура поверхности циркониевой трубы техно-
логического капала, СС........................................... 325
Проектный срок службы реактора, лет................................ 30
Металлоконструкции реактора. Передача усилий от веса внутренних узлов,
сборок и коммуникаций реактора на бетон, а также герметизация внутренней по-
лости реактора осуществляются с помощью сварных металлоконструкций (см.
рис. 3.1), одновременно выполняющих роль биологической защиты. Верхнее пе-
рекрытие 10 служит полом центрального зала и одновременно биологической за-
щитой зала от излучений верхних коммуникаций реактора. Конструкция нижней
части И перекрытия 10 выполнена в виде металлических коробов, заполненных
чугунной дробью и серпентинитом.
Графитовая кладка окружена водяной биологической защитой, размещенной в
боковой металлоконструкции. Последняя выполнена в виде цилиндрического ре-
зервуара кольцевого сечения наружным диаметром 19 и внутренним 16,6 м. Внут-
ри резервуар разделен на 16 вертикальных герметичных отсеков, заполненных во-
дой, отводящей также тепло от графитовой кладки. Охлаждающая вода подводит-
ся в отсеки снизу и отводится сверху. В боковых конструкциях размещены каналы
пусковых и рабочих ионизационных камер, дренажные трубы и гильзы термопар
для замера температуры воды в отсеках. Монтажное пространство между наруж-
ной поверхностью боковой конструкции и окружающими стенами бетонной
шахты заполнено песком,
 К числу наиболее сложных и ответственных узлов принадлежат верхняя и ниж-
няя металлоконструкции. Верхняя 8 (см. рис. 3.1) представляет собой цилиндри-
ческую обечайку диаметром 17 и высотой 3 м. Днища обечайки (верхняя и нижняя
плиты) сварены с ней по периферии герметичными швами, а между собой — вер-
тикальными ребрами жесткости. После укрупнительной сборки и сварки конструк-
ции на монтаже в плитах растачиваются отверстия, по расположению точно повто-
ряющие отверстия в графитовой кладке для технологических каналов. В отвер-
50
стия устанавливаются и ввариваются трубы-тракты для технологических каналов
и каналов системы управления и контроля, а межтрубное пространство внутри об-
разовавшегося резервуара заполняется серпентинитом. Герметичность конструк-
ции и качество сварки должны удовлетворять требованиям гелиевой плотности.
Верхняя металлоконструкция установлена на 16 катковых опорах, смонтирован-
нь1х на кольцевом выступе в верхней части боковой металлоконструкции, и вос-
принимает усилия от веса загруженных технологических каналов, плитного на-
стила, трубопроводов верхних коммуникаций реактора.
Нижняя металлоконструкция 3 — фундамент для графитовой кладки — имеет
форму трубного барабана диаметром 14,5 и высотой 2 м. Конструкция нагружена
смонтированными на ней графитовой кладкой и трубопроводами нижних коммуни-
каций реактора. Внутренняя полость ее засыпана серпентинитом и заполнена азо-
том. Количество и расположение нижних труб-трактов для технологических ка-
налов, вваренных в верхнее и нижнее днища металлоконструкции, такие же, как
в верхней металлоконструкции. После вварки труб-трактов в металлоконструк-
цию внутренняя полость ее испытывается смесью воздуха и гелия на давление
1,25 кгс/см2 (-0,125 МПа).
Основная опорная металлоконструкция 1 (см. рис. 3.1) в реакторе наиболее
нагруженная, так как передает на закладные части фундаментной плиты здания
вес нижней металлоконструкции, графитовой кладки и вес нижних водяных тру-
бопроводов. В то же время конструктивное ее решение отличается простотой и
оригинальностью. Конструкция представляет собой две пересекающиеся по цент-
ру реактора перпендикулярно друг другу пластины с ребрами жесткости высотой
5,3 м. Пластины приварены по осям симметрий (в плане реактора) к нижней ме-
таллоконструкции.
На все металлоконструкции реактора, работающие в газовой среде с наличием
пара воды, при монтаже наносятся антикоррозионные покрытия.
Металлоконструкция верхнего перекрытия 10 в центральном зале имеет про-
ем для установки технологических и специальных каналов. Диаметр проема пре-
вышает диаметр графитовой кладки. Проем перекрывается съемным настилом,
состоящим из отдельных плит. Настил играет роль биологической защиты цент-
рального зала от излучения верхних коммуникаций реактора и кассеты с твэ-
лами при извлечении ее из технологического канала и, кроме того, служит теп-
ловой изоляцией центрального зала.
Плитный настил состоит из верхних и нижних плит и блоков, опирающихся на
стояки технологических каналов, и каналов отражателя. Верхние блоки выпол-
нены для каждого стояка в отдельности, нижние укрупнены и каждый опирается
на три стояка. Плиты и блоки настила представляют собой металлоконструкции,
заполненные железобарийсерпентинитовым цементным камнем (ЖБСЦК).
Пространство между верхними и нижними плитами и блоками настила ис-
пользовано для разводки кабелей сервоприводов СУЗ, датчиков контроля энер-
говыделения и термопар. Из центрального зала через зазоры плитного настила
в помещение верхних коммуникаций реактора засасывается воздух, проходящий
затем в вентиляционный короб. Просасываемый воздух охлаждает плитный нау-
стил и устраняет возможность попадания радиоактивных выбросов в центральный
зал из помещения верхних коммуникаций реактора.
Подвод и распределение воды по каналам реактора осуществляются от груп-
повых коллекторов нижней водяной коммуникации через запорно-регулирую-
51
щие клапаны и расходомеры. Для обслуживания, контроля и ремонта этих узлов
они смонтированы в проемах ниже пола помещения управления запорно-регули-
рующими клапанами в помещении раздаточных групповых коллекторов. Проемы
перекрыты плитами бетонной биологической защиты, через которые выведены
в верхнее помещение штоки от
Рис. 3.2. Графитовая кладка
запорно-регулирующих клапа-
нов.
Графитовая кладка. Внутри
реакторного пространства на
нижней конструкции собирается
графитовая кладка (рис. 3.2).
Она представляет собой верти-
кальный цилиндр, собранный из
колони (2488 шт.), состоящих из
графитовых блоков. Каждый
блок имеет форму параллелепи-
педа сечением 250 х 250 мм и
высотой 200, 300, 500 и 600 мм.
Основными являются блоки вы-
сотой 600 мм, а укороченные
устанавливаются только в верх-
нем и нижнем торцевых отража-
телях для смещения стыков бло-
ков соседних колонн по высоте
реактора. Общие размеры ак-
тивной зоны (графита-замедли-
теля) приведены выше, толщины
торцевых отражателей 500, а бо-
кового — в среднем 1000 мм.
jMacca кладки 1700 т. Для из-
готовления блоков применяется
графит, удовлетворяющий спе-
циальным требованиям по ядер-
ной чистоте и плотности. По оси
блока имеются отверстия диа-
метром 114 мм, образующие в
колоннах тракты для размеще-
ния технологических каналов и
каналов управления и контро-
ля. В отверстиях (трактах) ко-
лонн бокового отражателя вме-
сто каналов установлены гра-
фитовые стержни 6.
.Каждая графитовая колонна установлена на стальной опорной плите 5, ко-
торая, в свою очередь, опирается на стакан 4, приваренный к верхней плите
нижней металлоконструкции. В верхней части закрепление и центрирование ко-
лонн по трубам-трактам 9, вваренным в верхнюю металлоконструкцию, осущест-
вляется с помощью защитных плит 7 и соединительных патрубков 8. Защитные
52
и опорные плиты в основном идентичны по конструкции. Изготовленные из стали,
они кроме выполнения функций промежуточных элементов крепления колонн
обеспечивают тепловую защиту плит верхней и нижней металлоконструкций и
являются частью биологической защиты реактора.
На опорных стаканах шайбами 1, 3 крепится диафрагма 2, назначение кото-
рой, во-первых, создать некоторое сопротивление потоку гелиево-азотной смеси,
подаваемой через нижнюю металлоконструкцию, в целях направления его через
отверстия в опорных стаканах в зазор между каналами и блоками кладки и,
во-вторых, уменьшить теплопередачу излучением от опорных плит к верхней
плите нижней металлоконструкции. Диафрагма выполнена в виде отдельных ли-
стов из стали 08Х18Н10Т толщиной 5 мм. Зазор между диафрагмой и внутренней
поверхностью кожуха кладки 11 закрывается кольцом 12.
Крепление графитовой кладки от перемещений в радиальном направлении осу-
ществляется штангами 10, расположенными в периферийных колоннах бокового
отражателя. Внизу штанга приварена к опорному стакану, а вверху подвижно
соединена с трубой-трактом, вваренной в нижнюю плиту верхней металлокон-
струкции. Верхнее соединение обеспечивает свободу температурным перемеще-
ниям штанги. Одновременно штанга является каналом охлаждения отражателя.
Изготовляется она из трубы наружным диаметром ПО и толщиной стенки 5 мм.
Материал — сталь 08Х18Н10Т.
Все перечисленные узлы при эксплуатации реактора работают в условиях
интенсивного нейтронного облучения и повышенных температур: так, например,
температура опорных конструкций достигает 350° С в районе верхней решетки
нижней металлоконструкции и 440° С на нижних опорных плитах, максимальная
температура графита (расчетная) — 750° С.
Температурный режим графитовой кладки. Тепло от кладки отводится к тех-
нологическим каналам (частично к каналам СУЗ), вследствие чего температур-
ный режим ее определяется теплопередачей от графитовых блоков к технологиче-
ским каналам. Для обеспечения теплопередачи и поддержания температуры клад-
ки в пределах 700—750° С был принят газ со средним массовым составом:
40% Не+ 60% N2. Для этой же целина технологические каналы надеты втулки 8
(см. рис. 3.3) — графитовые разрезные кольца твердого контакта высотой 20 мм,
которые размещаются по высоте канала вплотную друг к другу таким образом,
что каждое чередующееся кольцо имеет непосредственный контакт по боковой
поверхности либо с трубой, либо с внутренней поверхностью блока, а также друг
с другом по торцам. Минимальные значения зазоров канал—втулка и втулка—
блок определяли из условия недопустимости заклинивания канала в кладке
вследствие ее радиационно-термической усадки в процессе работы реактора. На
основании опыта эксплуатации у р а'н - гр афито^вьТХ'р’ёШсТоргов/щ^таик жёДаштых по
облучению реакторного графита было принято суммарное максимальное сокраще-
ние зазоров порядка 1,5—2 мм, что обеспечивает работу реактора длительное
время. ""	~	~	~
В процессе эксплуатации реактора температура графита сначала повышается
вследствие увеличения торцевых зазоров между графитовыми блоками, а затем
падает из-за преобладающего сокращения радиальных зазоров^ Устойчивая тем-
пература кладки установится примерно через 5 лет, при этом температура в уг-
лах блоков будет 660° С. Наиболее высокая температура 740° С (760° С в углах
блока) достигается в начальный период эксплуатации. Температура наружной
53
поверхности трубы технологического канала под кольцами твердого контакта не
превышает 325° С. Такой ход рассуждений подтверждается данными, полученными
при эксплуатации реакторов РБМК на Ленинградской, Курской и Чернобыль-
ской АЭС.
3.2. ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КАНАЛ
Одним из основных узлов, определяющих экономичность и надежность экс-
плуатации реактора, является технологический канал. Он предназначен для раз-
мещения ТВС с ядерным горючим и создания потока теплоносителя. Основные
теплотехнические параметры технологического канала на 100%-ной мощности
реактора приведены в разд. 3.1. Интегральный нейтронный поток (£п д> 0,7 МэВ)
за расчетный срок службы канала достигнет 3 * 1019 нейтр./см2.
Технологический канал реактора показан"на рис. 3.3. Корпус канала пред-
ставляет собой сварную конструкцию, средняя часть которой состоит из трубы 9
наружным диаметром 88 и толщиной стенки 4 мм, изготовленной из сплава
Zr 4-2,5% Nb, а привариваемые к ней верхняя 3 и нижняя 11 концевые части —
из коррозионно-стойких труб (сталь 08Х18Н10Т) различных диаметров. Выбор
цирконий-ниобиевого сплава для средней части канала, находящейся в активной
зоне реактора, обусловлен тем, что при относительно малом сечении поглощения
тепловых нейтронов [ао = (0,2 4- 0,3) • 10-29 м3] этот сплав имеет при повышен-
ной температуре (до 350° С) удовлетворительные механические и коррозионные
свойства [сгв 25 кгс/мм2 (~ 250 МПа), o0i2 17 кгс/мм2 (~ 170 МПа), 6 —
15% ]. Средняя часть корпуса канала соединяется с концевыми частями при помо-
щи специально разработанных переходников сталь—цирконий.
Корпус канала в реакторе расположен в трубах-трактах, вваренных в верх-
нюю 2 и нижнюю 10 металлоконструкции. Он неподвижно закреплен в верхней
части с помощью упорного буртика и аргонодуговой сварки «усикового» шва 4.
Нижняя часть корпуса соединяется с помощью сварки с тру бой-трактом метал-
локонструкции через узел сильфонного компенсатора 12, что позволяет ском-
пенсировать различие в температурных расширениях технологического канала
и металлоконструкций реактора, а также создать надежную герметизацию газо-
вой полости. Кроме того, ниже сильфонного компенсатора установлено сальни-
ковое уплотнение 13 на случай выхода из строя сильфона. Срок службы корпуса
канала рассчитан на 25—30 лет, при необходимости он заменяется на остановлен-
ном аппарате при помощи специального агрегата, который в глубине верхнего
тракта дистанционно срезает «усиковый» шов между трактом и каналом, а после
смены канала также дистанционно производит сварку этого шва и контроль ка-
чества рентгеноскопией. Нижний шов между сильфонным компенсатором и ка-
налом срезается и заваривается специальным сварочным автоматом.
Кассета с твэлами устанавливается внутри канала на подвеске 5, которая
удерживает ее в активной зоне реактора и при помощи РЗМ обеспечивает
замену отработавшей кассеты без остановки реактора.
На верхнем конце подвески имеется запорная пробка 7, установленная в обой-
ме 6 и уплотняющая канал прокладкой. Между кассетой и запорной пробкой
установлена стальная сплошная пробка 1, являющаяся биологической защитой.
Соединение сталь—цирконий. Разработка прочного и вакуумно-плотного
.сварного соединения сталь—цирконий для технологических каналов реактора
54

РБМК была начата в 1965 г. К этому времени было известно несколько соединений
сталь—цирконий, разрабатываемых и применяемых у нас и за рубежом. Были
известны способы соединения стальных и циркониевых деталей с помощью кон-
тактно-реактивной пайки, сварки взрывом, совместным прессованием и др.
Однако все эти методы нельзя было применить для соединения труб технологиче-
ского канала реактора РБМК- Соединения, получаемые этими методами, пред-
назначались для работы при более низких параметрах, имели меньшие требова-
ния по сохранению герметичности и выполнялись со сталями,,
имеющими меньший уровень допустимых напряжений при ра-
бочих температурах. Поэтому для реактора РБМК была при-
нята конструкция соединения, в основу которой положен ме-
тод диффузионной сварки (рис. 3.4).
Внутренняя часть переходного соединения выполняется
из циркониевого сплава, а наружная, охватывающая часть —
из аустенитной нержавеющей стали. Конструкция переходно-
го соединения разработана с учетом получения в зоне соедине-
ния конфигурации и запрограммированного напряженного со-
стояния, гарантирующих прочность и надежность в условиях
эксплуатации. Технология сварки обеспечивает оптимальную
по составу и толщине диффузионную прослойку, чем дости-
гается высокая вакуумная плотность и коррозионная стой-
кость в пароводяной смеси и газовой среде в контакте с гра-
фитом. Отработка конструкции и технологии и проверка на-
дежности соединения сталь—цирконий проводились с иссле-
дованием напряженного состояния при рабочих температу-
рах, циклической прочности, коррозионной стойкости, дли-
тельной коррозионной прочности и устойчивости. Стендовые
и реакторные испытания соединения подтвердили высокую
их работоспособность в условиях длительной эксплуатации,
кратковременных перегревов и циклических термонагрузок.
Переходное соединение приваривается к трубе из цирко-
Рис. 3.4. Соедине- ниевого сплава электронно-лучевой сваркой в вакууме. Раз-
ине сталь-цирконий работанная конструкция и технология сварного соединения
обеспечивают равнопрочность с высокой степенью пластич-
ности. Для выполнения высоких требований по коррозионной стойкости разра-
ботаны режимы термомеханического упрочнения и обработки сварных швов
и околошовных зон. Стальная часть переходного соединения со стальной трубой
канала соединяется аргонодуговой сваркой.
Запорное устройство технологического канала. Герметизация вверху тракта
технологического канала РБМК обеспечивается запорным устройством — проб-
кой. В связи с тем, что операции по уплотнению,.разуплотнению и смене топливной
кассеты должны производиться РЗМ с дистанционным управлением, пробка имеет
простую конструкцию, обеспечивающую надежное проведение машиной операций,
связанных с ее извлечением, — вращение и вертикальное перемещение. При созда-
нии запорного устройства выдвигались требования обеспечения герметизации на
весь срок службы топливной кассеты (3—3,5 года) при 30 теплосменах в течение
его; уплотняющая прокладка должна устанавливаться и сниматься теми же опе-
рациями РЗМ; внутренний тракт не должен иметь резких переходов и уступов--
56
Б0 избежание повреждения поверхности
твэла.
Основными рабочими органами в пробке
(рпс. 3.5) являются винт и обойма, выпол-
ненные из наиболее твердой стали. РЗМ
при постановке канала воздействует спе-
циальным ключом на винт 4, который обес-
печивает закрепление пробки в корпусе
гоакта и, следовательно, герметизацию.
При установке ТВС в канал корпус под-
вески, собранный в единый узел с пробкой,
опускается в корпус тракта. Винт при этом
вывернут до отказа вверх, шарики 8 зака-
тываются в проточку распорной втулки 10 и
не выходят за пределы наружного диамет-
ра обоймы. Для уплотнения винт по резь-
бе в гайке заворачивается ключом РЗМ и
в процессе перемещения частично вытал-
кивает шарики из гнезд обоймы увеличен-
ным диаметром распорной втулки в коль-
цевую канавку корпуса. При дальнейшем
вращении винта шарики, упираясь, пре-
пятствуют продольному перемещению обой-
мы вверх и создают возможность обжа-
тия прокладки нажимной втулкой.
В 270 технологических каналах преду-
сматривается установка датчиков контроля
энерговыделения (ДКЭ) по радиусу реак-
тора. Конструктивно ТВС в этих техноло-
гических каналах отличается от других
ТВС наличием герметичной гильзы из тру-
бы, проходящей через центр подвески, и
кассеты с твэлами, предназначенной для
установки ДКЭ. При установке в канал
ДКЭ уплотняется в верхней части подвески
с помощью металлической прокладки.
Специальные каналы. Кроме технологи-
ческих каналов в реакторе установлены спе-
циальные каналы в следующих количествах:
Положение проб-
герметизации ка-
нала и при его раз-
герметизации
(прокладка разул -
__ лот йена)
загерметизи-	—\	/
робан (приклад-  /Фк
ка уплотнена)j7
Рабочее, поло-
жение- канал
10
11
12
13
3
7
Рис. 3.5. Запорное устройство канала:
7 — хвостовик; 2 — флянец; 3 — полукольцо;
4— винт; 5 —’ упорное кольцо; £ —обойма
тракта; 7— наплавка: £ —шар: 9— обойма
пробки: /Я —распорная втулка: //—нажимная
втулка; J2 — прокладка; /3 — корпус подвески
Каналы СУЗ...........................................................179
Каналы с ДКЭ по высоте .............................................  12
Каналы ионизационных пусковых камер деления (КД)...................... 4
Каналы охлаждения отражателя.........................................156
Каналы вне технологической решетки для измерения температуры графита:
в зоне плато............................................"......... 8
в боковом	отражателе ............................................ 4
в опорных	и верхних	защитных плитах.............................. 8
Каналы вне технологической решетки для ионизационных камер:
рабочих...........................................................20
пусковых	...	  4
> • ’ * 
57
f'ZRC'"?f bC'P
Рис. 37* Канал охлаждения отражателя:
1 — втулка тракта: 2 — верхняя металлоконструк-
ция; ~3 — сильфонный компенсатор; 4 — боковой
отражатель: 5 — штанга крепления бокового от-
ражателя; б — труба Фильда; 7 — стакан: 8—
нижняя металлоконструкция
Каналы СУЗ, каналы с датчиками контроля эн ер го выделен и я по высоте и ка-
налы ионизационных камер деления (КД) не отличаются друг от друга. Конструк-
ция этих каналов и их трактов одинакова и представлена на рис. 3.6.
Каналы СУЗ, КД, ДКЭ (по высоте) крепятся к верхней трубе-тракту с помо-
щь jo упорного буртика и «усиковой» сварки 5, расположенной снаружи. В верх-
них трактах имеются сильфоны 2, компенсирующие значительные температурные
удлинения каналов, определяемые температурным перепадом между верхней
металлоконструкцией и холодными трубами-трактами. На нижних трубах-трактах
специальных каналов, в отличие от технологических, установлены линзовые ком-
пенсаторы 6. Верхняя и нижняя части специальных каналов выполнены из кор-
розионно-стойкой стали, а средняя часть — из цирконий-ниобиевого сплава.
Соединение средней части с верхней и нижней частями канала осуществляется
с помощью переходников сталь—цирконий, аналогичных переходникам техно-
логических каналов.
Каналы СУЗ 1 имеют головки 4} предназначенные для крепления исполни-
тельных механизмов и подвода к каналу охлаждающей воды. К головкам кана-
лов СУЗ крепятся на прокладках исполнительные механизмы СУЗ 5, а к голов-
кам каналов ДКЭ и КД, тоже на прокладках, — герметичные гильзы. Гильзы
в каналах ДКЭ предназначены для размещения датчиков и изготовлены из алю-
миниевого сплава САВ-1, гильзы в каналах КД предназначены для установки под-
весок ионизационных камер деления и изготовлены из коррозионно-стойкой ста-
ли. В нижнюю часть специальных каналов СУЗ, ДКЭ и КД устанавливается по-
стоянный дроссель 7, назначение которого — создать сопротивление потоку воды
через канал, обеспечивающее надежное заполнение его водой.
Канал охлаждения отражателя (рис. 3.7) предназначен для охлаждения бо-
кового отражателя кладки 4, верхней металлоконструкции штанг крепления бо-
кового отражателя 5, а также для уменьшения теплового потока к кожуху и ком-
пенсаторам, которые образуют герметичную внутреннюю полость реактора. Кон-
структивно канал выполнен в виде трубы Фильда из коррозионно-стойкой стали.
По центральной трубе вода сверху входит в канал и по зазору между трубами от-
водится, поднимаясь вверх.
3.3.	КОММУНИКАЦИИ РЕАКТОРА
Коммуникации реактора обеспечивают циркуляцию теплоносителя в кана-
лах и металлоконструкциях, а также циркуляцию газовых сред в реакторе шре-
акторном пространстве. В состав коммуникаций входят трубопроводы и коллек-
торы, их подвески и опоры, арматура с приводами и приборы технологического
контроля. По условиям монтажа и расположения коммуникации разделены на
нижние и верхние. К первой группе относятся водяные коммуникации для под-
вода воды к технологическим каналам и отводящие коммуникации каналов СУЗ.
Во вторую группу входят пароводяные коммуникации, отводящие пароводяную
смесь из реактора, трубопроводы, подводящие воду.к каналам СУЗ, трубопроводы,
подводящие и отводящие воду каналов охлаждения отражателя, а также импульс-
ные трубки системы контроля целостности технологических каналов (КЦТК).
Водяные и пароводяные коммуникации являются частью контура многократ-
ной принудительной циркуляции (МПЦ), транспортировка теплоносителя в ко-
тором осуществляется следующим образом: вода из двух нагнетательных коллек-
59
торов главных циркуляционных насосов (ГЦН) поступает в 44 групповых кол-
лектора (по 22 на каждую сторону реактора). Из групповых коллекторов вода под-
водится через запорно-регулирующий клапан и шариковым расходомер по ин-
дивидуальному трубопроводу к каждому технологическому каналу. В технологи-
ческом канале теплоноситель — пароводяная смесь через верхний тракт посту-
пает в трубопровод, по которому подается непосредственно в сепаратор. Диаметр
труб водяных коммуникаций равен 57, толщина стенки 3,5 мм. Для обеспечения
работоспособности трубопроводов предусмотрены направляющие, подвижные
и неподвижные опоры и подвески. Трубопроводы пароводяных коммуникаций
диаметром 76 и толщиной стенки 4 мм разводятся порядно на обе стороны реакто-
ра, симметрично относительно осевой плоскости. В плане, ряды располагаются
в пределах верхней металлоконструкции с шагом 250 мм, а в сепараторном помеще-
нии с переменным шагом 250, 500 и 1000 мм. Соответствующие патрубки сепарато-
ров располагаются по длине сепаратора с шагом 250 мм.
В каналы СУЗ и охлаждения отражателя вода подается по индивидуальным
трубопроводам из общего напорного коллектора. Трубопроводы каналов СУЗ
пучками разводятся вдоль соответствующих рядов трактов и подсоединяются с по-
мощью усиковой сварки к головкам каналов. Вода из каналов СУЗ отводится по
трубопроводам, расположенным под нижней металлоконструкцией, в сливной
коллектор. На каждом трубопроводе, подводящем воду к каналам СУЗ, ДКЭ
и КД, установлены запорно-регулирующие вентили и расходомеры. Вентили
имеют ручное управление. На входе в корпус каждого расходомера каналов ох-
лаждения отражателя устанавливается индивидуальная дроссельная шайба или
запор но-регулирующая арматура, служащая для распределения расхода по ка-
налам при наладке.
Импульсные трубки системы КЦТК предназначены для отвода газовой смеси
из реакторного пространства в районе каждой ячейки для контроля герметичности
канала. В процессе нормальной эксплуатации через импульсные трубки гелиево-
азотная смесь отсасывается в систему чистки. Обнаружение воды в отсасываемой
газовой смеси свидетельствует о возникновении течи из технологического канала.
Кроме рассмотренных коммуникаций снизу и сверху реактора имеются еще
трубные системы, например трубопроводы подвода и отвода азота в различные
зоны реактора и металлоконструкций, подвода гелиево-азотной смеси (сброса
парогазовой смеси), подвода и отвода воды из боковых металлоконструкций, раз-
личные дренажные трубы.
3.4.	РЕГУЛЯТОРЫ РАСХОДА
На всех уран-графитовых реакторах имеются устройства, с помощью которых
поддерживается на определенном уровне или регулируется в требуемом интерва-
ле расход рабочей среды. Эти устройства, а именно запорно-регулирующие кла-
паны, установлены в первом контуре реактора РБМК, на входе в каждый техно-
логический канал, и предназначены для регулирования расхода теплоносителя
в целях достижения определенного паросодержания. Как правило, изменение-
расхода жидкости через объект регулирования в ядерных и энергетических уста-
новках осуществляется дроссельным способом.
Запорно-регулирующий клапан (рис. 3.8) обеспечивает необходимое регули-
рование и возможность первичного контроля расхода воды через технологический
60
I
Рис. 3.8. Запорно-
регулврующпй кла-
пан;
j1 — указатель; 2 —
сиит указателя: 3 —
привод: 4 — хвоста-
-нк привода: 5 —
р ез ьбс iBa я вту л ка:
— фонарь; 7 —
кольцу; й — вал; 9 —
«тулка; /i?—проклад-
ка:	// — сильфон;
” корпус; 13 —
-ооссслъ; 14 — нако-
нечник: J5 — седло
Дросселя; 16 — груп-
повой коллектор
канал на всех режимах раооты реактора, а также отключение технологического
канала от группового коллектора при ремонте канала или труб водяных комму;
никаций. Клапаны устанавливаются в помещении водяных коммуникаций щ
групповых коллекторах и с помощью штанг соединяются с указателями и ру
коятками управления, расположенными за бетонным перекрытием. Вода и;
группового коллектора поступает в полость клапана, проходит через дрос
сельное устройство и через расходомер и трубу водяной коммуникации к техно
Характеристики регулирующего клапана
Таблица 3.1
Параметр	Размерность	Расчетное значение	Эксперимен- тальное значение
Расход при натурных параметрах Перепад давления Ход запорного органа Площадь узкого сечения седла Дросселирующий зазор Скорость теплоносителя Динамический напор в узком сечении Запас до кипения Максимальная скорость холодной (го- рячен) воды	т/ч М3/ч кгс/см2 мм см2 мм м/с кгс/см2 кгс/см2 м/с	30,6—12,0 39.7—15,6 6,2—13,9 9,6—3,6 2,5—0,9 2,3—0,9 44,1—48,1 7.7—9,0 18,0—9,0 70(80)	25,4—12,3 39,2—16,0 7,6—14,0 7,7—3,7 2,0—0,9 1,9—0,9 47.5—50,4 8,3—10,1 15,8—7,6 70(80)
логическому каналу. Регулирование осуществляется изменением зазора меж)
наконечником и седлом дросселя. Клапан должен обеспечивать непрерывную н
дежную работу в течение 50 000 ч (табл. 3.1).
3.5.	ВЫБОР КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ И ВОДНО-ХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ
Основными конструкционными материалами, используемыми в АЭС с реа:
тором РБМК, являются нержавеющие и перлитные стали, циркониевые сплав!
медноникелевый сплав МЦЖ-5-1. Нержавеющая сталь 08Х18Н10Т — один i
основных конструкционных материалов контура МПЦ (трубопроводы, плакиро
ка корпуса сепаратора, часть технологического канала). Общая поверхнос'
нержавеющей стали в контуре МПЦ составляет ~ 25 000 м2. Сталь этого же тш
используется для изготовления корпусов и трубных пучков подогревателей ни
кого давления.
Перлитные стали применяются для трубопроводов кондесатопитательног
тракта, корпусов конденсаторов, трубопроводов греющего пара, трубопроводо
насыщенного пара. Общая поверхность сталей перлитного класса составляй
~ 5000 м2. В контуре МПЦ сталь перлитного класса используется для крупна
габаритной запорной арматуры.
Из циркониевых сплавов изготовлены технологические каналы, каналы СУ^
и оболочки твэлов. Общая площадь поверхности сплавов циркония 13 500 nt
Трубные пучки конденсаторов турбины выполнены из медных сплавов.
Отличительной особенностью водного режима кипящего реактора являете
повышенная концентрация кислорода в теплоносителе, обусловленная радиол#
62
ом боды в активной зоне. Следовательно, материалы для контура МПЦ выбира-
ись с Учетом этого обстоятельства.
' Нейтронное облучение практически не влияет на коррозию стали 08Х18Н10Т.
g стояночных условиях коррозия стали не интенсифицируется. Она может под-
вергаться коррозионному растрескиванию при одновременном присутствии в сре-
де хлор-иона и кислорода или другого окислителя и при наличии растягивающих
напряжений! в металле. В напряженном металле в среде, содержащей только один
Из этих агентов, растрескивания не наблюдалось [1]. В воде, содержащей 0,1-
О 3 мг/кг кислорода и 0,1 мг/кг хлор-иона при температуре 285 С и насыщенном
паре, содержащем до 30—40 мг/кг кислорода, не было случаев коррозионного
растрескивания металла [при о = 33 кгс/мм2 (330 МПа) за 10 000 ч испытаний].
Коррозионное растрескивание стали 08Х18Н10Т наблюдается при концент-
рировании хлоридов на поверхности. Концентрация хлор-иона на поверхности
стали в насыщенном паре, содержащем до 30—40 мг/кг кислорода, при которой
наблюдается коррозионное растрескивание стали после 6000 ч, составляет 1  Ю-3
мг/см2. В условиях эксплуатации АЭС с реактором РБМК возможным местом
концентрирования хлор-иона может быть граница раздела фаз среды в сепарато-
ре. Однако на границе преобладают напряжения сжатия.
Оценка ресурса работы аустенитной нержавеющей стали в условиях эксплуа-
тации кипящего реактора, выполненная по зависимостям из работы [2], показы-
вает, что не следует опасаться коррозионного растрескивания в контуре МПЦ
в течение 25—30 лет при соблюдении норм водного режима. Опасность коррози-
онного растрескивания, обусловленная концентрированием хлор-иона на внеш-
ней поверхности трубопроводов МПЦ вследствие возможных перетечек с наруж-
ной стороны, предотвращена электрохимической защитой, выполненной в виде
металлизационного покрытия алюминием с органо-силикатным материалом АС-8А.
С таким покрытием выполнены металлоконструкции реактора из стали пер-
литного класса. Широкое применение сталей перлитного класса как в контуре
МПЦ, так и в кондеи сато-пита тельном тракте пока ограничивается, поскольку
требуется дополнительная очистка теплоносителя, особенно после стояночных
режимов. Целесообразность замены нержавеющей стали на перлитную может быть
решена по результатам длительной эксплуатации.
Высокая коррозионная стойкость применяющихся в реакторах РБМК спла-
вов циркония, легированных ниобием, в воде и паре при температуре 285? С
объясняется способностью их к пассивации в результате образования защитных
окисных пленок [3]. Сплав Zr + 1 % Nb используется для оболочек твэлов и
Zr — 2,5% Nb — для технологических каналов. На эти сплавы при температуре
285° С оказывает влияние кислород, содержащийся в воде.
Реакторное облучение является специфическим фактором, влияние которого
следует учитывать при оценке стойкости циркониевых сплавов. Эксперименталь-
но установлено и теоретически подтверждено, что скорость анодного процесса,
а следовательно, и скорость коррозии сплава Zr + 2,5% Nb в условиях реактор-
Ного облучения возрастает лишь на 5—10%. Скорость коррозии сплава Zr -!-
2,5% Nb не превышает 0,024 г./(м2 • сут) за 8000 ч испытаний. Интенсивность
5ьшоса продуктов коррозии в теплоноситель составляет 1—5% скорости корро-
зии. Работоспособность цирконий-ниобиевых сплавов в элементах технологиче-
ского канала, сварных соединений и переходника обоснована длительными ла-
бораторными и промышленными испытаниями [4—10].
63
Устойчивая работа реакторов РБМК подтверждает правильность выбора мате-
[алов и значений скоростей коррозии конструкционных материалов для конту-
МПЦ. Учитывая набор конструкционных материалов в АЭС с реактором
5МК, а также особенности коррозионного поведения этих материалов, был
(бран и рассчитан бескоррекционный водный режим с обеспечением в основных
нтурах воды высокой чистоты без каких-либо корректирующих добавок и ми-
мально возможным содержанием кислорода в теплоносителе.
Следует отметить, что в кипящих атомных реакторах типа РБМК, работаю-
lx в схеме одноконтурной АЭС, при радиолизе воды не устанавливается стацио-
рная концентрация водорода вследствие выведения продуктов радиолиза и за-
Таблица 3.2
>оектные нормы качества теплоносителя
>С с реактором РБМК
Показатель	2эода конту- ра МПЦ	Питательная вода за кон- дслсатсючист- кой
ачеяие pH	О1 1 IQ' сс	7+0.2
ельная электро- провод ноет ь. т к См /см нцентрация. 'кг:	1,0	0,1
хлор-попов	0,1*	0,004
железа*:::	0,2	0.01
меди	0,05	0,002
кислорода	Не регламен- тируется	0,05
солей жестко- сти, мкг-экв/кг	15	0,5
кратковременно, до I сут, допускается концентра-
: 0.15 мг/кг.
При переходных и пусковых режимах до I мг/кг»
труднения процессов рекомбинация.
Конечные продукты радиолиза воды,
водород и кислород, уносятся паро-
водяной смесью в сепаратор. Из се-
паратора они с паром поступают в
конденсатор турбины, где и выводят-
ся из контура.
Протекание радиационно-химиче-
ских реакций воды в реакторе обус-
ловливает стехиометрический выход
водорода и кислорода примерно 0,6
молекулы/100 эВ и 0,3 молеку-
лы/ЮОэВ соответственно. При этом
концентрация кислорода в насыщен-
ном паре сепаратора составляет при-
мерно 10 мг/кг, а в воде контура МПЦ
при стационарных режимах работы —
0,03—0,05 мг/кг. Подавление радио-
лиза специальными добавками водо-
рода или водород содержащих соеди-
нений для кипящих реакторов, рабо-
тающих в одноконтурной схеме АЭС,
не является необходимым.
При нормировании качества реак-
торной воды преследовалась цель
юпечить минимальную скорость коррозии конструкционных материалов, а также
нимальные отложения на твэлах. Нормы на качество питательной воды опре-
1ялись с учетом коэффициента упаривания реакторной воды, коррозионной
•йкости материалов конденсатопитательного тракта и возможности кондесато-
гстки. В табл. 3.2 приводятся нормы, принятые на стадии проектирования для
штора РБМК.
В процессе эксплуатации нормы уточняются и корректируются. Так, при пере-
ie к автоматическому контролю величины pH был расширен интервал нормы
то показателя для реакторной воды до 6,5—8,0, ужестчаются нормы по про-
стам коррозии железа, меди, солям жесткости. Многолетняя эксплуатация АЭС
-еактором РБМК показала, что реальный водный режим значительно лучше
актируемого. Показатели воды контура МПЦ приведены ниже:
Удельная электропроводность, мкСм/см.............................0,4—0,6
Содержание, мг/кг:
хлор-ионов....................................................... =^0,05
железа............................................................. 10
меди.............................................................. 7—10
солей жесткости, мкг-экв/кг........................................ 1,0
При выборе средств поддержания водного режима рассматривались источники
поступления загрязнений в теплоноситель, и с учетом физико-химических особен-
ностей их поведения в контуре АЭС определялись меры борьбы с ними. В прин-
ципе все загрязнения теплоносителя одноконтурной кипящей АЭС могут быть раз-
делены на три основные группы: солевые, мелкодисперсные (продукты коррозии)
и газообразные. Поступление солевых примесей при работе станции следует ожи-
дать в результате присосов охлаждающей воды в конденсаторах турбин, а также
с подпиточной водой.
Поступление продуктов коррозии в теплоноситель происходит со всей поверхно-
сти контура на всех режимах работы АЭС, и продукты коррозии сложно выводить
из теплоносителя в силу их относительно малой растворимости и способности
к осаждению.
Основным источником поступления газообразных примесей является радиолиз
воды в активной зоне реактора. Высокая чистота воды с низкой удельной электро-
проводностью (менее 1 мкСм/см) обеспечивается обессоливанием ее на ионообмен-
ных фильтрах. Поэтому весь поток турбинного конденсата, конденсата греющего
пара регенеративных подогревателей турбины, а также добавочная химически
обессоленная вода проходят конденсатоочистку. Она работает по схеме последо-
вательного включения механического и смешанного ионообменного фильтров.
При этом строго соблюдается условие стопроцентной кондеисатоочистки всех
потоков, составляющих питательную воду. Это условие особенно важно соблю-
дать при высокоминирализованной (морской) охлаждающей воде конденсато-
ров турбин. В качестве загрузки ионообменного фильтра используется смесь
1 : 1 ионитов КУ-2-8чс и АВ-17-8чс. Особое внимание уделяется плотности кон-
денсатора, что позволяет работать с присосами охлаждающей воды менее 0,0001 %.
Поскольку растворимые примеси в питательной воде концентрируются в кон-
туре МПЦ пропорционально коэффициенту упаривания, для поддержания задан-
ных норм необходима продувка части реакторной воды с заменой ее на более чи-
стую. В реакторе РБМК имеется внутриконтурная очистка, работающая по схеме
последовательного включения намывного механического и ионообменного со
смешанной загрузкой фильтров. Вода на очистку забирается с напора ГЦН
и подается в линию питательной воды на входе ее в сепараторы. При оценке
количества продувочной воды приводились расчеты необходимого расхода для
поддержания в норме каждого показателя реакторной воды. Было выведено урав-
нение, в котором при расчете количества продувочной воды учитывалось коли-
чество продуктов коррозии, осаждающихся в контуре. Наибольшее загрязнение
воды происходит продуктами коррозии железа, и по их содержанию был выбран
расход продувочной воды 180 т/ч (производительность внутриконтурной очистки).
Вода от кислорода очищается в конденсаторах турбин и в деаэраторе. Кроме
того, имеется сдувка неконденсирующихся газов, и в том числе кислорода, из
корпусов регенеративных подогревателей турбины. Эти меры обеспечивают содер-
жание кислорода в воде после кондесатоочистки не более 0,05 мг/кг, а в питатель-
ной воде после деаэратора — не более 0,03 мг/кг.
3 Зак. 1282
65
Водный режим контура СУЗ с полным заполнением каналов водой определя-
ется коррозионной стойкостью основного конструкционного материала — спла-
ва алюминия, для которого значение pH должно быть в пределах 5,5—6,5. Такое
значение pH в контуре создается радиационно-химической реакцией образования
нитрат-иона из азота и кислорода, поступающих в воду в результате растворения
в ней воздуха в открытых баках контура. Для поддержания в норме солевых при-
месей и продуктов коррозии имеется система очистки, состоящая из механиче-
ского фильтра и ионообменного со смешанной загрузкой из 1\У-2-8чс и АВ-17-8чс.
Производительность очистки 10 т/ч достаточна для поддержания качества воды
лучшего, чем предусмотрено нормами (табл. 3.3). Результаты эксплуатации
подтверждают правильность выбора конструкционных материалов, водно-химичес-
кого режима станции, а также целесообразность сочетания системы индикацион-
Таблица 3.3
Нормы и фактические ее показатели
качества воды контура СУЗ
Показатель	I армируемое значение	Фактическое зтезчснис
Значение pH Содержание, мг/кг:	5,5—6,5	5,9—6,3
хлор-ионов	0,050	0,01
железа	0.100	0,06—0,03
алюминия	0.100	0,03,-0,01
большие и неопределенные погрешности.
ного контроля материалов с осмот-
рами оборудования при оценке стой-
кости материалов.
Качество воды реактора РБМК
контролируется автоматическими при-
борами с проточными датчиками и ла-
бораторными методами анализа отоб-
ранных проб воды. Автоматическими
приборами осуществляется контроль
за содержанием наиболее важных по-
казателей водного режима, измерение
которых без автоматических прибо-
ров с проточными датчиками вносит
К таким показателям следует отнести
удельную электропроводность воды, измеряемую кондуктометром типа А К-310,
и величину pH, измеряемую потенциометрическим методом с помощью при-
бора типа pH-201. В комплект прибора входят проточные датчики и вторичные
приборы с постоянной записью показателей.
Концентрация хлор-иона измеряется потенциометрическим методом лабора-
торным прибором ЛТИ-ЦКТИ, а также аргентометрическим и нефелометрическим
методами анализа. Для измерения концентрации солей жесткости применяется трп-
лометрический метод с обратным титрованием. Малые концентрации солей жест-
кости (менее 1 мкг-экв/кг) определяются по шкале имитаторов. Концентрация про-
дуктов коррозии железа регистрируется ортофенантролиновым методом, а опре-
деление содержания меди основано на ее реакции с диэтилдитиокарбопатом свин-
ца. В основе метода определения кремнекислоты лежит образование кремнемо-
либденовой комплексной кислоты. Содержание радиолитических продуктов раз-
ложения воды — кислорода и водорода — измеряется с помощью хроматогра-
фов, принцип действия которых основан на хроматографическом разделении га-
зов из воды.
3.6.	ТЕПЛОВЫЕ И ГИДРАВЛИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
3.6.1.	Определяющие теплотехнические параметры
Основными теплотехническими факторами, определяющими работоспособность
кипящего уран-графитового реактора, являются температура ядерного топлива,
66
температура графита кладки и запас до критической мощности технологического
капала, при которой наступает кризис теплообмена. Кроме того, необходима гид-
родинамическая устойчивость реактора.
Превышение допустимой температуры топлива или возникновение кризиса
теплообмена может привести к выходу из строя отдельной тепловыделяющей кас-
сеты. но после ее замены работоспособность реактора восстанавливается. Если
есть РЗМ, то дефектную кассету можно заменять на работающем реакторе без
снижения его мощности. Однако, несмотря на возможность довольно быстрого
восстановления работоспособности реактора, выход из строя тепловыделяющей
кассеты квалифицируется как отказ реактора, поскольку он ведет к извлечению
кассеты и ухудшению радиационной обстановки на АЭС. Отсутствие катастрофиче-
ских последствий аварий, связанных с выходом из строя отдельных ТВС, дает
возможность при проектировании реактора, а также во время его эксплуатации
ориентироваться на вероятностно-статистические методы определения максималь-
ной температуры топлива и запаса до критической мощности технологического
канала.
Вероятностно-статистическая методика учитывает случайную природу коэф-
фициентов, связанных с погрешностью изготовления элементов активной зоны,
точностью измерения параметров, влияющих на определяющие факторы, точно-
стью поддержания эксплуатационных режимов и т. п. Такой подход позволяет
обосновать существенно меньшие запасы до допустимых значений параметров,
чем те, которые дает предельный метод, и в настоящее время широко использует-
ся в практике реакторостроения. На основании вероятностно-статистических ме-
тодов осуществляется также контроль состояния активных зон реакторов РБМК
во время эксплуатации.
Если при определении запасов до критической мощности и максимальной тем-
пературы топлива допускается выход из строя отдельных твэлов и тепловыделяю-
щих кассет, то при вычислении допустимой температуры графитовой кладки не-
обходимо исходить из условия обеспечения ее работоспособности в течение всего
времени работы реактора. Отказ кладки означает выход реактора из строя на
длительный срок. По этой причине расчет максимальной температуры графита
и определение ее во время эксплуатации производятся с использованием предель-
ной методики, когда все параметры, влияющие на температурный режим кладки,
отклоняются в неблагоприятную сторону на максимально возможные величины.
Максимально допустимая температура графитовой кладки назначается на
основании имеющегося опыта эксплуатации действующих уран-графитовых реак-
торов и зависит от состава газа, заполняющего кладку, и количества воды, по-
ступающей в кладку из негерметичных каналов. Во время работы реактора со-
став газа-заполнителя и количество воды и водяных паров в кладке непрерывно
измеряются и в зависимости от эксплуатационных условий значение максималь-
но допустимой температуры корректируется. В практике принято условие, что
во всех режимах работы реактора максимальная температура графита не должна
превышать значение пороговой температуры, при которой окисление графита
при наличии в кладке паров воды уже не линейно зависят от температуры, а идет
оо л ее интенсивно. Опыт эксплуатации действующих уран-графитовых реакторов
показывает, что при соблюдении этого условия надежно обеспечивается
работоспособность графитовой кладки в течение всего периода эксплуатации
реактора.
4	67
3.6.2.	Гидравлика циркуляционного контура
и теплообмен в активной зоне реактора
Гидравлическая характеристика циркуляционного контура кипящего уран-
графитового реактора складывается из гидравлических характеристик: техно-
логического канала (включая подводящие и отводящие трубопроводы), запорно-
регулирующего клапана на входе в канал и опускного тракта (опускных трубо-
проводов, коллекторов, циркуляционных насосов, арматуры).
Гидравлические характеристики технологического канала реактора РБМК
определялись па полномасштабном стенде-имитаторе тепловой мощностью 6 МВт.
Трубки нагревателя па стенде ди ста нцион провались решетками, конструкция ко-
торых была аналогична конструкции дистанционирующих элементов реактора.
Результаты были получены в широком диапазоне изменения режимных парамет-
ров. Наряду с этим отрабатывалась методика расчета коэффициента сопротивления
трения обогреваемого пучка стержней, находящегося в двухфазном потоке тепло-
носителя.
Для определения коэффициента гидравлического сопротивления дистанциони-
рующих решеток на специальных стендах проводились дополнительные экспе-
рименты, в результате которых определена зависимость коэффициента гидравличе-
ского сопротивления решеток от числа Рейнольдса; влияния массового паросо-
держания теплоносителя на коэффициент гидравлического сопротивления обнару-
жено не было. Сопротивление трения обогреваемого пучка стержней при течении
двухфазного потока теплоносителя определялось с учетом потерь давления на
дистанционирующих решетках, на ускорение потока и преодоление нивелирного
перепада. Полученные таким образом экспериментальные данные сравнивались
затем с результатами расчетов по различным методикам. Обработка эксперимен-
тального и расчетного материала позволила выбрать методику расчета коэффициен-
та сопротивления трения обогреваемого пучка стержней, омываемого двухфазным
потоком, имеющую наименьшую погрешность при параметрах потока, близких
к рабочим параметрам реактора [11]. По этой методике потеря давления на тре-
ние определяется из уравнения:
где dPidz — потеря давления, отнесенная к единице длины; G — массовый рас-
ход теплоносителя; g = 9,81 м/с3 — ускорение свободного падения; S —пло-
щадь сечения для прохода теплоносителя; у', у" — плотность воды и водяного пара
на линии насыщения; = 4S//7— гидравлический диаметр сечения для про-
хода теплоносителя; П — смоченный периметр сечения; х — массовое паросодер-
жание; ф — относительный коэффициент гидравлического сопротивления, оп-
ределяемый из эмпирического соотношения:
Ф = 1 +о,57 (------i--------х)2;
V’2n Vgdr у'	J
+ — G/(y'S) — скорость циркулирующего теплоносителя; коэффициент трения
’ладкого пучка стержней вычисляют по формуле
% = [1,82 lg (Re %) — 1,64]-%
58
2s / s 3 Ine
(1 — e)3	2	2	1—&
e _относительная плотность пучка.
На рис. 3.9 представлен сравнительный график экспериментальных значений
перепадов давления на обогреваемой части полномасштабного стенда и данных,
получаемых расчетным путем с использованием оптимальной методики. Истинное
объемное паросо держание, используемое в расчетах:
\	* У J
Коэффициент проскальзывания фаз
ту-_। । 0,6-р 1,5{Вг /2_Р \
V ~ т	225 ) ’
где Р — объемное паросодержание,
Mi+—
X	х У /
Результаты сравнения расчетных и экспе-
риментальных данных (см. рис. 3.9) поз-
волили сделать вывод о возможности ис-
пользования приведенной методики для
расчета гидравлических характеристик па-
рогенерирующего технологического кана-
ла реактора РБМК-
На стадии проектирования реактора
РБМК были проведены проливки боль-
шой серии запорно-регулирующих .кла-
панов, в результате которых установлено,
Рис. 3.9. Сравнение расчетных и экспери-
ментальных значении перепадов давле-
ния на обогреваемой части полномас-
штабной модели канала
что конструкция клапанов обеспечивает идентичность их гидравлических харак-
теристик в виде <)/]/ДРКл = f (/г), где Q — объемный расход; ДРКЛ — перепад
давления на клапане; h — степень открытия. На рис. 3.10 сравнены расчетные
и экспериментальные данные, полученные на реакторе первого блока Ленинград-
ской АЭС, по гидравлике технологических каналов с входными участками. Ре-
зультаты сравнения показывают удовлетворительное согласие расчета с экспери-
ментом.
Гидравлические характеристики опускного тракта, всасывающих напорных
и раздаточных коллекторов и арматуры определены с учетом стендовых и модель-
ных испытаний соответствующего оборудования.
Критическая мощность технологического канала кипящего уран-графитового
реактора вычислялась по зависимости, определенной в результате анализа и об-
работки экспериментальных результатов, по кризису теплообмена в пучках обо-
греваемых стержней, полученных на стендах-моделях и на полномасштабном стен-
де канала реактора. Эксперименты проводились на стендах с различной геоме-
трией пучков при параметрах теплоносителя, близких к рабочим параметрам ре-
69
актора. На стадии проектирования реактора РБМК в качестве расчетной зависи-
мости для определения условий возникновения кризиса теплообмена в технологи-
ческих каналах была выбрана зависимость, аналогичная рекомендованной в ра-
боте [12]. Средняя квадратическая погрешность расчетной формулы по отношению
к имевшимся в тот период экспериментальным данным составила 8,7%. Эта же
корреляция используется в программах контроля состояния активных зон дей-
Рнс. 3.10. Сравнение расчетных пере-
падов давления на технологическом
канале с экспериментальными, полу-
ченными на реакторе первого блока
Л енлшр а д с кой АЭС;
7 — при полностью открытом запорно-регу-
лмруюгдем клапане (Д=2-1 мм): 2 — при
прикрытом .чйпорно-регулирующем клапане
= 3 мм): ------ — pEicwer: значки—• экс-
периментальные данные дли разных кама-
лок
висимости для определения
ствующих реакторов РБМК. Критическая
мощность каждого канала вычисляется по
формуле Мкр == А — BtBX, где ZBX — темпе-
ратура воды на входе в канал; коэффициен-
ты А и В являются функциями расхода воды
через канал и давления пара в сепараторах.
Необходимые для расчета Лткр параметры из-
меряются штатной системой теплотехническо-
го контроля и вводятся в станционную ЭВМ
автоматически.
Дальнейшие эксперименты по исследова-
нию явления кризиса теплообмена в каналах
кипящего уран-графитового реактора прово-
дились в направлении уточнения расчетной
формулы. Анализ и обработка накопленного
экспериментального материала позволили оп-
тимизировать коэффициенты формулы, что, в
свою очередь, дало возможность увеличить
расчетное значение критической мощности
технологических каналов на 5—7% . Несмотря
на относительно небольшое увеличение рас-
четной критической мощности, уточнение за-
является целесообразным, поскольку положи-
тельно сказывается на эксплуатационных и технике-экономических показателях
реактора. Рекомендуемая в настоящее время формула для расчета Nlip в техно-
логических каналах реакторов РБМК имеет вид:
4,28 -10° 4’у53 (р^  103)° 5 7 + 4,07rzoG рt(j • Д/г
6,64 • I О2 d^ 5 7 (рш• 10-3)0’1 8 ш39,4L
где Мкр — критическая мощность канала, кВт; = 4S/Z7oG — обогреваемый
диаметр канала, м; /7оС — обогреваемый периметр проходного сечения; рю —
массовый расход, кг/(с • м'2); Ah — недогрев теплоносителя на входе, ккал/кг;
L — длина канала, м; F — площадь поверхности теплообмена в канале, м”.
Дальнейшее уточнение формулы для расчета ЛДР должно проводиться в на-
правлении учета влияния на кризис теплообмена неравномерности поля энерго-
выделения по высоте активной зоны. Как показывают предварительные оценки,
это позволит увеличить расчетное значение Акр еще на о—7%. Учет неравномер-
ности энергораспределения по высоте кипящих уран-графитовых реакторов
РБМК не представляет затруднений, поскольку предусмотрена система контроля
поля энерговыделения по высоте активной зоны.
70
3 6.3. Теплотехнические характеристики реактора
на стационарных уровнях мощности
Контроль запасов до критической мощности и температурного режима топ-
лива твэлов и графитовой кладки реактора РБМК при работе на стационарных
уровнях мощности осуществляется по специальной программе «Призма» с исполь-
зованием станционной ЭВМ. Для расчета распределения энерговыделения по
объему активной зоны реактора используются показания системы физического
контроля, основанной на внутриреакторных измерениях нейтронного потока по
радиусу и высоте активной зоны. Кроме показаний системы физического контроля
в ЭВМ вводятся данные, характеризующие состав активной зоны, энерговыра-
ботку каждой тепловыделяющей кассеты, положение стержней регулирования,
распределение расходов воды по технологическим каналам, измеряемое специаль-
ной системой контроля, показания термопар, размещенных в различных областях
графитовой кладки и измеряющих температуру графита, а также показания дат-
чиков давления и температуры теплоносителя.
В результате расчетов по программе «Призма», выполняемых ЭВМ периодиче-
ски по заказу оператора, он получает информацию на цифр о печатающем устройст-
ве в виде картограммы активной зоны, на которой указан тип загрузки активной
зоны, положение стержней регулирования, сетка расположения внутриреактор-
ных датчиков, распределение мощностей, расходов воды и запасов до критиче-
ской мощности по каждому технологическому каналу. Станционная ЭВМ вычис-
ляет также максимальные температуры топлива и графита и указывает номера
каналов, в которых эти температуры имеют место, общую тепловую мощность
реактора, паросодержание на выходе из каждого технологического канала и дру-
гие параметры, необходимые для контроля и управления реактором.
При работе реактора на стационарных уровнях мощности, а также в процессе
подъема или снижения мощности оператор одновременно с контролем и управле-
нием полем энерговыделения осуществляет управление распределением расходов
воды по технологическим каналам активной зоны. Распределение расходов уста-
навливается на основании расчета по программе «Призма» распределения запа-
сов до критической мощности Л'3 по технологическим каналам: допустимое зна-
чение /<3	1, при = 1 вероятность кризиса теплообмена в технологическом
канале составляет 0,0013. Это значение в настоящее время проверено практикой
эксплуатации действующих реакторов РБМК. однако в дальнейшем по мере на-
копления статистического материала оно может быть откорректировано в сторону
увеличения.
Необходимость одновременного управления полем эиерговыделения н распре-
делением расходов воды по технологическим каналам кипящего уран-графитового
реактора определяется большой глубиной выгорания ядер но го топлива и возмож-
ностью перегрузки топлива на работающем реакторе. При этом одновременно экс-
плуатируются выгоревшие и «свежие» ТВС. В результате усложняется структура
активной зоны при сравнительно большой неравномерности полей энерговыделе-
ния по радиусу реактора и становится невозможным применение традиционного
выравнивания полей эиерговыделения при фиксированном радиальном профили-
ровании расходов воды. Следовательно для эффективной эксплуатации кипящего
Уран-графитового реактора требуется обеспечить профилирование полей энерго-
выделения и расходов воды по алгоритмам, учитывающим реальные конкретные
условия, возникающие во время работы реактора.
71
Регулирование расходов воды по технологическим каналам в течение кампа-
нии ядерного топлива дает возможность обеспечить достаточные запасы до кри-
зиса теплообмена в максимально теплонапряженных каналах при приемлемом об-
щем расходе воды через реактор. На рис. 3.11 приведена расчетная зависимость
основных параметров реактора РБМК, работающего в режиме непрерывных пере-
грузок топлива, от числа регулировок поканального расхода. На рисунке пока-
зано, что с ростом числа регулировок вероятность попадания хотя бы одного из
Число регулировок расхода
Рис. 3.11. Зависимость основных параметров реактора РБМК от числа регули-
ровок поканального расхода:
/— напор ГЦН АТ^иас: 2 — расход через реактор Gp; 3 — условная энтальпия на входе в ре-
актор: 4 — паросодержание па выходе пз реактора л'р; 5 — теплотехническая надежность И
каналов реактора в режим кризиса теплообмена (R = 1 — И) вначале Уменьша-
ется, а затем, при увеличении числа регулировок свыше трех, значение R стаби-
лизируется. Найденное таким образом опримальное число регулировок поканаль-
ного расхода воды, равное двум-трем регулировкам в течение кампании, в режиме
непрерывной перегрузки топлива является приемлемым.
В процессе перехода от начальной загрузки активной зоны к загрузке, соот-
ветствующей режиму непрерывной перегрузки топлива, неравномерность полей
энерговыделения может быть сравнительно большей, что приводит к необходимо-
сти увеличения либо числа регулировок поканального расхода воды, либо обще-
го расхода воды через реактор (в пределах возможности циркуляционных насосов).
Ниже приведены основные параметры реактора РБМК первого блока Ленинград-
ской АЭС при работе на номинальной мощности в переходном режиме загрузки
активной зоны:
Электрическая мощность блока, МВт................................ 1000'
Тепловая мощность реактора, МВт................................... 3130
Число каналов с ТВС............................................... 1478
Число каналов с ДП................................................  215
Мощность наиболее теплонапряженного канала, кВт.................... ЗОЮ
Максимальный линейный тепловой поток, кВт/м......................... 41
Минимальный запас до критической мощности ........................ 1,01
Максимальная температура графитовой кладки, =С..................... 570
Расход воды через реактор, т/ч.................................... 42	000
Среднее массовое паросодержание, %.................................. ЬЗ
Температура воды на входе в реактор, °C............................ 270
Давление пара в сепараторах, кгс/см2................................ 69
Расход воды через реактор можно регулировать двумя способами: изменением
степени открытия дроссельно-регулирующих клапанов, установленных на напоре
каждого ГЦН, а также изменением степени открытия канальных запорно-регу-
лирующих клапанов. На номинальном уровне мощности дроссельно-регулирую-
щие клапаны открываются полностью, на мощности менее 150 МВт (эл.) для обес-
печения необходимого запаса до кавитации расход воды через ГЦН поддерживает-
ся в пределах 6000—7000 м3/ч. Ввиду того что пуск реактора производится при
сниженной производительности ГЦН, распределение расходов воды по каналам
активной зоны в этот период определяется расчетным путем на внешней ЭВМ та-
ким образом, чтобы при выходе на номинальную мощность обеспечивался доста-
точный запас до критической мощности в каждом технологическом канале. В про-
цессе выхода на мощность распределение расходов по технологическим каналам
корректируется по результатам расчетов, производимых по программе «Приз-
ма» на станционной ЭВМ.
Опыт эксплуатации действующих реакторов РБМК показал, что конструкция
графитовой кладки и твэлов при имеющихся тепловых нагрузках обеспечивает
максимальные температуры графита и топлива, значительно меньшие предельно
допустимых значений. Температурный режим кладки зависит от того, насколько
хорошо организован тепловой контакт между графитовым блоком и трубой тех-
нологического канала, к которому осуществляется отвод тепла от графита. Раз-
работанная конструкция разрезных графитовых колец, из которых одно устанав-
ливается с натягом на трубу канала, а другое рассчитано на натяг по внутреннему
отверстию в графитовом блоке, обеспечила хороший теплоотвод от кладки и воз-
можность установки и извлечения трубы канала в течение всего времени эксплуа-
тации реактора. При азотном заполнении приемлемый температурный режим гра-
фита при температурах до 750 ° С обеспечивается до мощностей 800—850 МВт (эл.).
На более высоких мощностях кладка заполняется смесью гелия и азота. В этом
случае максимальная температура графита при работе на номинальной мощности
составляет около 600° С.
Значение максимальной температуры топлива, определенное расчетом с ис-
пользованием показаний датчиков физического контроля, на номинальной мощ-
ности реактора составило 1800—2000° С, что существенно меньше температуры
плавления двуокиси урана.
Наряду с контролем запасов до критической мощности и температурного ре-
жима графита и топлива в реакторе РБМК предусмотрен выборочный контроль
температур оболочек твэлов в условиях возможных накипеобразований и отложе-
нии продуктов коррозии на тепло передающих поверхностях. С этой целью в ак-
73
1
тивную зону реактора устанавливаются реперные термометрические кассеты,
снабженные термопарами, размещенными в различных точках по высоте и ра-
диусу тепловыделяющей сборки. По показаниям термопар ведется контроль и изу-
чение температурного режима оболочек твэлов как на работающем реакторе,
так и во время проведения ремонтных операций.
3.7. ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ	|
В процессе проектирования АЭС приходится решать сложные технические ।
задачи, связанные с обеспечением прочности оборудования и трубопроводов [13].
Эта сложность обусловлена, с одной стороны, применением новых, не имеющих
широкого распространения в обычном машиностроении и недостаточно изученных ,
материалов, например сплавов на основе циркония. С другой стороны, условия
нагружения деталей в атомных реакторах и связанных с ними системах значи-
тельно отличаются от встречающихся в практике эксплуатации тепловых электро-
станций. В первую очередь это относится к воздействию нейтронного облучения
на материал, в результате которого уменьшается пластичность материала, про- '
исходит его охрупчивание, интенсифицируются процессы ползучести.
При расчете конструкций, работающих в сложных условиях нагружения и в
различных режимах эксплуатации, следует рассматривать возможность выхода
их из строя вследствие повреждений в процессе длительного статического и ци-
клического нагружения, чрезмерных деформаций, накапливаемых в процессе пол-
зучести, хрупкого разрушения, инициирующегося из зон существования различ-
ных дефектов [14]. Проблемы ползучести имеют важное значение для таких эле- ।
ментов, как трубы технологических каналов, изготавливаемых из циркониевых ,
сплавов. Критерии циклической прочности определяют работоспособность зон ।
конструкций, в которых реализуются условия повторного упругопластического j
деформирования, таких, как зоны отверстий, перехода жесткостей, резьб, присо-
лим? ния патрубков к сосудам и др. Под действием облучения, термического и де-
формационного старения материалы охрупчиваются, и при наличии в них дефек- 1
то в, превышающих определенные критические размеры, возможно хрупкое раз-
рушение конструкций.
Поскольку в процессе эксплуатации элементы и узлы контура МПЦ под верже- ।
ны воздействию широкополосного спектра возмущающих высокочастотных дина- j
мических сил, возникающих вследствие воздействия потока рабочей среды, осо-
бую актуальность приобретают проблемы обеспечения вибропрочности.	1
Пароводяная смесь на выходе из технологического канала содержит большое |
количество кислорода (8—10 мг/л), что делает необходимым специальное рассмо- I
трение вопросов коррозионно-механической прочности. Контакт теплоносителя
с трубами технологических каналов приводит к выделению водорода вследствие:
коррозионной реакции металл—вода и поглощению его в циркониевых сплавах ।
с образованием хрупких включений — пластинок гидрида циркония.
Указанные особенности поведения материалов, из которых изготовлены эле- ,
менты оборудования и трубопроводы контура МПЦ, и условия эксплуатации пре- 1
допределили необходимость исследований по обеспечению прочности оборудова-
ния и трубопроводов АЭС с реакторами РБМК- В соответствии с «Нормами расчет 1
та на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов
атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов-
I
74	I
jj установок» [15] рассчитывались все элементы реакторной установки. В каче-
стве основных расчетных режимов были рассмотрены стационарные режимы, ре-
жимы разогревов—расхолаживаний, гидравлических испытаний, нарушения нор-
мальных условий эксплуатации и аварийные ситуации, связанные с последствия-
ми, вызываемыми гипотетической аварией на АЭС. Каждый режим характеризо-
вался значением и скоростью изменения во времени давления и температуры
теплоносителя и числом циклов повторения за срок службы реактора.
Проведенные тепловые расчеты показали, что как в стационарных, так и не-
стационарных режимах в оборудовании и трубопроводах не возникает существен-
ных градиентов температур. Температурные напряжения возникают, в основном,
в зонах соединения материалов различных структурных классов (сталь.—цирко-
ний, углеродистая сталь—аустенитная сталь). Определенные расчетом напряжения
сопоставлялись с допускаемыми напряжениями для соответствующих категорий
напряжений. Такая детальная дифференциация напряжений позволяет надежно
оценить прочность, но требует применения специальных методов расчета напря-
женного состояния. Как правило, в основу таких методов были положены про-
граммы численного расчета на ЭВМ.
Проведенный анализ показал, что все элементы реакторной установки отве-
чают требованиям норм расчета на прочность, и в то же время выявил те узлы
конструкции, напряженное состояние которых нуждалось в экспериментальном
подтверждении. Экспериментальные исследования выполнялись с использованием
моделей из оптически-чувствительных материалов, оргстекла, металла, а также
при непосредственном измерении деформаций (тензометрирование) на действую-
щих АЭС в период пусконаладочных работ.
Так, в периоды наладки, пуска и эксплуатации первых блоков Ленинградской
и Чернобыльской АЭС было проведено тензометрирование опускных трубопро-
водов. труб большого диаметра обвязки ГЦН, всасывающего, напорного и
раздаточного коллекторов, труб пароводяных коммуникаций, технологических
каналов, сепараторов и металлоконструкций. Проведенный анализ данных тен-
зометрирования подтвердил выводы расчетов на прочность о характере распределе-
ния напряжений и их значениях.
В целях исследования характеристик вибропрочности конструкций одновре-
менно с тензометр и рованием измерялись параметры вибрации. Контрольные точки
замеров выбирались на основании результатов предварительного анализа поведе-
ния конструкций — в местах заделок трубопроводов и у неподвижных опор, в сред-
ней части пролетов трубопроводов. Оказалось, что вибронапряжения в исследо-
ванных элементах конструкций весьма малы и не превышают 1,2 кгс/см2(~12МПа)
в переходных и 0,5 кгс/см2 (~ 5 МПа) в стационарных режимах работы реактора.
Не обнаружено существенных вибраций технологических каналов, а также ТВС,
расположенных в них.
Работа реакторной установки происходит в условиях сочетания ста пи он ар пых
и нестационарных режимов. Число циклически повторяющихся режимов, ин-
тервалы изменения давления и температуры и их скорость непосредственно опре-
деляют сопротивление конструкций усталостным разрушениям. Метод расчета на
Циклическую прочность регламентирован нормами расчета на прочность. Экспе-
риментальные исследования в основном касались вопросов, которые не отражены
в действующих нормах. Например, большое внимание было уделено вопросам ци-
клической прочности диффузионного сварного соединения сталь—цирконий, по-
75
скольку в нем в рабочих условиях возникают существенные циклически меняю-
щиеся температурные напряжения, превосходящие предел текучести материала.
Используемый для изготовления элементов технологического канала цирко-
ний-ниобиевый сплав характеризуется высокой пластичностью в исходном состоя-
нии, однако в процессе эксплуатации пластичность может уменьшаться вследст-
вие наводороживания и нейтронного облучения. Были проведены соответствующие
исследования в целях изучения влияния указанных факторов на сопротивление
усталостному разрушению, получены кривые усталости и показано, что заданный
ресурс эксплуатации технологических каналов по числу переходных режимов
обеспечивается. Аналогичные испытания и оценки были сделаны для сварных со-
единений цирконий—цирконий. Прямые опыты по циклическому нагружению
внутренним давлением и температурой полноразмерных макетов технологических
каналов в стендовых условиях подтвердили правильность сделанных выводов.
Ряд трубопроводов контура МПЦ из хромоникелевой коррозионно-стойкой ста-
ли 08Х18Н10Т защищен антикоррозионным алюминиевым покрытием, образую-
щим в зоне контакта с основным металлом хрупкую прослойку интерметаллических
соединений, толщина которой увеличивается в процессе эксплуатации. В специаль-
ных экспериментах были определены коэффициенты снижения сопротивления
усталостному разрушению, вызываемые действием этой прослойки, которые были
использованы при проведении расчетов на прочность.
Исследовалась возможность развития допускаемых нормами контроля качества
производственных дефектов в трубах технологических каналов и трубопроводах
напорного и всасывающего трактов ГЦН. С этой целью были использованы данные
о кинетике усталостных трещин в сплаве Zr + 2,5% Nb, стали марки 22К и свар-
ных соединениях этих материалов. Проведенные оценки показали, что и в случае
учета возможного развития дефектов вследствие циклического нагружения в ус-
ловиях эксплуатации нет оснований для сомнений в обеспечении заданного ре-
сурса элементов контура МПЦ.
Применение в качестве материала центральной части трубы технологического
канала сплава Zr 4- 2,5% Nb потребовало проведения широкого комплекса экс-
периментальных работ по оценке его сопротивления ползучести и длительной проч-
ности. Исследования проводились как в лабораторных, так и в реакторных ус-
ловиях. Чрезмерная ползучесть труб технологических каналов может привести,
с одной стороны, к выбору зазоров между трубами и кладкой реактора и, с дру-
гой стороны, к исчерпыванию пластичности материала с последующим разруше-
нием. Известно, что при относительно небольших напряжениях и температурах
до 325” С облучение интенсифицирует процессы ползучести, причем скорость пол-
зучести прямо пропорциональна флюенсу быстрых нейтронов. Анизотропия
свойств циркониевых сплавов может приводить к тому, что в условиях эксплуата-
ции будут увеличиваться длины труб технологических каналов. Все эти обстоятель-
ства учитывались при оценке сопротивления труб ползучести. Анализ, проведен-
ный с определенными допущениями, идущими в запас прочности, показал, что
максимальное увеличение диаметра труб технологических каналов за 25 лет экс-
плуатации не будет превышать допустимого.
При изучении изменения длительной пластичности сплава Zr+2,5% Nb было
установлено, что пластичность, характеризуемая относительным удлинением
образца при разрушении, увеличивается с течением времени. При экспериментах
в условиях облучения на трубах технологических каналов достигались без разру-
76
щения деформации порядка 5—10%. Под действием облучения длительная проч-
ность циркониевых сплавов увеличивается, и для оценки длительной прочности
можно в запас прочности использовать данные лабораторных испытаний необлу-
ченных образцов. Из теоретических оценок и обработки экспериментальных дан-
ных с использованием параметра Ларсона—Миллера следует, что заданный ре-
сурс эксплуатации технологического канала обеспечивается по критерию дли-
тельной прочности [16]. Расчетные оценки и экспериментальные данные, получен-
ные зарубежными авторами, показывают, что возможно увеличение длины техно-
логического канала, которое необходимо
учитывать при конструировании системы
температурной компенсации каналов.
Трубы, изготовленные из сплава Zr +
+2.5% Nb, охрупчиваются в первую очередь
вследствие влияния наводороживания и об-
лечения. Сдвиг критической температуры
хрупкости (КТХ) сплава Zr + 2,5% Nb и
его сварных соединений под воздействием
Рис. 3.12. Диаграмма сопротивления раз-
рушению цирконий-ниобиевых труб тех-
нологических каналов:
наводороживания даже в относительно не-
большой степени (0,02—0,03% по массе)
охватывает практически весь температур-
ный интервал эксплуатации технологиче-
ских каналов. Облучение дополнительно
смещает КТХ в область положительных
температур и тем больше, чем меньше сте-
/— флюенс Ф=0; степень наводороживания
Сне=0.002%; 2 — Ф — 1021 нейтр./см2, ^Нг=
—0т002%; 3 — ф = 102Е неЙтр./смг, СН2=0ьО4%;
4 — расчетное напряжение в технологическом
канале
пень наводороживания. Максимальное значение КТХ составляет около 350° С
и не меняется с дальнейшим увеличением степени наводороживания и флюен-
са нейтронов [9]. Высокое значение КТХ свидетельствует о принципиальной
возможности хрупкого разрушения циркониевых труб и требует проведения со-
ответствующего анализа возможности такого разрушения. В качестве основной
характеристики оценки сопротивления материала хрупкому разрушению было
принято критическое раскрытие трещины бс.
Наводороживание существенно уменьшает при температурах порядка 20° С
и практически не влияет на бс при температурах выше 300е С. Для изучения влия-
ния облучения на были проведены специальные исследования образцов, вы-
резанных из труб опытных технологических каналов первого блока Белоярской
АЭС. Выявлено,что облучение существенно влияет на и снижает его значение во
всем исследованном интервале температур (20—300° С). После наводороживания
до 0,0426 по массе и флюенса нейтронов 1020 — 1021 нейтр./см3 дальнейшего сни-
жения не происходит.
На основе полученных данных была построена диаграмма расчета на сопротив-
ление хрупкому разрушению цирконий-ниобиевых труб (рис. 3.12). Здесь же
условно показан характер изменения напряжений в трубе технологического канала
в процессе эксплуатации (кривая 4). Кривая 4 во всем интервале эксплуатационных
температур лежит ниже кривой допускаемых в конце эксплуатации напряжений
(кривая 3), что означает обеспечение сопротивления хрупкому разрушению труб
технологических каналов.
Другим важным элементом контура МПЦ реактора РБМК, разрушение кото-
рого представляет весьма серьезную аварию, являются напорные и всасывающие
77
трубопроводы Dy = 800 мм. Проведенные исследования позволили построить диа-
грамму сопротивления разрушению трубопроводов Dy = 800 мм, приведенную
на рис. 3.13 [17]. Кривые 1—7 построены для поверхностных дефектов различ-
ной глубины. Если в конструкции существует дефект и его размеры, а также дейст-
вующие в конструкции напряжения таковы, что точка с соответствующими
координатами располагается ниже кривой 8, то в конструкции может образо-
Рис. 3.13. Диаграмма сопротивления разрушению
трубопроводов £0 = 800 мм:
ваться только течь. Построенная
диаграмма была подтверждена ре-
зультатами испытаний полнораз-
мерных прямолинейных труб и
колен Dy = 800 мм с различными
поверхностными надрезами.
Рассмотрение диаграммы со-
противления разрушению позво-
ляет заключить, что при ра-
бочем давлении 85—90 кгс/см2
(~ 8,7 МПа) в трубопроводах об-
разуется течь, если дефект в нем
длиной 2/ = 470 мм достигнет глу-
бины, равной 0,75 от толщины
стенки.
/—7 — 6/s=0,3; 0,4; 0,5; 0.6; 0,7; 0,8; 0,9 соответственно
(£ —глубина дефекта; $ — толщина стенки трубы)
На основе выполненных ком-
плексных расчетно - эксперимен-
тальных исследований прочности и работоспособности элементов контура МПЦГ
охватывающих изучение практически всех возможных источников разру-
шения, были выбраны ресурс и условия эксплуатации оборудования и трубо-
проводов реакторной установки.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1.	Коррозия конструкционных материалов в эксплуатационных режимах первого контура
АЭС с кипящими реакторами. Нержавеющие и перлитные стали, циркониевые сплавы
/Герасимов В. В., Громова А. И., Белоус В. Н. и др. — В кн.: Опыт эксплуатации АЭС
и пути дальнейшего развития атомной энергетики. Обнинск, ФЭИ, 1974.
2.	Герасимов В. В., Герасимова В. В. Коррозионное растрескивание аустенитных нержа-
веющих сталей, М., Металлургия, 1976.
3.	Коррозионное и электрохимическое поведение циркониевого сплава с 2,5% ниобия в воде-
и паре при высокой температуре /Громова А. И., Герасимов В. В,, Кабанкова Н. А.
и др. —Атомная энергия, 1970, т. 29, № 5, с. 364.
4.	Парфенов Б. Г., Герасимов В. В., Венедиктова Г. И. Коррозия циркония и его сплавов.
М., Атомиздат, 1967.
5.	Вынос и отложения продуктов коррозии реакторных матерналов/Морозова И. К., Гро-
мова А. И., Герасимов В. В. и др. М., Атомиздат, 1965.
6.	Коррозионное и электрохимическое поведение циркониевого сплава в воде при высокой
температуре/Белоус В. Н., Громова А. И., Герасимов В. В. и др. — Защита металлов,
1968, т. 4, №6, с. 735.
7.	Отложение продуктов коррозии на поверхности сплавов циркония/Герасимов В. В., Гро-
мова А. И., Морозова И. К. и др. — Атомная энергия, 1972, т. 32, № 1, с. 15.
8.	Герасимов В. В., Громова А. И., Денисов В, Г. Оценка коррозии циркониевых сплавов
в условиях эксплуатации. — Атомная энергия, 1976, т. 41, № 1, с, 14.
9.	Ривкин Е. Ю., Родченков Б. С., Филатов В. М. Прочность сплавов циркония. М., Атом-
издат, 1974.
78
Конструктивные особенности и вопросы работоспособности элементов технологического
канала реактора РБМК /Булкин Ю. М., Полушкин К, К., Крылова В. И. и др. —
Вопросы атомной науки и техники. Серия: Реакторостроение, 1974, № 2(9), с. 10.
ц. Осмачкин В. С., Борисов В. Д. Гидравлическое сопротивление пучков тепловыделяющих
стержней в потоке кипящей воды. —Препринт ИАЭ-1957, М., 1970.
пт Macbeth R. V. Burn-out analysis. Part V: Examination of published world data for rod
Bundles. — AEEW - R358, 1964.
13.	Основные вопросы прочности оборудования атомных энергетических установок/Долле-
жаль Н. А., Шатская О. А., Егоров М. И. и др. — В ки.: Опыт эксплуатации АЭС и пу-
ти дальнейшего развития атомной энергетики. Обнинск, ФЭИ, 1974, т. 2, с. 90.
14.	Шатская О. А. Некоторые вопросы прочности в реакторостроении. — Вопросы атомной
науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1978, № 1(21),с. 100—104.
15.	Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопро-
водов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и ус-
тановок. М., Металлургия, 1973.
]б. Ривкин Е. Ю. Вопросы прочности технологических каналов реакторов РБМК. —Во-
просы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1978^
№1(21), с. 105—113.
17. Доллежаль Н. А. Ядерная энергетика и научно-технические задачи ее развития. — Атом-
ная энергия*, 1978, т. 44, № 3, с. 203—212.
ГЛАВА 4
ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПИАЛЬНЫЕ ГИДРАВЛИЧЕСКИЕ СХЕМЫ
4.1. ГИДРАВЛИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ
Описание принципиальных гидравлических схем реакторной и турбинной уста-
новок в основном изложены применительно к первой очереди Ленинградской
АЭС. В дальнейшем схемы усовершенствовались, особенно схемы аварийного рас-
холаживания, что частично получило отображение в соответствующих разделах.
Контур многократной принудительной циркуляции. Контур МПЦ (рис. 4.Ц
предназначен для подачи воды в технологические каналы реактора в целях отвода
тепла от ТВС. Он состоит из двух аналогичных автономных петель: каждая отво-
дит тепло от половины тепловыделяющих кассет реактора. В каждую петлю вхо-
дят: два сепаратора пара; соединительные перемычки между двумя сеператора-
ми по пару и воде; опускные трубопроводы; четыре главных циркуляционных на-
соса (ГЦН); всасывающий коллектор ГЦН; всасывающие трубопроводы ГЦН с
арматурой; напорные трубопроводы с арматурой; напорный коллектор ГЦН;
байпас между всасывающим и напорным коллекторами ГЦН; раздаточные группо-
вые коллекторы с запорно-регулирующими клапанами; трубы водяных коммуни-
каций; технологические каналы; трубы пароводяных коммуникаций.
Вода из нижней части сепаратора по 12 опускным трубам поступает во всасы-
вающий коллектор и в четыре всасывающих трубопровода ГЦН. На всасывающих
трубопроводах установлены запорные задвижки с дистанционным приводом. В пе-
риод пуска, нормальной работы и начальный период расхолаживания циркуляция
осуществляется насосами марки ЦВН-7, из которых три работающие и один ре-
зервный. Насос ЦВН-7 — центробежный, вертикальный, одноступенчатый с уп-
лотнением вала, исключающим выход теплоносителя в помещение. Производитель-
ность насоса — 8000 м3/ч, напор — 203 м вод. ст. (^ 2 МПа), абсолютное давление
на всасе — 72 кгс/см3 (~ 7 МПа).
Насос состоит из корпуса, выемной части и электродвигателя типа
ВДА-173199-6 мощностью 5500 кВт и располагает маховым моментом 15 т • м2. При
обесточивании всех ГЦН в случае аварии благодаря такому маховому моменту
увеличивается время выбега ГЦН, чем и улучшаются условия расхолаживания
реактора в первые секунды после остановки. На уплотнение вала насоса подается
запирающая вода с давлением на 2,6 кгс/см2 (/-• 0,25 1МПа) выше давления на
всасе ГЦН. Для четырех ГЦН, входящих в состав одной насосной, предусмотре-
ны индивидуальные узлы регулирования уплотняющей воды. Последняя из ба-
ков чистого конденсата подается насосами [типа ЦН-100-900 производительно-
стью 100 м3/ч и напором 930 м вод. ст. (~ 9 МПа)] в мультигидроциклон,
который служит для очистки уплотняющей воды от механических примесей.
Очищенная вода из последнего поступает в узел регулирования, который под-
80
епживает давление на входе в уплотнение на 2,6 кгс/см2 больше давления на
всасе ГЦН. Расход воды на уплотнение каждого ГЦН 22 м3/ч, из них 8 мАч
через уплотнение попадает в контур МПЦ. Подпитка контура уплотнения ведется
конденсатными насосами. Вода в гидростатический подшипник ГЦН поступает из
напорного коллектора через мультигидроциклон и дроссельную шайбу.
В турбину	В турИину
Рис, 4.1, Принципиальная схема контура МПЦ:
! — сепаратор: 2 — реактор: 3 — тохжхъзгическпи канал;	ый групп л-
зой коллектор: 5 — главный циркуляционный насос: J — напорный коллектор;
------— вола: —	— ларовс.тяпая смесь: — — — пар
В случае полного обесточивания АЭС до момента включения дизель-генера-
торов уплотняющая вода подается давлением от аварийной газовой системы, со-
стоящей из гидравлических баллонов, заполненных конденсатом, и газовых бал-
лонов, подключенных к системе сжатого воздуха высокого давления. Система
обеспечивает питание уплотнении ГЦН в течение 10 мин.
81
Для разогрева и расхолаживания ГЦН предусмотрена система подачи воды
в ГЦН и примыкающие всасывающие и напорные трубопроводы через специальные
смесители. Горячая вода к смесителю поступает от напорного коллектора, а хо-
лодная — от контура питания уплотнения вала ГЦН.
Для надежной работы насосов предусмотрена индивидуальная система масло-
хозяйства, обеспечивающая смазку и охлаждение верхнего радиально-упорного
подшипника ГЦН и подшипников электродвигателя.
От каждого ГЦН по напорным трубопроводам, на которых последовательно
установлены обратный клапан, запорная задвижка и дроссельный клапан с ди-
станционным управлением, теплоноситель подается в напорный коллектор* ГЦН,
откуда через 22 раздаточных групповых коллектора** поступает в трубопроводы
водяной коммуникации. Расход через каждый технологический канал устанав-
ливается с помощью за порно-регул и рующих клапанов по показанию индивидуаль-
ных расходомеров. От напорного коллектора отбирается часть воды на байпасную
очистку с расходом 100 т/ч (на одну петлю). Напорный коллектор сообщается со
всасывающим по байпасу, предназначенному для естественной циркуляции тепло-
носителя в случае остановки ГЦН. На байпасе установлены две нормально от-
крытые задвижки с дистанционным приводом и обратный клапан.
К технологическим каналам вода поступает с температурой 270° С. Омывая
гвэлы, вода нагревается до температуры насыщения, частично испаряется и паро-
водяная смесь с температурой 285° С и давлением 72 кгс/см2 (~ 7 МПа) по инди-
видуальным трубопроводам пароводяных коммуникаций поступает в сепараторы
пара. В сепараторах смесь разделяется на пар и воду. Кроме того, в сепараторах
содержится запас воды, который расходуется на заполнение пароводяного тракта
контура МПЦ при резких снижениях мощности реактора (при отключении одной
или двух турбин, при обесточивании собственных нужд блока). В целях обеспе-
чения минимальной разности уровней воды в двух соседних сепараторах последние
соединяются по водяному объему двумя и по паровому объему—пятью перемыч-
ками. Уровень воды в сепараторах регулируется автоматически трехимпульсной
системой, работающей по сигналам изменения уровня воды в сепараторах, по
сигналам от расходомеров, установленных на паропроводах сепаратора, и по
сигналам от расходомеров на линиях подвода питательной воды.
От одной из водяных перемычек каждой пары сепараторов имеется отбор воды
контура МПЦ в систему расхолаживания. Другая водяная перемычка каждой
пары сепараторов нижней частью через трубу связана с одной из опускных труб,
что обеспечивает опорожнение перемычки при опорожнении опускных труб в
период ремонта.
Вода из сепаратора поступает в опускные трубопроводы, на входе смешиваясь
в специальных смесителях с питательной водой, которая подается питательными
насосами в сепаратор. Трубопроводы питательной воды имеют наружный диаметр
426 и толщину стенки 22 мм. Смесители и коллектор питательной воды входят в
конструкцию сепаратора.
Насыщенный пар отводится из верхней части сепаратора по 14 паропроводам.
Семь отводов объединяются в паровой коллектор, пар из которого направляется
* Наружным диаметром J040 и толщиной стенки 70 мм.
** Наружным диаметром 325 и толщиной стенки 15 мм.
к одной турбине, от семи других — к другой. Это обеспечивает равномерную на-
грузку сепараторов при работе, блока как с двумя, так и с одной турбиной.
Узел регулирования расхода питательной воды. Питательная вода с расходом
2800 т/ч подается к каждой паре сепараторов от напорного коллектора пита-
тельных насосов через узел регулирования расхода питательной воды (рис. 4.2).
Питательная вода в смесителях 2 смешивается с водой, прошедшей байпасную
очистку и имеющей температуру 255° С. Температура питательной воды на входе
в сепараторы ~ 168° С. Узел регулирования расхода питательной воды, один на
после очистки
Рис, 4.2. Узел регулирования расхода питательной воды
два сепаратора, состоит из четырех параллельных ниток трубопроводов: трех
основных и одной байпасной. В номинальном режиме работы блока две основные
нитки являются рабочими, одна — резервная.
На каждой основной нитке последовательно установлены: запорная задвижка,
механический фильтр 1, клапан автоматического регулирования, обратный кла-
пан, запорная задвижка. Последняя предназначена для отключения нитки при
выходе из строя любого из установленного там оборудования. В механических
фильтрах улавливаются частицы размером не менее 0,1 мм.
На байпасной нитке последовательно установлены расходомер, механический
фильтр, запорная задвижка с сельсином, обратный клапан, запорная задвижка.
Эта нитка предназначена для заполнения контура МПЦ питательной водой после
планово-предупредительного ремонта (расход по нитке при заполнении 100—
1о0 т/ч) и для подачи питательной воды в сепараторы в период пуска или стоянки
реактора, а также при работе реактора на малой мощности, когда паропроизво-
83
длительность реактора не превышает 200—300 т/ч (уровень воды в сепараторах в
это время поддерживается с помощью задвижек).
В номинальном режиме работы байпас должен быть полностью закрыт. После
того как в период пуска паропроизводительность реактора достигнет 200—300 т/ч,
включаются в режим автоматического регулирования клапаны, по одному в каж-
дом узле регулирования, и байпасные линии перекрываются. По мере нагружения
турбины система автоматического регулирования открывает регулирующие кла-
паны. К концу нагружения одной турбины клапаны открыты до номинала. Преж-
де чем приступить к прогреву второй турбины, приоткрываются регулирующие
клапаны на второй нитке на 20—25%. При этом клапан на первой нитке, включен-
ный в систему регулирования, приоткрывается и обеспечивает поддержание но-
минального уровня в сепараторах. После загрузки второй турбины на 50% вто-
рой клапан приоткрывается на 35—40%, а при загрузке турбины до 90% этот кла-
пан должен быть открыт на 70—80%. В стационарном режиме автоматически дол-
жен работать только один клапан каждого узла. Если происходит резкое возму-
щение уровня воды в сепараторах, по сигналу изменения его оба клапана включа-
ются в автоматический режим и поддерживают уровень в переходном процессе.
Система охлаждения продувочной воды и расхолаживания реактора. Система
обеспечивает охлаждение до 50° С продувочной воды, поступающей на фильтры
байпасной очистки в номинальном и переходных режимах работы блока, и расхо-
лаживание реактора при его плановой и аварийной остановке. В состав системы
(рис. 4.3) входят: два насоса расхолаживания типа СЭ800-100 производительно-
стью 800 м3/ч и напором 100 м вод. ст. (~1 МПа) каждый; регенераторы и доох-
ладители продувки; трубопроводы и арматура контура охлаждения и продувки.
В номинальном режиме вода температурой 284° С отбирается на байпасную
очистку от напорных коллекторов ГЦН с расходом по 100 т/ч от каждого коллек-
тора и, минуя насосы, подается в регенераторы, где охлаждается до ~ 70° С об-
ратным током продувочной воды, прошедшей байпасную очистку. Далее проду-
вочная вода проходит через доохладители продувки, где охлаждается водой про-
межуточного контура до 50° С, и поступает на байпасную очистку. Очищенная
вода проходит регенераторы, где нагревается от 50 до ~ 255° С, и далее поступает
в смесители двух узлов подачи и регулирования расхода питательной воды (см.
рис. 4.2), где смешивается с питательной водой, и подается в сепараторы каждой
петли контура МПЦ. Расход продувочной воды, поступающей в каждую половину
контура МПЦ, регулируется с помощью арматуры и контролируется расходо-
мером. Предусмотрен контроль температуры воды перед регенераторами, пе-
ред и после доохладителей. Когда температура воды на выходе из доохладителей
повышается до 60' С. подача воды на байпасную очистку прекращается.
При пуске реактора из горячего состояния после кратковременной стоянки
с работающими ГЦН насос расхолаживания не включается. При четырех работаю-
щих ГЦН (по два в каждой петле контура МПЦ) с закрытыми дроссельными кла-
панами на напоре расход продувочной воды через фильтры байпасной очистки до-
стигает 105 т/ч.
После длительной стоянки блока, когда ГЦН были отключены и контур МПЦ
расхоложен, перед выводом реактора на мощность для доведения качества воды
в контуре МПЦ до установленных норм включается в работу один насос расхола-
живания. Кроме отбора воды от напорных коллекторов в этом режиме на про-
дувку отбирается вода и от водяных перемычек сепараторов. Расход продувочной
84
5
Рис, 4,3. Принципиальная схема энергоблока:
7—- система контроля герметичности оболочек: 2—-сепаратор; 3 — капал СУЗ; 4 — технологический капал; 5 — реактор; 6 — бак аварийной
питательной воды; 7 — барботер; 8— аварийный питательный насос; 9— технологические конденсаторы; /О — конденсатные насосы техно-
логических конденсаторов; 1 1 — сепаратор’перегреватель; 12— турбогенератор; 13 — конденсатор; 14 — конденсатные насосы I и И подъема:
15 — подогреватели низкого давления (пять последовательно соединен пых); 16 — деаэратор; 17 — питательные электронасосы; 18 — балонны
системы аварийного охлаждения реактора; 19 — доохладители; 267—регенераторы; 21 — пасосы расхолаживания: 22 --главный циркуляци-
онный насос; 23 — конденсатор газового контура: 24 — компрессор; 25 — установка очистки гелия; 26 — газгольдер выдержки; 27 — мокрый
газгольдер; 28 — вентиляционная труба; 29 — система контроля целостности технологических каналов; 30 — насосно-теплообменная
установка СУЗ
воды на очистку устанавливается 200 т/ч с помощью задвижек на напоре насоса.
При температуре контура МПЦ не выше 180е С насос расхолаживания должен
быть выключен и закрыты задвижки на его напоре и всасе.
При разогреве и пуске одного из реакторов станции избыток воды контура
.МПЦ, предварительно охлажденной до 50 С и очищенной в системе байпасной
очистки, может сбрасываться в баки аварийных питательных насосов с расходом
не более 100 т/ч. Кроме того, в баки аварийных питательных насосов сбрасывает-
ся избыток воды, возникающий в результате протечек в контур МПЦ воды от си-
стемы уплотнения валов ГЦН. Вода сбрасывается через узел регулирования
сброса избыточной воды.
При плановой или аварийной остановке реактор в начальный период рас-
холаживается путем сброса пара из сепараторов в конденсаторы турбин через быст-
родействующие редукционные устройства БРУ-К или БРУ-Б в барботеры и тех-
нологические конденсаторы. При снижении температуры контура МПЦ до 180 е С
[давление в сепараторах приблизительно 10 кгс/см2 (~ 1 МПа)] в работу вклю-
чаются два насоса расхолаживания. Вода с расходом 900 т/ч забирается из водяных
перемычек сепараторов пара и, минуя регенераторы, поступает в доохладители
продувки, где охлаждается до температуры 50= С, и по трубопроводам возврата
продувочной воды поступает в смесители питательного узла. В доохладителях
продувочная вода охлаждается водой промежуточного контура с расходом
2120 мУч. По мере снижения остаточного тепловыделения сокращается расход
контурной воды в доохладитель прикрытием задвижек на напоре насосов или от-
ключением одного насоса расхолаживания.
Система охлаждения каналов СУЗ, КД, ДКЭ и отражателя. Описываемая си-
стема (рис. 4.4) является замкнутым автономным контуром. В номинальном ре-
жиме вода из главного циркуляционного резервуара 6 емкостью ~ 400 м3 заби-
рается двумя рабочими насосами 4 производительностью 540—720 мУч и напором
соответственно 74—67 м вод. ст. (0,73—0,66 МПа) (всего четыре насоса: два ра-
бочих, один резервный и один аварийный) с расходом 1050 мУч подается к двум
парам теплообменников 5. В них контурная вода охлаждается технической водой,
проходящей по трубкам теплообменника при давлении, меньшем давления контур-
ной воды. Две пары теплообменников обеспечивают охлаждение контурной воды
с 70 до 40° С. Одна пара последовательно включенных теплообменников является
резервной. При выходе из строя любой пары к насосам подключается резервная
пара теплообменников.
Из теплообменников циркуляционная вода подается в напорный коллектор,
откуда распределяется по каналам СУЗ, КД, ДКЭ 1 и отражатель 3. Из каналов
вода через коллекторы сливается под уровень в циркуляционный резервуар.
При аварийном обесточивании до момента запуска аварийного насоса, под-
ключенного к источнику надежного питания, в течение 3 мин охлаждение каналов
осуществляется водой из бака аварийного запаса воды 2 емкостью ~ 100 м3,
который расположен примерно на 23 м выше отметки напорного коллектора; сброс
воды после охлаждения каналов в этом режиме также осуществляется в циркуля-
ционный резервуар.
Контур заполняется и подпитывается химически очищенной водой или турбин-
ным конденсатом. Поддержание требуемого качества воды осуществляется бай-
пасной очисткой. Вода па очистку отбирается из напорной магистрали с расходом
8 6
jO м3/ч и направляется к установке ионообменных и механических фильтров.
Очищенная вода возвращается в циркуляционный резервуар.
расход воды через каналы СУЗ, КД, ДКЭ контролируется расходомерами,
установленными в напорных магистралях каналов. Общий расход замеряется
расходомерами, установленными перед теплообменниками. Температура воды из-
меряется термопарами, установленными на сливной магистрали каждого канала
охлаждения отражателя и шести реперных каналов СУЗ, а также на выходе воды
из теплообмени и ков.
Рис. 4.4. Принципиальная схема охлаждения каналов СУЗ, КД, ДКЭ и от-
р а. ж s 'г с ,л я
Система охлаждения боковой биологической защиты. Боковая биологическая
защита реактора представляет собой кольцевой бак (рис. 4.5), разделенный на
!6 отсеков, заполненных конденсатом. Для поддержания температурного режима
имеется гидравлический автономный контур (см. рис. 4.5), выполненный из угле-
родистой стали. Из верхней части отсеков нагретая вода с температурой 60° С по
16 трубопроводам отводится в коллектор и из коллектора подается насосами 2
в теплообменники 3, где охлаждается до температуры 40 С. Из теплообменников
она поступает в раздаточный коллектор и из него по 16 трубопроводам возвраща-
ется в нижнюю часть отсеков. Для поддержания качества воды производится пе-
риодическая очистка ее в системе спецводоочистки. Опорожнение системы осу-
ществляется в систему трапных вод.
Система аварийного охлаждения реактора. Система аварийного охлаждения
реактора (САОР) (рис. 4.6) предназначена дя охлаждения активной зоны реак-
тора в аварийных ситуациях, возникающих в случае разгерметизации контура
МПЦ, включая разрыв напорного коллектора диаметром 900 мм. Она состоит из
трех взаимосвязанных подсистем: основной, вспомогательной и подсистемы дли-
тельного расхолаживания.
87
Рис. 4.5. Принципиальная схема охлаждения боковой биологической защиты
Pirc. 4.6. Принцншшльная схема САОР:
; _ реактор: 2— сепаратор: 3 — главный циркуляционный насос: 4 — питательные насосы: 5— гид-
роаккумулирующий узел: 6 — запас воды в конденсационном устройстве: ” — насосы САОР: (5 —
отсечный поплавковый клапан: О— звено промежуточного дросселирования: 10 быстродействую-
щие клапаны: //—ограничительная вставка САОР: /2 — коллектор САОР: р —запорная задвиж-
ка; 14— аварийная перемычка: /5 — ограничивающая вставка в раздаточный групповой коллектор
Основная подсистема предназначена для охлаждения аварийной половины
активной зоны при разрыве трубопровода контура МПЦ любого диаметра до мо-
менТа включения в работу подсистемы длительного расхолаживания. Подсистема
включает в себя гидробаллоны и подключенные к ним газовые баллоны для пере-
давливания воды в реактор. Охлаждающая вода из гидробаллонов и от штатных
питательных насосов подается в левый или правый коллектор САОР по отдельным
трубопроводам, на которых установлена нормально открытая запорная ремонтная
арматура, обратный клапан, узел предварительного дросселирования и нормально
закрытые и быстродействующие клапаны. Из коллектора САОР вода поступает
в групповые коллекторы контура МПЦ и далее — в каналы реактора. Основная
система включается в работу открытием быстродействующих клапанов при появле-
нии сигнала повышения давления в помещениях, где расположены трубопроводы
контура МПЦ (признак разрыва), и любого из двух сигналов: снижение уровня
в сепараторах или снижение перепада давлений между сепаратором и напорным
коллектором (признаки распознавания аварийной половины контура). Такой
алгоритм включения позволяет обеспечить расхолаживание активной зоны при
разрыве труб большого диаметра и исключить ложное включение САОР при ава-
риях, не связанных с разгерметизацией контура. При давлении газа в баллонах
100 кгс/см2 (^ 10 МПа) объем газа составляет 155 м3, а запас воды около 120 м3.
Для исключения попадания таза в реактор в гидробаллонах установлены отсеч-
ные поплавковые клапаны.
Для обеспечения аварийного охлаждения 40 каналов любого группового кол-
лектора в случае его разрыва до обратного клапана на каждой половине контура
МПЦ напорный коллектор ГЦН связан с коллектором САОР перемычкой с нор-
мально открытой арматурой и обратным клапаном. Теплоноситель при аварии будет
перетекать в тот групповой коллектор, в котором из-за образования течи возник-
ло снижение давления, без какого-либо перерыва подачи охлаждающей
воды.
Основная и вспомогательная подсистемы обеспечивают аварийное охлаждение
активной зоны в течение 2 мин с момента разрыва. К этому времени включается
подсистема длительного расхолаживания, использующая специальные насосы
САОР или аварийные питательные насосы и штатные запасы воды в баках. Рас-
ходы воды от насосов САОР на аварийную и аварийных питательных насосов на
неаварийную половины реактора должны составлять в течение первого часа не
менее 500 и 250 м3/ч соответственно, а затем могут быть снижены до 90—100 м3/ч
в каждую половину.
При разгерметизации контура МПЦ реактор останавливается по сигналам
повышения давления в помещениях (наименее инерционный сигнал) или сниже-
ния уровня в сепараторах на величину, превышающую отклонение уровня от
номинального в обычных переходных режимах работы реактора (более инерцион-
ный сигнал). Оба сигнала вызывают срабатывание аварийной защиты независимо
Друг от друга.
Схема вспомогательного промежуточного контура. Для того чтобы исключить
попадание радиоактивных вод в техническую воду при нарушении плотности грею-
щих поверхностей теплообменников первого контура, предусмотрен специальный
замкнутый промежуточный контур, теплообменники которого, в свою очередь,
охлаждаются технической водой. Основными потребителями охлаждающей воды
промежуточного контура являются: доохладители продувки контура МПЦ; тепло-
89
обменники организованных протечек; насосы РЗМ; холодильники газового конту-
ра; холодильники компрессоров газового контура. .Максимальный расход воды
промежуточного контура в режиме расхолаживания равен 1500 м3/ч, при этом рас-
ход технической воды на охлаждение теплообменников промежуточного контура
составляет 3000 м3/ч. В качестве компенсатора объема в контуре используются
два расширительных бака суммарной емкостью 5 м3. Через эти баки производится
заполнение и подпитка контура водой после водоочистки трапных вод.
4.2,	ГИДРАВЛИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ ТУРБИННОЙ УСТАНОВКИ
4,2.1.	Основные технологические схемы машинного отделения
Тепловая схема машинного зала является частью одноконтурной схемы элек-
тростанции с реакторами РБМК. Тепловая схема машинного зала состоит из схем
турбоустановок; деаэраторно-питательного узла; паросбросных и пароприемных
устройств; сжигания водорода; вакуумирования основного контура; генерирующих
теплообменников промежуточных контуров; дренажно-бакового хозяйства; обес-
печения потребителей машинного зала технической водой; маслоснабжения.
Схема турбоустановок. Пар из сепараторов с давлением 70 кгс/см2 7 МПа)
по восьми паропроводам подается к турбоагрегатам (см. рис. 4.3). Б каждом энерге-
тическом блоке установлены две турбины К-500-65/3000-2 с генераторами ТВВ-502.
Давление свежего пара перед турбиной равно 65 кгс/см2 (~ 6,4 МПа), степень су-
хости пара 0,995. Турбоагрегат выполнен одновальным и состоит из одного ци-
линдра высокого давления (ЦВД) и четырех цилиндров низкого давления (ЦНД)
с четырьмя конденсаторами*. Свежий пар подводится в нижнюю половину сред-
ней части корпуса ЦВД через два блока комбинированных стопорно-регулирую-
щих клапанов, установленных с разных сторон ЦВД (к каждому блоку по двум
паропроводам). На каждом паропроводе установлены по две запорные задвижки.
Одна из них является ремонтной, другая автоматически закрывается при посадке
стопорно-регулирующих клапанов. Последняя главная паровая задвижка имеет
байпас, на котором также установлены две задвижки: запорная и регулирующая.
Главная паровая задвижка запитана от сети надежного питания.
Пар из ЦВД с давлением 3,53 кгс/см2 (346 кПа) по четырем трубопроводам че-
рез стопор но-регулирующие заслонки поступает в четыре сепар агора-паропере-
гревателя, расположенные по обеим сторонам турбины. Перегретый пар из се-
параторов-пароперегревателей подводится к каждому ЦНД через стопорно-
р е г ул и р у ющу I о заело и к у.
В сепараторах-пароперегревателях пар осушается до I % влажности в жалю-
зийном сепараторе и перегревается в двухступенчатом перегревателе. Благодаря
промежуточному перегреву пара обеспечивается допустимая влажность пара на
последней ступени ЦНД, уменьшается эрозионный износ лопаток и повышается
экономичность агрегата. В качестве греющего пара в первой ступени перегревате-
ля используется пар первого отбора турбины, а во второй ступени — острый пар.
На трубопроводе острого пара к сепаратору-пароперегревателю установлены две
* Описание см. в работе: Паротурбинные установки атомных электростанций. Под ред.
Ю. Ф. Косяка. М., Энергия, 1978.
90
задвижки, одна регулирующая. Конденсат греющего пара из обеих пароперегре-
вательпых ступеней через конденсатосборники подается в деаэраторы. Конденсат
от сепаратора через сборники подается в подогреватель низкого давления № 3
системы регенеративного подогрева конденсата. При снижении нагрузки возможна
потача конденсата от пароперегревательных ступеней в конденсаторы турбин
(Чё?рез конденсатосборник первой ступени). На все сепараторы-пароперегреватели
очной турбины установлен один сепаратосборник и два конденсатосборника первой
и второй ступеней, представляющих собой емкости, заданный уровень в которых
поддерживается регулирующими клапанами на их отводящих магистралях. Один
из двух се параторов-пароперегревателей каждой группы оборудован предохра-
нительным!! клапанами, выхлоп из которых направлен в конденсаторы турбин.
Отработанный пар из ЦНД поступает в конденсаторы турбин типа К-10120
с поверхностью охлаждения 10120 м2 каждый. Конденсаторы однопоточные, двух-
ходовые с центральным отсосом неконденсирующихся газов. Каждый из конденса-
торов оборудован атмосферным клапаном на давление подрыва 1,05 кгс/см2
103 кПа) и. двумя приемно-сбросными устройствами дроссельно-охлаждающего
тина для приема пара в количестве до 1458 т/ч через БРУ-К при резком сбросе на-
грузки шли отключении самой турбины. Приемно-сбросное устройство охлаждает-
ся конденсатом.
Схема турбоустановки включает в себя испарительную установку произво-
дительностью до 49 т/ч, которая предназначена для питания чистым паром уплот-
нений турбины и пусковых эжекторов. Греющий пар к испарителю нормально по-
дается из второго отбора турбины, а при малых нагрузках — из первого отбора
или от БРУ-Д. Давление первичного пара при всех режимах работы турбины под-
держивается 9 кгс/см2 0,9 МПа), при этом давление вторичного пара всегда
составляет 6,5 кгс/см2 (— 640 кПа). Конденсат греющего пара через регулирующий
клапан направляется в подогреватель низкого давления № 5. При пуске турбины
и малых нагрузках этот конденсат направляется в конденсатор, минуя пос-
ледний подогреватель. Питательной водой испарителя служит обычная
питательная вода, отбираемая после деаэраторов. На ее подводе к испарителю
уста вовлек регул и р ующий клапан.
Таким образом, поток основного конденсата, пройдя пять подогревателей низ-
кого давления системы регенерации, нагревается до температуры 1561 С и подается
в деаэраторы.
Система конденсатоочистки. Конденсатоочистка предназначена для поддержа-
ния в процессе эксплуатации АЭС требуемого водного режима; производитель-
ность ее 2700 м3 конденсата в час (на 1 турбину), рабочее давление 16 кгс/см2
(р- 1,6 МПа). Очистка потока конденсата в стационарном режиме работы блока
АЭС производится на ионообменных фильтрах смешанного действия. В нестацио-
нарных пли пусковых режимах перед этими фильтрами включаются в работу ме-
ханические (электромагнитные) фильтры. В качестве фильтрующего материала
Е фильтрах смешанного действия используются ионообменные смолы КУ-2 и‘АВ-17
в смешанном виде. Регенерация ионообменных смол, чтобы регенерирующие раст-
воры не попадали в воду реактора, осуществляется в фильтрах-регенераторах.
Во избежание возможности попадания ионитов в очищенный конденсат (в случае
разрушения ионитов или выхода из строя дренажной системы фильтра) после
каждого фильтра устанавливается ловушка ионитов.
91

й-'
Ж'
4,2.2.	Схема деаэраторно-питательного узла
На одну турбо установку предусмотрено по два деаэраторных бака с общ]
запасом воды 240 м3 и рабочим давлением 7,6 кгс/см2 (~ 0,76 МПа). На каждг1
баке имеется по две деаэрационных колонки ДСП-800 производительностью^
800 т/ч каждая. Все четыре деаэратора объединены уравнительными магистралям
по пару и воде и работают как единая система. На уравнительных магистрали3
установлено по две секционирующих задвижки, которые позволяют отключа;
от схемы два деаэратора при двух других работающих. От паровой уравнительной
линии подается пар на основные эжекторы, от водяной — витальная вода подаЯ
ется к испарителям турбоустановки. Номинальный уровень питательной воды в дез
аэраторах в нормальных режимах поддерживается регулирующим клапаном йа
линии подачи турбинного конденсата.	1
В рабочем режиме в деаэратор направляется: конденсат от первой и второй сту|
пеней сепаратора-пароперегревателя (температура конденсата 210 и 278° С coodl
ветственно); конденсат из бойлера-парогенератора (температура 268° С) и турбиД
ный конденсат (температура 156° С). В аварийном и переходных режимах в деаЯ
ратор сбрасывается конденсат от технологических конденсаторов.
В зависимости от нагрузки турбины для разогрева воды в бак поступает пар!
от первого или второго отбора турбины или острый пар через БРУ-Д. Подача]
греющего пара со второго на первый отбор и далее на БРУ-Д переключается а®ч
тематически при падении давления в первом, а затем и во втором отборе д<|
9,5 кгс/см2 (~ 0,95 МПа). При резком снижении мощности турбины питаний]
деаэраторов паром автоматически переключается на БРУ-Д, минуя первый отбор.1
Пройдя деаэраторы, подогретый до 168° С конденсат направляется к пяти пи-1
тательным насосам, из которых четыре — рабочие и один — резервный. От пй^
дательных насосов вода по четырем трубопроводам подается в узел регулировам
ния расхода питательной воды и далее — в сепараторы пара. Выпар из деа|
эраторов, пройдя через охладители выпара, направляется в конденсаторы турбин!
а при неработающих турбинах —- в атмосферу. Выпар охлаждается конденсатом!
подаваемым от напора конденсатных насосов II подъема. Пройдя охладителей
конденсат направляется в линию основного конденсата после подогревателя ни&а
кого давления №5 и далее — в колонки деаэратора.	J
Паросбросные и пароприемные устройства. Они предназначены для приема
пара в пусковых, переходных и аварийных режимах и исключения выбросов ра-1
диоактивных веществ в атмосферу. К паросбросным устройствам относятся]
БРУ-К, БРУ-Д, главные предохранительные клапаны, а к пароприемным — бам
ботеры, технологические конденсаторы и конденсаторы-испарители.	]
Производительность БРУ-К, БРУ-Б и каждого из восьми сбросных клапаио^
составляет 725 т/ч. Клапаны последнего
значениях давления в сепараторах пара,
БРУ-К
БРУ-Б
при следующих
включаются в раооту
кгс/см2
Сбросные клапаны:
Первый ....
Второй — четвертый .
Пятый — восьмой
два барботера, обеспечивающих в на-
72,5
73,5
74,5
75,5
по
На каждом блоке устанавливается
чальный период прием полного количества пара, вырабатываемого реактором^
Каждый барботер рассчитан на аккумуляцию 20 т острого пара при давлений!
92	3

19 кгс/см’3 h2 МПа) и длительный транзитный прием острого пара расходом
300 т/ч, что соответствует ~ 10 %-ному уровню мощности реактора.
д0 барботер представляет собой горизонтальный сосуд с погруженным сопловым
ппаратом, заполненный водой до номинального уровня. Острый пар поступает
в барботер через сбросные устройства, коллектор среднего давления и четыре тру-
бопровода, которые рассчитаны на длительную работу при давлении 30 кгс/см2
3 МПа) (допускается кратковременное повышение давления до 45 кгс/см2).
Барботеры снабжены системой нормальной подпитки, системой перелива и защи-
щены предохранительными клапанами на случай повышения давления выше
12 кгс/см2; вторичный пар от этих клапанов сбрасывается в атмосферу.
4.2.3.	Система сжигания водорода
Вместе с паром из реактора на турбины поступает ~ 100 н.м3/ч гремучей
смеси, образующейся в результате радиолиза водяного теплоносителя в активной
зоне. При конденсации пара в конденсаторах турбин гремучая смесь вместе с
воздухом и частью несконденсированного пара отсасывается эжекторами и направ-
ляется в систему дожигания. Она предназначена для удаления водорода из посту-
пающей в нее парогазовой смеси, чтобы предотвратить образование взрывоопас-
ной концентрации водорода по дальнейшему тракту и в системе газоочистки.
Система дожигания гремучей смеси каждой из турбин состоит из двух ниток—
рабочей и резервной. В состав каждой нитки входят электронагреватель, контакт-
ный аппарат, колонка и теплообменник. Парогазовая смесь после третьей ступе-
пи эжекторов поступает в электронагреватель, где нагревается до 140° С, и далее
направляется в контактный аппарат, в котором на катализаторе окисляется во-
дород. После контактного аппарата парогазовая смесь, имеющая температуру
~ 350° С, поступает в колонку, где охлаждается до температуры насыщения, при
этом происходит частичное испарение конденсата. Далее насыщенный пар из ко-
лонки идет в теплообменник, где конденсируется, а газовая смесь, охлаждаясь до
60° С, направляется в вентиляцию. Конденсат после колонки с расходом 450 т/ч
поступает в бак организованных протечек.
4.2.4.	Схема вакуумирования основного контура
Вакуумирование контура необходимо для создания в сепараторах пара и тру-
бопроводах разрежения, исключающего выход пара к оборудованию и трубопро-
водам контура МПЦ при ремонте на остановленном реакторе. При этом через вскры-
тый для ремонта участок подсасывается воздух, разбавляющий пар, который
образуется за счет остаточных тепловыделений в активной зоне и поступает в се-
параторы. Схема вакуумирования включает в себя сепараторы пара, главные паро-
проводы, кольцо высокого давления и трубопроводы от кольца до технологиче-
ских конденсаторов. Источником разрежения являются две газодувки произво-
дительностью 400 л/с и напором 300 кгс/м2 30 МПа) каждая.
4.3.	ГАЗОВЫЙ КОНТУР
Газовый контур реактора РБМЦ предназначен для циркуляции гелиево-
азотной смеси через внутреннюю полость реактора — реакторное пространство;
Циркуляции азота через внутренние полости металлоконструкций; контроля
93
отсутствия протечек теплоносителя из каналов в пределах реакторного простран- g
ства; очистки гелиево-азотной смеси от примесей; сушки графитовой кладки. Кон- I
тур гелиево-азотной смеси по давлению газа делится на две основные части: I
низкого давления — трубопроводы подвода газа к реакторному пространству, |
собственно реакторное пространство, трубки отвода газа из него к системе КЦТК, 
конденсатор газового контура, компрессоры для циркуляции газа (давление J
в этой части контура близко к атмосферному); высокого давления — система }
очистки газа, которая работает под давлением 16—30 кгс/см2 —3,0 МПа).
Газ из реакторного пространства отсасывается по 2052 трубкам системы
КЦТК, отходящим от верхней части трактов всех технологических каналов и ка- •
налов СУЗ. В системе КЦТК газ контролируется в каждой группе, включающей
отсос из трактов 81 канала, на относительную влажность и в каждой из 2052 тру-
бок измеряется температура газа. В случае течи технологического канала появля-
ется сигнал повышения влажности, определяющий группу с дефектным кана-
лом, а сигнал повышения температуры трубки, отводящей газ, определяет одно-
значно текущий канал. На случай аварийного сброса парогазовой смеси из реак-
торного пространства (при появлении больших утечек теплоносителя вследствие
разгерметизации технологического канала) существуют предохранительные уст-
ройства, срабатывающие по сигналу превышения допустимого давления в реак-
торном пространстве. При этом пар конденсируется в конденсаторе газового кон-
тура, а газ направляется в газгольдер. Основные параметры газового контура:
расход гелиево-азотной смеси до 800 м3/ч; давление на входе в реакторное про-
странство не более 150 мм вод. ст. (~ 1,5 кПа); разряжение в конденсаторе
до 300 мм вод. ст. (~3,0 кПа). При работе реактора на электрической мощ-
ности до 800 МВт возможно использование чисто азотной продувки реакторного
пространства. Расход при этом должен составлять 300—400м3/ч. При сушке
кладки допускается продувка азотом с расходом до 1000 м3/ч и давлением
до 600 мм вод. ст. 6,0 кПа).
Полости металлоконструкции продуваются азотом с расходом 10—20 м3/ч
(при отсутствии утечек азота). Азот сбрасывается через камеру выдержки в ат-
мосферу. Давление азота в металлоконструкциях на 20—30 мм вод. ст. (~200—
300 Па) выше давления газа в реакторном пространстве. Чистота азота, исполь-
зуемого для продувки и сушки кладки, должна быть не хуже 99,995%. Возможное
содержание примесей в гелиево-азотной смеси приведено в табл. 4.1.
Содержание примесей в гелиево-азотной смеси, %
Табл и ц а 4.1
Точка отбора	газа	ot	СО	со2	н.	сн4	ne-ц	С1	
На входе в очистки газа	систему	0,03	0,1	0,002	0,6	0,2	0.1	Следы	20
На выходе из очистки газа	системы	0.005	0,05	Следы	0,3	0,1	Следы				10
А казанное в таблице содержание примесей на входе в систему очистки газа
соответствует натечке азота внутри реакторного пространства из полостей окру-
жающих металлоконструкций с расходом не более 100 м3/ч, а также при попадании
в кладку воды в количестве 10 кг/ч из-за негерметичности канала.
1 f р-Д'4
г. Г «

I
ГЛАВА
5
7
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ СБОРКИ
5,1, УСЛОВИЯ РАБОТЫ И ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
j	//Y <, г
К твэлам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение
всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала
составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна
быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на ра-
ботающем реакторе. Напряженные условия работы ТВС в реакторах описываемого
типа предопределили необходимость проведения большого комплекса предреактор-
ных и реакторных испытаний. Основные параметры, характеризующие условия
работы ТВС, следующие:
Мощность максимально напряженного канала . . .
Расход теплоносителя через канал при максимальной
мощности........................................
Максимальное массовое ларосодержание на выходе
из кассет ......................................
Параметры теплоносителя на входе в кассету:
давление .......................................
температура ................................
Параметры теплоносителя па выходе из кассеты:
давление .......................................
температура ................................
м а кс и м а л 1»н а я с ко р ость..........
Максимальная температура:
наружной поверхности оболочки....................
внутренней поверхности оболочки ............
Ко э q) ф ициенты и с р а в н о м ер и о ст и тепл об ы д ел ей н я:
по высоте кассеты ..............................
по радиусу кассеты..........................
Начальное обогащение урана......................
Среднее по каналам плато выгорания урана . . .
Максимальное выгорание топлива..................
Кампания кассеты с выгоранием 24 ГВт-сут/т UO2 .
Срок службы кассеты при коэффициенте использова-
ния 0,85........................................
Максимальная линейная мощность твэла............
Максимальная температура в центре топливной таб-
летки ..........................................
3000—32001 кВт (т)
29,5—30,5 т/ч
10,6%
79,0 кгс/см2
265° С
75,3 кгс/см2
289,3° С
18,5 м/с
295° С
323° С 
1,4
1.06
1,8-2%
19,5—24,4 ГВт-cvt/t 1'0.
24-28 ГВт-сут/т 1О2
1250—1/'00- эфф. сут
1470 сут
360--385 Вт/см
2-100° С
Кассеты состоят из следующих основных частей: двух ТВС, несущего цент-
рального стержня, хвостовика, наконечника, штанги (рис. 5.1). Кассета,
предназначенная для установки датчика контроля эиерговыделения (ДКЭ) по
SSOOL
Рис, 5.L Тепловыделяющая кассета РБМК:
/ — подвеска: 2 — штифт: 3 — переходник; — хвостовик: 5 — твэл; 6 — несущий стержень: 7 —
втулка; 5 — наконечник; Р — гайки
я?1Иусу реактора, отличается тем, что в ней вместо несущего стержня примене-
Р ' Труба с переходником сталь — цирконий и заглушкой.
Н ТВС состоит из 18 твэлов стержневого типа, каркаса и крепежных деталей;
ТВС взаимозаменяемы. Каркас — это центральная труба, на которой установлены
1 концевая и 10 дистанционирующих решеток. Концевая решетка крепится к цен-
тральной трубе путем развальцовки последней и служит для закрепления твэлов
обжимными втулками. Девять дистанционирующих решеток удерживаются на
центральной трубе с помощью пуклевок (вдавливания выступающего конца цент-
ральной ячейки в пазы на трубе), которые позволяют им смещаться вдоль оси на
расстояние около 3,5 мм при тепловом расширении твэлов. Одна крайняя дис-
танционирующая решетка крепится на шпонке для увеличения жесткости против
скрмчивания пучка.
Дистанционирующая решетка представляет собой сотовую конструкцию и со-
брана из центральной, шести промежуточных, двенадцати периферийных ячеек
и обода, соединенных между собой точечной контактной сваркой. На ободе преду-
смотрены дистанцпонирующие выступы.
Конец центральной трубы каркаса имеет прямоугольный срез на половину диа-
метра. ТВС стыкуются друг с другом так, что выступ трубы одной ТВС входит
в срез другой. Этим обеедечивается соосность твэлов двух ТВС и исключается про-
ворот их относительно друг друга.
* Твэлы жестко закреплены в концевых решетках ТВС (на верхней и нижней
границах активной зоны) и при работе в результате термического расширения
выбирают зазор в центре активной зоны. Твэл состоит из оболочки с топливными
таблетками из двуокиси урана, нижней заглушки, цилиндрической пружины сжа-
тия, втулки с отверстием и наконечника. Герметизация твэла осуществляется элек-
тронно-лучевой и аргонодуговой сваркой. Внутренняя полость твэла заполнена
смесью аргона с гелием.
Сокращение расстояния между топливными таблетками в центре активной
зоны позволяет уменьшить всплеск тепловыделения и тем самым снизить темпе-
ратуру топлива и конструкционного материала в зоне заглушек твэлов. Исполь-
зование двух секций по высоте активной зоны приводит к тому, что твэлы каждой
секции работают как в зоне максимума, так и в зоне минимума энерго выделения
по высоте. В этом случае внутреннее давление в твэлах соответствует средней по
высоте температуре топлива.
Геометрические и массовые характеристики тепловыделяющей кассеты при-
ведены ниже.
Длина.............................................
Максимальный диаметр .............................
Длина активной зоны:
максимальная ..................... ...............
минимальная ..................................
Масса ............................................
Масса двуокиси урана в кассете....................
Масса коррозионно-стойкой стали на длине активной
зоны..............................................
Масса циркониевых сплавов на длине активной зоны .
Зак. 1282
10 065 мм
79 мм
6954 мм
6920 мм
185 кг
12о—135 кг
^1.1 кг
^40 кг
97
5.2. РЕЗУЛЬТАТЫ ОСНОВНЫХ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ РАБОТ
ПО ОЦЕНКЕ НАДЕЖНОСТИ ТВС
I

Подавляющее большинство вопросов, возникающих при разработке проект
было решено путем моделирования или прямой проверки. Для подтверждён!
теплотехнической надежности были проведены экспериментальные исследовай!
на электрообогреваемых моделях. Предварительно эксперименты проводились !
трех стержневом пучке, а затем на пучках с 3, 7 и 19 имитаторами, но меньщ|
длины, с имитацией ячейки ТВС РБМК. Цель этих экспериментов •— исследо^
ние влияния числа стержней на возникновение кризиса теплообмена, чего |
было обнаружено. Завершающими были испытания на полномасштабном стен$
с электрообогреваемой моделью штатной кассеты с параметрами, близкими к щ
раметрам канала РБМК.	i
Одним из определяющих факторов работоспособности твэлов является доп^
стимая температура внутренней поверхности концевой заглушки твэла в цент
активной зоны. Распределения температур в заглушке, топливе и оболочке, а т;Ор
же плотность теплового потока в районе всплеска тепловыделения, в месте свО
ка ТВС, определялись методом электроаналогии на ЭВМ. Эксперименты показали
что максимальная температура заглушки в контакте с топливом не превышает
520° С, а на наружной поверхности — 330° С, температура в центре топлива уве
личивается незначительно, в допустимых для примененных циркониевых сила
вов пределах.
Для сравнительного выбора конструкций диетанционирующих и концевьп
решеток проводились продувки в аэродинамической трубе. Выбранные варианта
исследовались на воде и пароводяной смеси в целях получения расчетных за
висимостей коэффициентов трения в пучке для определения коэффициентов мест
ных сопротивлений. По этим данным рассчитывались гидродинамические характё
ристики ТВС РБМК- Подтверждение расчетных результатов было получено прт
испытаниях на полномасштабном стенде.
Циркониевые сплавы, использованные в качестве оболочек твэлов и других
деталей ТВС, исследовались на работоспособность. В целях проверки коррозией*
но го поведения выбранных сплавов при работе в пароводяной смеси проведена
автоклавные и динамические испытания сплавов, сварных соединений, а такж<
переходника сталь—цирконий, имеющегося в кассете с ДКЭ. При испытания^
обеспечивалось качество теплоносителя, идентичное проектному для реактора
РБМК. Проведенные испытания подтвердили пригодность их для работы в кон
струкции ТВС. Окончательную проверку материалы прошли при реакторных не
пытаниях твэлов и ТВС, Результаты позволили сделать вывод об удовлетвори
тельных свойствах выбранных циркониевых сплавов и сохранении этих свойств
в течение ресурса — 5 лет. Значительная часть экспериментальных исседованщ
была проведена для проверки соответствия предъявленным требованиям фактичё
ской работоспособности отдельных узлов и конструкции в целом при различный
режимах работы ТВС.
Программой предварительных прочностных исследований предусматривалось
определение механических свойств используемых материалов и конструкционно!
прочности деталей и узлов кассеты. Схемы нагрузки соответствовали условия?
работы кассеты в канале, а также различным возможным ситуациям при пере
грузках и транспортировке. Так, рассматривались случаи прикипания или «за
98
оания» кассеты в канале при ее выгрузке после длительной работы. При этом
"иболее ответственные несущие детали должны были обладать десятикратным
Я пасом прочности. Менее ответственные детали и соединения рассчитывались на
^еныпие запасы прочности. Наиболее опасным силовым воздействием на кассету,
находящуюся в канале ПРИ работе реактора, является вибрация твэлов и кассеты
целом, которая возникает в результате пульсаций давления теплоносителя при
обтекании потоком препятствий типа концевых деталей и решеток.
различные варианты конструкции сравнивались по результатам испытаний
моделей на двухкомпонентном вибростенде. Частота колебаний и динамическая
нагрузка выбирались на основании опыта предыдущих разработок и ориентировоч-
ного расчета частоты собственных колебаний стержней с опорами по длине. Испы-
тываемая модель помещалась в стальной канал с внутренним диаметром 80 мм,
заполненный дистиллированной водой. На имитаторы твэлов наклеивались тензо-
датчики, показания которых записывались. Качество дистанционирующей решетки
определялось путем визуального осмотра и измерения размеров до и после испыта-
ний. а также по состоянию циркониевых оболочек твэлов под решетками; Испыта-
ния на вибростенде окончательно выбранной конструкции решеток показали их
надежность, износ оболочек твэлов практически отсутствовал. В процессе виброис-
пытаний были проверены все соединения кассеты и выработаны требования к
их изготовлению. Визуально исследовалось влияние вибрации сердечника твэла
на износ внутренней поверхности оболочки. Каких-либо существенных изменений
на оболочке не обнаружено, таблетки также сохранили свою геометрию.
В целях исследований механических нагрузок на кассету при пусках и оста-
новках реактора исследовалось влияние температурных удлинений на работо-
способность конструкции. Очевидно, что при выходе на мощность оболочки твэ-
лов достигают большей температуры, чем центральная труба или несущий стер-
жень. При охлаждении (остановке) должно быть выравнивание температур. Для
определения влияния термокачек проводился эксперимент на модели, в которой -
центральный стержень был выполнен из стали, а оболочки имитаторов твэлов—
из циркония. Модель циклически разогревалась и охлаждалась. Разница в ли-
нейных расширениях стали и циркония имитировала разницу термических рас-
ширений твэлов и каркаса. Результаты испытаний подтвердили надежность кон-
струкции ТВС.
Ряд экспериментальных работ по проверке работоспособности ТВС РБМК
проводился на полномасштабных моделях кассет. Для оценки работоспособности
кассеты при загрузке в каналы реактора и выгрузке из них был спроектирован
и изготовлен специальный стенд. Стенд позволял имитировать искривление тех-
нологического канала, которое возможно при монтаже и в процессе эксплуатации,
а также различные углы излома в местах сварки отдельных участков канала. Ис-
кривление канала осуществлялось при помощи нажимных винтов в двух взаимно
перпендикулярных направлениях, а излом — при помощи фланцевых разъемов
канала. Испытывался полномасштабный макет кассеты, масса кассеты соответ-
ствовала реальной. Макет кассеты подвешивался на динамометре и с различной
скоростью загружался в канал, при этом для каждой формы и степени изгиба
канала определялись среднестатистические усилия загрузки и выгрузки.
При движении кассеты со скоростью 3 м/мин дистанционирующие решетки не
повреждаются, если переходы сделаны коническими с углом в вершине 60°;
при менее остром угле требуется уменьшение скорости перемещения кассеты.
4*	99
Наплывы сварных швов не имеют контролируемой конфигурации, поэтому к
честву изготовления канала были предъявлены специальные требования.
гладких участках канала можно считать допустимой скорость перемещения ка
сеты до 10 м/мин. Это было подтверждено загрузками полномасштабных Kacpi
в технологические каналы реактора первого блока Ленинградской АЭС пере
штатной загрузкой аппарата. На стенде были определены также динамически
характеристики кассеты и установлено, что в случае падения кассеты в кана$
с высоты 0,5 м и жесткой остановки при перемещении со скоростью 10 м/мй]
даже охрупченные за счет искусственного наводороживания детали кассеты
разрушаются.
Комплексная проверка работоспособности кассет проводилась на стенде р&|
сурсных испытаний. Полномасштабная кассета помещалась в имитатор техноло-
гического канала. Через канал прокачивался теплоноситель, химический состав
и параметры которого были близки к реальным. Для имитации паросодержания
в три камеры по высоте канала подводился пар. Он поступал через металлокер^
мический дроссель, так что обеспечивался его спокойный ввод в канал без поперек
ной ударной струи.
Канал был оснащен приборами теплотехнического контроля, на три имита4
тора твэлов в верхней ТВС были поставлены тензодатчики для определения ха*
рактеристик вибрации твэлов. Перед началом испытаний осматривались внутрен-
няя поверхность канала и кассета, измерялись размеры последней. В процессу
испытаний в соответствии с программой менялись расходы воды и пара, записы-
вались показания тензодатчиков и датчиков колебаний кассеты. В целях испытав
ния канала на прочность при переменных режимах работы проводилось термо*
циклирование путем изменения температуры воды на входе в канал (800 циклов^
При номинальном расходе кассета испытывалась в течение 10 000 ч, кассеты осма-
тривались через каждые 500 ч. Частоты колебаний и напряжений в твэлах изме-
рены на 16 режимах. Ресурсные испытания подтвердили работоспособность каё*
сеты.
Транспортабельность кассеты проверялась одновременно с испытаниями спро-
ектированного для этой цели контейнера. Один полностью загруженный контей-
нер транспортировался по железной дороге на расстояние более 5000 км. Затем
кассеты и контейнер были осмотрены; они выдержали испытание.
Окончательная проверка работоспособности отдельных узлов и конструкций
кассеты в целом осуществлялась при реакторных испытаниях. Они проводились
на нескольких петлевых установках. Подтвердилась работоспособность -твэлов
реальных размеров: окончательно проверялись прочность отдельных узлов кас-
сеты, гидродинамические характеристики и их изменение во времени, возможность
обеспечения надежного теплосъема в лечение всего срока службы, поведение ТВС
при переменных режимах работы. Водный режим при испытаниях был близким
к штатному водному режиму, принятому для реактора РБМК, или аммиачным —-
для проверки возможности работы твэлов в этом режиме. В период испытаний
ТВС было произведено несколько сот остановок и пусков с различной скорость®
изменения мощности.
Результаты испытаний полномасштабных ТВС подтвердили данные, получен-
ные при массовых испытаниях твэлов. Среднее выгорание топлива превысила
заданное значение и составило 19 200 МВт • сут/т. Поведение материала оболочек
твэлов также удовлетворяло предъявляемым требованиям. Были уточнены знй-
300
чения удлинений твэлов данной конструкции, имеющие место в процессе работы
реакторе. В течение заданной кампании они составляют не более 0,20% началь-
ной длины. При этом имеющийся между торцами твэлов на стыке двух ТВС за-
зор 20 мм полностью не выбирается в течение всего срока эксплуатации кассет.
flpH испытаниях полномасштабных кассет многократно проводились измерения
гидродинамических характеристик, которые подтвердили правильность выбора
расчетных формул для определения гидравлического сопротивления в канале
реактора РБМК. Они позволили изучить также динамику роста гидравличе-
ского сопротивления во времени вследствие отложений продуктов коррозии на
поверхностях твэлов. Этот рост оказался незначительным.
После испытаний тщательно изучалось состояние ТВС, а также труб техноло-
гических каналов, в результате чего установлено, что узлы и детали кассет РБМК
обладают требуемой работоспособностью. Нарушений геометрии, истираний
оболочек твэлов, разрушений деталей не обнаружено. Не установлено также опас-
ного воздействия кассеты на трубы технологических каналов.
В результате комплекса предреакторных и реакторных испытаний подтвержде-
на работоспособность ТВС РБМК. Проведение всесторонней проверки конструк-
ции, имеющей принципиальные отличительные особенности, позволило гаранти-
ровать получение необходимых характеристик в течение заданного срока службы
в установках с канальными уран-графитовыми реакторами.
ГЛАВА 6
СРЕДСТВА УПРАВЛЕНИЯ	'Я
6.1.	КОНТРОЛЬ И РЕГУЛИРОВАНИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ	1
В АКТИВНОЙ ЗОНЕ	1
К средствам управления реактором большой мощности предъявляются требова*]
ния, вызванные необходимостью	обеспечения	безопасности обслуживающего]
персонала и населения окружающих районов, а также стремлением к максимально!
эффективной и надежной эксплуатации оборудования АЭС. Для решения вознй-J
кающих при этом новых задач по автоматизированному регулированию протекаю*!
щих в активной зоне сложных пространственно-временных процессов оказались
недостаточными традиционные средства управления и защиты. Поэтому комплекс]
средств, разработанный для управления реактором РБМК, наряду с системами^
управляющими общим развитием процессов в активной зоне реактора, включает
системы, обеспечивающие заданные во времени режимы для различных его обла-'
стей. Необходимость применения новых дополнительных систем вызвана таке1
же тем, что реактор РБМК обладает рядом конструкционных и физических особен-
ностей, которые делают задачу контроля и регулирования энерговыделения слож-
ной и ответственной. В этой связи следует в первую очередь указать на следующие
факторы.	1
1.	Сложность микроструктуры распределения энерговыделения, обусловлен-
ная в начальный период эксплуатации большим количеством ДП, а в установив-?
шемся режиме — расположенными рядом выгоревшими и свежими ТВС.
2.	Нестабильность энергораспределения, свойственная реакторам больших
физических размеров.
3.	Большие количества точек контроля, регулируемых параметров и стерж-
ней регулирования. Все это требует высокого внимания оператора.
6.1.1.	Технические предпосылки дискретного контроля
распределения энерговыделения
Контроль распределения энерговыделения в активной зоне реактора необ-
ходим для экономически эффективной и безопасной эксплуатации мощной ядер-
ной энергетической установки. В полной мере это относится и к реактору РБМК,
обладающему большими физическими размерами и высокой удельной энергона-
пряженностью. Поскольку топливо в реакторе РБМК охлаждается кипящей водой,
нельзя применить отработанные теплотехнические методы контроля энерговыде-
леиия, используемые в реакторах с однофазным теплоносителем и основанные на
измерениях приращений температур и расходов в канале или кассете. Поэтому
в процессе проектирования РБМК выбор был остановлен на физическом контроле
энерговыделения в тепловыделяющих кассетах, основанном на измерениях плот-
пости потока нейтронов или интенсивности у-излучений, связанных известными
соотношениями с энерговыделением кассет [1].
Установка внутриреакторных детекторов нейтронного или у-излучения в
каждый топливный канал связана с введением в реактор значительного количест-
ва поглощающих материалов, ухудшающих физические характеристики активной
зоны РБМК. Поэтому был принят дискретный контроль эиерговыделения, осно-
ванный на измерении величин, характеризующих его распределение в отдельных
каналах реактора с последующей интерполяцией и экстраполяцией полученных
данных на остальные каналы, не оснащенные датчиками 12].
При выборе числа и мест размещения внутризонных детекторов учитывалось
что из-за особенностей теплосъема кипящей водой предельно допустимая мощность
ТВС слабо зависит от относительного распределения эиерговыделения по высоте
канала (вплоть до коэффициентов аксиальной неравномерности 1,7—2,0) и опре-
деляется главным образом интегральной мощностью, выделяемой в кассете. По-
этому основу внутризонного контроля в реакторе РБМК составляет контроль
радиалыю-азимуталы-юго распределения. Высотные детекторы предназначены
в основном для контроля стабильности и коэффициента неравномерности аксиаль-
ных распределений эиерговыделения в целях предотвращения превышений пре-
дельно допустимых линейных нагрузок на ТВС.
Для обработки результатов дискретных измерений эиерговыделения в систе-
ме централизованного контроля «Скала» и вычисления мощности каждой тепло-
выделяющей кассеты выбрана расчетно-экспериментальная методика [2], обеспе-
чивающая наибольшую точность и надежность контроля распределений энерго-
выделения. Она предусматривает одновременное использование информации, по-
ступающей от внутриреакторных детекторов, и результатов физического расчета.
При выбранном в реакторе РБМК шаге решетки детекторов I м (соответствующем
117 радиальным детекторам в активной зоне) средняя квадратическая погрешность
дискретного контроля ТВС, максимально удаленных от детектора, составляет
3,5%, что в 3—4 раза меньше погрешностей, которые могли бы привести к замет-
ному ухудшению результирующей погрешности определения коэффициента за-
паса до критической мощности ТВС.
Расположение сборок детекторов высотного контроля выбиралось исходя
нз требований контроля стабильности первых аксиально-азимутальных гармоник,
избыточности (на возможный отказ сборок) и симметрии.
6.1.2,	Структура контроля и регулирования
распределений эиерговыделения
Структура контроля и регулирования распределений эиерговыделения в ре-
акторе РБМК представлена на рис. 6.1. Эти функции обеспечиваются следующими
системами.
1.	Система управления и защиты реактора (СУЗ). Она контролирует мощность
реактора в любых режимах его работы, период нарастания мощности реактора
в пусковых режимах на малых уровнях мощности, относительное распределение
эиерговыделения на периферии реактора по сигналам боковых ионизационных
камер; обеспечивает ручное регулирование распределений эиерговыделения по
объему реактора и реактивности для компенсации эффектов выгорания, отравле-
ния и т. п.; автоматически поддерживает мощность и осуществляет аварийную
ЮЗ
защиту реактора по сигналам боковых ионизационных камер; СУЗ включаемЭ
себя в качестве подсистем системы локального автоматического регулирован^
(ЛАР) и локальной аварийной защиты (ЛАЗ). Обе работают по сигналам внутри
реакторных ионизационных камер КТ В-3 [3]. ЛАР автоматически стабилизируй
первые гармоники радиально-азимутального распределения эн ер го выделений
а ЛАЗ обеспечивает аварийную защиту реактора от превышения средней мощное^
тепловыделяющей кассеты в отдельных его районах и блокировку ЛАР при ра^
личных ее неисправностях.
I
Рис. 6.1. Структурная схема контроля и
ния в реакторе РБМК (ШТОРМ — система
регулирования распределений энерговыдел^?#
контроля наличия воды в кассете)	ж'
энерговыделения по радиусу реактора।
*, равномерно распределенных по'
2.	Система физического контроля :
[СФКРЭ(р)] контролирует мощности 117 кассет
реактору, и передает сигналы детекторов контроля энерго выделения [ДКЭ(р)11
в ЭВМ системы «Скала».	|
3.	Система физического контроля эиерговыделения по высоте реактора1!
[СФКРЭ(в)], обеспечивающая измерения плотности нейтронов в семи точках ПР
высоте 12 кассет, равномерно распределенных по реактору. Сигналы от ДКЭЙ'й
передаются в ЭВМ системы «Скала».	4
4.	По программе «Призма» система «Скала» рассчитывает мощности всех xacJ|
сет по сигналам СФКРЭ(р), коэффициенты запаса до предельно допустимых моПМ
ностей ТВС и выдает оператору сигналы на мнемотабло о недопустимом снижений
этих коэффициентов; рассчитывает предельно допустимые уровни сигналов (устава
вок) для ДКЭ(р) и ДКЭ(в), рекомендуемые расходы воды в технологических ка*1
На всех РБМК, пускаемых после второго блока Ленинградской АЭС, количество дет!
лекторов СФКРЭ(р) увеличено со 117 до 130. Они дополнительно установлены на периферий!
реактора.	Л
104	.1
и
налах, максимальные температуры графита, коэффициенты неравномерности
ГОБЫДСЛеНИЯ И Т. п,
5.	ЭВМ БЭСМ-6 внешнего вычислительного центра используется для перио-
дического проведения физических и оптимизационных расчетов высшей сложно-
сти, необходимых для выбора на и лучших режимов работы реактора в каждый пе-
риод его эксплуатации. Она связана с ЭВМ установки и обеспечивает периодиче-
ский автоматизированный обмен информацией между ними.
75
72 70 $6 54 62 60 56 54 52 50 45 44 42 40 35 34 32 50 26 24 22 20 15 14 12 10 05 04
51 57 55 53 51 47 45 43 41 37 35 33 31 27 25 25 21 17 15 13 11 07 85
II''	' rJ----1 । I I ! I I I -AP3
Л 67 65
63
Г®
; i
\АР2
APU
>АРЗ
ю
FR4
с
а:
к
> WK!H
зппв
JEZ
ЯП
Г
SC
: API
0
PC
17
1 I
AP5
H-2
КОЖ MQI
is
ЖХ
1
L J
№
I
e
:e
C
€
Э5ПВ
K-f
API
Ф-7
AP2
~Xj~i ПЕ
| l i T.L.._
КЙ  I jg
J3_L
AP2
-II \°S07
Ц |.|M,
ЖЬ
rr:^;7
J±a/^21
^Г~2223
^25
-±2827
~^S51
— ^35
-~'-5S37
--'^41
^43
У ^4?
1-^47
-АРГ51
= 52 55
z^-^55
APS 55 57
= ^61
— 65
- ~ 86 67
— 70?j
— n75




C
s

I i

&ЖЛ38
sfa±an

€
D

ИИ
</?
□-Й
Рис. 6.2. Схема размещения детекторов и поглощающих стержней в реакторе РБМ1\:
Katwenf’^Дьщеляющая кассета с ДКЭ(р); 2 — канал с ДКЭ(в); 3 — стержень РР; 4 — стержень АЗ; 5 —
Кн с ~ -М - * 6~УСП:	—стержни API, АР2 и АРЗ соответственно; /0 — стержень ЛАР; // — ячей-
поавт5литЛОВь?делях:>и^ими песетами в активной зоне и графитовые в отражателе. Линиями указаны на-
^1’0 \ю-ц Размещения камер API, АР2Ф АРЗ и самопишущего потенциометра ЭППВ, контролируй-
105
'1
. Устройства для периодической градуировки ДКЭ(р) и ДКЭ(в), показания ’I
которых обрабатываются на внешней ЭВМ по специальным программам.
Схема размещения детекторов и поглощающих стержней, обеспечивающих '
контроль и регулирование распределений эиерговыделения в реакторе, приведе-
на на рис. 6.2.	,
Из перечисленных систем автоматически, минуя оператора, могут воздейст-
вовать на реактор в целях регулирования протекающих в нем процессов или его
защиты только системы СУЗ, ЛАР и ЛАЗ.	1
Таким образом, контроль и регулирование реактора РБМК и его локальная: '
защита осуществляются несколькими автономными системами, что хотя и требует 1
в процессе эксплуатации дополнительных работ по их взаимной привязке, в итоге
обеспечивает достаточную надежность и живучесть всего комплекса систем конт-
роля, управления и защиты в целом. Благодаря различию схемных решений, прин-
ципов действия датчиков и электронных элементов отдельных систем обеспечива-
ется повышенная надежность всего комплекса систем по отношению к отказам
общего вида.
6.1.3.	Система физического контроля распределений эиерговыделения j
по радиусу реактора
Система предназначена для измерений и регистрации сигналов от ДКЭ(р,):,
предварительной обработки сигналов, передачи их в ЭВМ, сравнения сигналов:
с несколькими заданными уровнями и выдачи световой и звуковой сигнализации 1
о выходе значений эиерговыделения в кассетах, оснащенных детекторами, из
заданных пределов. Предельные значения мощности кассет с ДКЭ(р) определяют-:
ся ЭВМ исходя из условий выравнивания распределения, а также обеспечения без-
опасности данной и соседних кассет.
Детекторы контроля эиерговыделения по радиусу. Детекторы расположены
в сухих центральных несущих циркониевых трубах с внутренним диаметром ф ।
активной зоне реактора 6,5 мм, размещенных по оси кассеты (по всей их длине).:«
Конструкция ДКЭ(р) показана на рис. 6.3. Он состоит из чувствительного элемента;
4 в герметичном корпусе из коррозионно-стойкой стали с наружным диаметром,
6 мм, герметичного разъема 2, линий связи 3 в герметичном защитном корпусе
и элементов биологической защиты /. Для защиты оболочки чувствительного эле-:|
мента от коррозии корпус ДКЭ('р) заполнен инертным газом (аргоном). ।
В качестве чувствительного элемента ДКЭ(р) используется [З-эмисспоиный
детектор с эмиттером из серебра [41. Он представляет собой высокотемпературны^
кабель марки КДМС(с) с наружным диаметром 3 мм, центральной жилой из се*
ребра диаметром 0,65 мм. оболочкой из коррозионно-стойкой стали и изоляций®
из окиси магния толщиной 0,8 мм. Кабель изготовляется по обычной промышлен-,
ной технологии, принятой для высокотемпературных кабелей и термопар. Чув-
ств •дельность детектора составляет 8 • А - см- • с/нейтр. на метр длиньН
.Максимальный ток ДКЭ(р) на номинальной мощности реактора составляет около?
15 мкА. Максимальная температура чувствительного элемента ДКЭ(р) превышаем
вследствие радиационного разогрева температуру теплоносителя в кассете и сбы
ставляет ~ 350° С.	л	I
Среднее отношение мощности невыгоревшей кассеты с ДКЭ(р) к току невьЁИ
горевшего ДКЭ(р) составляет 0,190 МВт/мкА. Вариации этого отношения ДЛЯ
Ю6	1
I
каждого ДКЭ(р), связанные с его индивидуальной
чувствительностью и спектром нейтронов, учиты-
ваются путем периодической поверки ДКЭ(р) в про-
цессе эксплуатации реактора. Средний квадрати-
ческий разброс чувствительности ДКЭ(р) к ней-
тронному потоку составляет, согласно эксперимен-
тальным данным, 4%.
Вместе с тем средний квадратический разброс
чувствительности ДКЭ(р) к энерговыделению кас-
сеты значительно больше и составляет 6%, что объ-
ясняется различием нейтронного спектра в различ-
ных кассетах с ДКЭ(р). Этот эффект можно учи-
тывать по измеренным распределениям характери-
стик спектра по реактору, однако в практике экс-
плуатации РБМК был принят метод непосредствен-
ной периодической градуировки каждого ДКЭ(р) -
по энерговыделению ТВС на основе сканирования
у-излучения на остановленном реакторе. Расчетно-
экспериментальная зависимость чувствительности
ДКЭ(р) Id к нейтронному потоку от интегрального
тока ДКЭ(р) [5] является весьма эффективной ме-
рой флюенса нейтронов, слабо зависящей от спек-
тра нейтронов, температуры ДКЭ(р) и т. п. Отно-
шение $td мощности кассеты с ДКЭ(р) к плотности
потока нейтронов в месте установки ДКЭ(р) зависит
от интегральной энерговыработки кассеты.
В процессе эксплуатации реактора мощность кас-
сеты с ДКЭ(р) рассчитывается по формуле
Wi = IdItd	(6.1)
где /р — ток ДКЭ(р); Дгр — индивидуальный гра-
дуировочный коэффициент ДКЭ(р). При замене
ДКЭ(р) в выгоревшей кассете в ЭВМ меняется те-
кущее значение Sn изменением хранящегося в па-
мяти ЭВМ интегрального тока ДКЭ(р).
Расчетные оценки показали, что погрешность,
связанная с применением выражения (6.1) при
замене выгоревшего ДКЭ(р) на свежий, не превы-
шает 1%. Трехлетний опыт эксплуатации реакто-
ров Ленинградской АЭС показал, что указанный
учет выгорания ДКЭ(р) и кассеты не создает по-
грешностей в определении эиерговыделения в реак-
торе, превышающих 1 %.
ДКЭ(р) рассчитаны на срок службы в ТВС
1000 эфф. сут. Опыт эксплуатации реакторов Ле-
Рйс. 6.3. Конструкция ДКЭ(р)
107
нинградской АЭС показал высокую надежность ДКЭ(р). Замена их как на ос-
тановленном, так и на работающем реакторе благодаря наличию герметичного вы-
сокотемпературного разъема не вызывает затруднений.
Электронная аппаратура СФКРЭ(р) совмещает в себе контроль абсолютных
распределений энерговыделения с контролем относительных распределений, не
зависящих от мощности реактора. Контроль относительных распределений энер-
говыделения осуществляется путем нормирования сигнала каждого ДКЭ(р)
на суммарный сигнал всех ДКЭ(р). Это обеспечивает постоянную чувствитель-
ность системы на всех уровнях мощности реактора, исключает необходимость из-
менения опорных сигналов или уставок заданного относительного распределения
Рис. 6.4. Структурная схема СФКРЭ(р)
при изменении мощности реактора, значительно снижает погрешность, связанную
с инерционностью сигналов ДКЭ(р) при работе в быстрых переходных режимах.
Структурная схема СФКРЭ(р) показана на рис. 6.4. Сигналы от ДКЭ(р) /,
отъюстированные в блоке 2, поступают через обегающее устройство 3 [осущест-
вляющее опрос ДКЭ(р) с периодом 25 с] в усилитель 5 абсолютного контроля,
а также в нормирующий усилитель 6 относительного контроля, где они нормируют-
ся на суммарный ток ДКЭ(р), поступающий из сумматора 4. Абсолютные сигналы
ДКЭ(р) поступают после усилителя 5 в ЭВМ и в сравнивающее устройство 9,
где они сопоставляются с заданными уставками. Из блока 9 на световое мнемо-
табло, расположенное перед оператором, поступают сигналы (мигающие красные)
о превышении абсолютных предельно допустимых уровней. Последние подаются
также в СУЗ для формирования команд на автоматическое регулируемое сниже-
ние уровня мощности реактора.
Нормированные сигналы, вырабатываемые в усилителе 6, сравниваются в бло-’
ке 10 с уставками из блока 11. Там же вырабатываются сигналы об отклонениях
от заданного относительного распределения энерговыделения, соответствующего
с точностью до постоянного коэффициента распределению уставок абсолютного
контроля. Эти сигналы, свидетельствующие об отклонениях распределения энер-
говыделения более чем на -г 5% и — 10%, также поступают на световое мнемо-
табло в виде постоянных красных и зеленых сигналов соответственно. Для обес-
печения контроля распределения энерговыделения, начиная с минимально конт-
ролируемого уровня мощности реактора, нормирующий суммарный сигнал огра-
ничивается снизу значением, соответствующим 5%-ной мощности реактора. Для
оценки отклонения от заданного относительного распределения оператор с по-
108
I ощЬю устройства 14 может смещать уставки относительного контроля в диапазо-
не ±
I В случае превышения предельно допустимых уровней устройство 8 регистри-
I пует максимальное значение и длительность превышения с указанием номера
Iдатчика и времени начала превышения.
IД С помощью устройства 12 оператор может вызвать на цифропоказывающий
Iприбор 7 или на микроамперметр сигнал любого детектора. Сигнал сумматора
I токов детекторов непрерывно регистрируется самописцем 13, являющимся основ-
1ным прибором контроля мощности реактора.
I обеспечивается контроль превышения предельно допустимых уровней ло-
I кального эиерговыделения в диапазоне мощностей реактора от 10 до 120% и конт-
I роль относительных распределений в диапазоне мощностей от 5 до 120%.
I Во вторичной электронной аппаратуре системы первой очереди Ленинградской
I АЭС используется последовательный опрос внутриреакторных датчиков детекто-
I ров, что позволяет многократно применять общие узлы, однородно обрабатывая
I данные для каждого детектора, и обеспечивать таким образом повышение точности
I контроля и снижение объема работ по обслуживанию системы в процессе эксплуа-
тации. Вторичная аппаратура последующих блоков РБМК, выполняя те же функ-
I ции, оснащена индивидуальными усилителями для каждого детектора, что дает
I возможность уменьшить задержку в поступлении информации о состоянии рас-
I пределений эиерговыделения и повысить общую живучесть СФКРЭ. Обе моди-
I фикации вторичной аппаратуры обеспечивают непрерывный контроль исправности
I системы и замену отдельных блоков на ходу.
6.1.4.	Система физического контроля распределений эиерговыделения
по высоте реактора
Система предназначена для измерений и регистрации сигналов от 84 внутри-
реакторных ДКЭ(в), размещенных в 12 каналах, предварительной обработки сиг-
налов, передачи их в ЭВМ, сравнения сигналов с нескольким заданными уровнями
и выдачи световой и звуковой сигнализации о выходе значений локального энер-
говыделения в соседних с детекторами ТВС из заданных пределов. Предельные
значения сигналов ДКЭ(в) определяются ЭВМ исходя из требований стабилиза-
ции аксиальных распределений эиерговыделения и безопасной эксплуатации
ТВС без превышения предельных локальных тепловых нагрузок.
Детекторы контроля эиерговыделения по высоте. Для контроля распределе-
ния эиерговыделения по высоте реактора используется 12 детекторных сборок, рав-
номерно размещенных по активной зоне реактора в области плато радиального рас-
пределения (см. рис. 6.2). Каждая сборка содержит семь равномерно размещенных
по высоте реактора p-эмиссионных детекторов с эмиттером из серебра, выполне-
ны.х, как и ДКЭ(р), в виде кабеля типа КДМС(с). Каждый чувствительный эле-
мент ДКЭ(в) представляет собой спираль из этого кабеля наружным диаметром
62 и высотой 105 мм. Общая длина кабеля в спирали 2,6 м.
Конструкция сборки ДКЭ(в) показана на рис. 6.5. Семь детекторов размеще-
но в сухой герметичной гильзе, устанавливаемой в канал, аналогичный каналу,
предназначенному для установки стержней СУЗ. Снаружи гильза охлаждается
слоем проточной воды толщиной 7 мм с температурой на выходе из реактора не
выше 95°С. По оси гильзы расположена трубка, предназначенная для периодиче-
109
Рис. 6.5. Конструкция ДКЗ(в):
/ — кабель; 2 — герметичная тр^ба; 3 —
чувствительные элементы
с кой активации стальных тросов для повер^Я
ДКЭ(в). Чувствительные элементы соединемД
высокотемпературным кабелем с герметичньщцЯ
разъемами, размещенными на выходе из гильз^
в р еа кторный за л. Тем же кабелем, за к л юченньйй
в защитную оболочку из коррозионно-стойко^
стали, чувствительные элементы через разъем^
соединены с внешним клеммником. Внутренняя
полость гильзы заполнена в целях уменьшения*
радиационного разогрева ДКЭ(в) смесью аргона
и гелия; в результате максимальная темпера;
тура чувствительного элемента ДКЭ(в) не пре--
вышает 150е С. Максимальный ток ДКЭ(в) на*
номинальной мощности реактора достигает;
15 мкА. Конструкция детекторной сборки ц
канала допускает замену сборки как на работа-
ющем, так и на остановленном реакторе.
В процессе эксплуатации реактора по сигналу
каждого ДКЭ(в) рассчитывается в месте его раз-
мещения значение плотности^потока нейтронов:
^0i — Агрмв>
где п — плотность нейтронов; оо; = 2200 м/с;
i,Di — зависящая от интегрального тока ДКЭ(в)’
поправка на выгорание эмиттера, тождественная
использующейся для ДКЭ(р); pf индивиду-
альный градуировочный коэффициент г-го-
ДКЭ(в); /Е—ток ДКЭ(в).
Как и в случае ДКЭ(р), макеты ДКЭ(в) про-
шли успешные предварительные испытания на.
реакторах Белоярской АЭС. Принятый срок
службы ДКЭ(в) реактора составляет 3 года?
Опыт эксплуатации реакторов Ленинградской
АЭС показал хорошую надежность ДКЭ(в).
Электронная аппаратура. В аппаратуре
СФКРЭ(в), так же, каки вСФКРЭ(р), контроль
абсолютных распределений энерговыделения в-:
каждой сборке ДКЭ(в) и выдача сигналов о до-
стижении абсолютных предельно допустимых
уровней совмещается с контролем относитель--
ных распределений и выдачей сигналов об от-
клонениях этих распределений от заданного,
больших допустимого значения.
Структурная схема СФКРЭ(в) показана на
рис. 6.6. Сигналы от детектора 1, отъюстиро-
ванные в блоке 2, подаются через обегающее
устройство 3 в усилитель 5 абсолютного контро-
110
а также в нормирующий усилитель 6 относительного контроля, где каждый
ЙЗ НИХ нормируется на сумму сигналов от той же сборки. Сигналы после уси-
1Ителя 5 поступают в ЭВМ для индикации на панели перед оператором цро-
Йили распределения плотности нейтронов по высоте любой из 12 сборок и
в сравнивающее устройство, где сигналы сопоставляются с заданными устав-
ками. Из блока 8 на световое мнемотабло реактора подаются мигающие красные
сигналы, оповещающие о превышении абсолютных предельно допустимых уровней
локального эиерговыделения. Нормированные сигналы ДКЭ(р) из усилителя 6
в устройство
сигнализации
айсогмтного
контроля
В устройство
сигнализации
относительного
контроля
Рис. 6.6, Структурная схема СФКРЭ(в):
1 — ДКЭ{в}; 2 — устройстве юстировки сигналов ДКЭ(в); 5 — обегаю*
щее устройство: 4— сумматор сигналов в сборках ДКЭ(в); 5 ™ усили-
тель; 6 — нормирующий усилитель; 7 — цифропечатающее устройство;
5 — сравнивающее устройство абсолютного контроля: Р —сравниваю-
щее устройство относительного контроля; 10 — блок уставок; // — вы-
зывные устройства; 12 — блок смещения уставок
поступают в блок сравнения 9 с уставками, где вырабатываются сигналы об от-
клонениях от заданного относительного распределения более, чем на 4-5% и
на — 10%.
Диапазоны работы СФКДЭ(р) и СФКРЭ(в) совпадают. Вторичная аппаратура
СФКРЭ(в) последующих за Ленинградской АЭС с реакторами РБМК, так же как
и аппаратура СФ*КРЭ(р), имея индивидуальный усилитель тока для каждого де-
тектора, выполняет те же функции, что и на Ленинградской АЭС.
6.1.5.	Устройства для периодической поверки детекторов
Периодическая поверка детекторов в процессе эксплуатации реактора преду-
смотрена для повышения точности и надежности в и утр и реакторного контроля
распределений эиерговыделения. Поскольку она осуществляется методами и при-
борами, отличными от используемых в СФКРЭ, значительно повышается общая
надежность контроля распределений благодаря снижению вероятности появле-
ния больших систематических погрешностей или отказов общего вида. При по-
верке учитываются начальные разбросы и возможные случайные изменения их
чувствительности, а также уменьшаются погрешности, связанные с неточностью
Учета выгорания детекторов и разброса характеристик нейтронного спектра
в месте установки детектора.
Ill
ДКЭ(р) проверяются методом сканирования остаточной у-активности касс^Л
на остановленном реакторе. Измерения проводятся при помощи гамма-камевя
с длиной чувствительной части, равной высоте активной зоны реактора, устанай?
ливаемых в центральные несущие трубы кассет, расположенных рядом с ДКЭ(р)1.
На основе математической обработки по программе «Лен» данных у-сканирования,
и временных зависимостей мощности сканируемых тепловыделяющих кассет опре?
деляется значение мощности кассет с ДКЭ(р) перед остановкой реактора, из срав- I
нения которого с сигналом ДКЭ(р) получают значение градуировочного коэффи<
циента. Опыт эксплуатации реакторов РБМК Ленинградской АЭС показал, что ।
период между очередными ^-сканированиями кассет должен составлять ~ 1 год. '
Поверка ДКЭ(в) осуществляется методом активации стальной или медной проч
волоки в центральной трубе сборки ДКЭ(в). Обсчет активности проволоки прово- 1
дится посредством перемещения проволоки через специальную коаксиальную
гамма-камеру с помощью крана реакторного зала при одновременной регистра-
ции сигнала камеры на самопишущий потенциометр. Сравнение распределения 1
активности насыщения проволоки с сигналами ДКЭ(в) позволяет рассчитать их
градуировочные коэффициенты. Эта же коаксиальная гамма-камера позволяет
контролировать распределение активности вдоль извлеченных ТВС для диагно-
стики их состояний и оценки средних относительных распределений энерго-
выделения по высоте реактора.
6.1.6.	Программно-математическое обеспечение контроля
и регулирования внутриреакторных параметров
В реакторе РБМК невозможен непосредственный контроль ряда параметров,
в том числе связанных с обеспечением безопасной работы АЭС, например таких,
как энерго выделение и запас до кризиса теплосъема в кассетах, температура
графита в каждой ячейке реактора и т. п. Эти параметры контролируются кос-
венно, на основе оперативных расчетов, проводимых ЭВМ системы централизован-
ного контроля «Скала», использующей, в свою очередь, результаты более сложных
расчетов, периодически проводимых на внешней ЭВМ, для чего предусмотрен по-
луавтоматический обмен информацией между ЭВМ системы «Скала» и БЭСМ-6
с помощью устройства связи «Аккорд-1200М». Программно-математическое обес-
печение эксплуатации реактора РБМК включает в себя (рис. 6.7) следующие про-
граммы:
программу «Призма», реализуемую на станционной ЭВМ, для оперативной
обработки реакторных измерений в процессе эксплуатации;
программу физического расчета BOKP-COBZ, реализуемую на БЭСМ-6,
для периодического расчета базовых распределений эиерговыделения и эффек-
тов реактивности;
программу «Аналог» для периодической поверки на БЭСМ-6 расчетов распре-
делений, проводимых по программе «Призма»;
программу «Кварц» [6] аппроксимации реальных энергораспределений для
уточнения констант физического расчета на БЭСМ-6;
программу «Лен» для обработки на БЭСМ-6 результатов у-сканирования
ТВС, периодически проводимого с целью поверки ДКЭ (одновременно с програм-
мой «Лен» для этих же целей используются программы «Атлас» и «Кварц»);
112
программу «Опус» [7] для периодических расчетов на БЭСМ-6 оптимальных
распределений энерговыделения и положений стержней регулирования.
Расчеты, проводимые на ЭВМ системы «Скала». Подавляющая часть расчетов
Б обеспечение нормальной эксплуатации реактора РБМК реализуется по програм-
ме «Призма». К числу основных задач, решаемых по программе «Призма», следует
отнести:
-расчет энерго выделен и я в каждой кассете;
Рис. 6.7. Структурная схема программно-математического обеспечения эксплуа-
тации реактора и обмена информацией между программами и системами
контроля
расчет коэффициента запаса Д3 по мощности до кризиса теплосъема в каждой
кассете;
расчет паросодержания в каждой кассете;
расчет теплотехнической надежности каждой кассеты и всего реактора;
расчет энерго выработки каждой кассеты и всего реактора;
диагностика исправности ДКЭ(р) и поканальных расходомеров;
расчет запасов реактивности;
расчет общереакторных параметров, таких, как тепловая мощность реактора,
коэффициент1 неравномерности энерговыделения по радиусу, суммарные мощно-
сти и расходы в отдельных областях реактора и т. п.;
расчет максимальной температуры графита в каждой ячейке реактора и в
реакторе;
расчет уставок для сигналов ДКЭ(р) и ДКЭ(в);
выдача рекомендаций по регулировке поканальных расходов;
накопление общереакторных и поканальных данных для последующего вы-
борочного и статистического анализа;
113
автоматическая проверка сопротивления изоляции ДКЭ(р) и ДДЭ(в) *;
учет изменения чувствительности ДКЭ(р) и ДКЭ(в) в результате выгорания
детекторов и кассет.
Результаты расчетов по программе «Призма» выдаются в виде картограммы ре-
актора с указанием таких поканальных параметров, как тип загрузки канала,
мощность тепловыделяющей кассеты, расход воды, паросодержание, положение
стержня в ячейке СУЗ, а также в виде перечня кассет с максимальными мощностя-
ми, минимальными Z\3 и т. п. После каждого расчета оператору выдается краткая
сводка данных с указанием кассет с наименьшими Кд1111. Полная картограмма
выдается реже (1 раз в 2 часа) для неоперативного анализа и передается далее для
постоянного храпения в технический архив.
6.1.7.	Расчет энерговыделения в тепловыделяющей кассете
Как и на большинстве реакторов, оснащенных ЭВМ, на РБМК основным эле-
ментом оперативной обработки измерений является расчет распределения энерго-
выделения в активной зоне. Методика этого расчета [2,6] базируется на теории слу-
чайных функций и оптимальных динамических систем [8] и использует в качестве
исходных данных результаты физического расчета распределения и показания вну-
тр и реакторных детекторов. Физические расчеты проводятся периодически 1 раз
в месяц) на внешней ЭВМ БЭСМ-6 и передаются в станционную ЭВМ.
В процессе работы реактора в результаты физического расчета энерговыделения
в i-й кассете UZOj вносится эмпирическая коррекция, учитывающая перемеще-
ния стержней регулирования, перегрузку топлива и поглощающих стержень-
ков (СП), устанавливаемых в несущие трубы кассет,
W ётеП Bppi ёдр/ ёуспь
где Ет£ — коэффициент, учитывающий перегрузку i-й или восьми соседних
с ней кассет; tpP i, ^арм йусп г — коэффициенты, учитывающие перемеще-
ние ближайших к i-й кассете стержней РР, АР или УСП и зависящие от исход-
ного и конечного положения стержня, а также от расстояния между стержнем
и кассетой. Зависимости этих коэффициентов от указанных параметров задаются
таблицами.
Расчет распределений энерговыделения условно можно разбить на два эта-
па. На первом определяется так называемая детерминированная составляющая
распределения путем аппроксимации мощности распределением и первыми
радиально-азимутальными гармониками. Последние учитывают возможные де-
формации распределений энерговыделения вследствие переходных ксеноновых
и температурных процессов и часть погрешности физического расчета, обусловлен-
ную случайным разбросом физических характеристик ТВС и других элементов
активной зоны [91, а также методической неадекватностью физического расчета.
Другими словами, отношения У? = Wf/Wi для всех] кассет с ДКЭ(р) аппрок-
симируются методом наименьших квадратов зависимостью Vt (г,, <pj, где ср* —
азимутальная координата i-й кассеты.
* Окончательная реализация расчетов намечена на последующий период эксплуатации
114
На втором этапе определяется так называемая случайная составляющая рас-
пределения Vf = Vt'lV* — 1 в кассете с ДКЭ(р), которая затем обрабатывается
методом оптимальной статистической интерполяции. При этом центрированные по
математическому ожиданию и дисперсии [8] значения Ц- в i-й кассете находятся
как линейная комбинация
о п о
/=1
центрированных значений 14) в четырех (н = 4) ближайших кассетах в ДКЭ(р).
Выбор вида интерполяционного выражения основывается на известном из
теории оптимальных динамических систем факте оптимальности линейного опе-
ратора в решениях задач интерполяции случайных распределений. Коэффициенты
aij определяются путем решения системы из четырех (п. =4) линейных уравнений,
составленной исходя из условия минимума погрешности интерполяции [2]. Сле-
дует отметить, что, поскольку atj зависят только от перечисленных констант и вза-
имного расположения ДКЭ(р) и i-й кассеты, они остаются неизменными в течение
длительного времени. Значения ais перерассчитываются после выхода из строя
отдельных ДКЭ(р).
Окончательно значение энерговыделения в кассете, включая кассеты с ДКЭ(р),
вычисляется по формуле
~ о
Одновременно с расчетом Wt вычисляется [2] дисперсия погрешности опре-
деления этой величины, зависящей, в частности, от дисперсии!) погрешности ап-
проксимации показаний детекторов в различные моменты работы реактора, от
погрешностей ДКЭ(р), от взаимного расположения ДКЭ(р) и i-й кассеты, и
влияющей на значение коэффициента запаса до предельно допустимой мощности
кассеты.
Целесообразность такого подхода к решению задачи дискретного контроля
распределений эиерговыделения была обоснована анализом нескольких методов
обработки измерений для реакторов различного типа. Выбранный метод обеспечи-
вает наибольшую точность контроля, однородность обработки информации, по-
ступающей как от внутриреакторных, так и (в случае необходимости) от внереак-
торных детекторов. При этом учитывается влияние на точность контроля таких
факторов, как выход из строя и перестановка ДКЭ(р), обеспечивается диагностика
ДКЭ(р) и датчиков положения стержней регулирования на основе сравнения ин-
формации, поступающей от детекторов, и результатов физического расчета.
Показания i-ro ДКЭ(р) или датчика положения стержня в том же районе счи-
таются неверными, если
О	и
I
где нд — количество работающих ДКЭ(р) в реакторе; т — квантиль неприня-
тия измерения, задаваемый в исходных данных. Диагностика расходомеров про-
водится аналогично, анализом нескольких последовательных замеров расхода
воды через канал с ТВС. Заметим также, что по превышению заранее заданного
115
значения правой части последнего соотношения бракуется в целом конкретный
физический расчет.
Наряду с расчетом тепловой мощности реактора Жр в виде S1F; по всем ТВС
в каждом оперативном расчете значение определяется по показаниям тепло-
технических приборов путем подведения теплового баланса АЭС.
Расчет коэффициента запаса по предельно допустимой мощности для каждой
ТВС. Предельно допустимой мощностью ТВС 1^п. д. г реактора РБМК считается
мощность, при которой вероятность для кассеты находиться в режиме кризис-
ного теплосъема постоянна и одинакова для всех кассет. В соответствии с этим
запас по мощности для i-й кассеты рассчитывается [10] как
jy- _ Р’крг—Т'7'
Схгкрг
где IFj.p ; — мощность кассеты (зависящая от расхода g, давления р температуры
воды на входе при которой наступает кризис теплосъема;
G = 1-%2(^-Дтп3);
С2 = Т^кр i (1 y~Dтп1) "^^тпз;
% — квантиль нормального распределения плотности вероятности, соответст-
вующий предельно допустимой вероятности Ru попадания кассеты в режим кри-
зисного теплосъема; Di — дисперсия относительной погрешности определения
мощности i-й кассеты; £)тп1 — дисперсия относительной погрешности зависимости
(g, Р> ^тп-2 — дисперсия относительной погрешности измерения абсо-
лютной мощности реактора; DTH3 — дисперсия абсолютной погрешности опреде-
ления критической мощности кассеты, связанная с погрешностями измерения
Регулированием распределений энерговыделения и расходов воды для каж-
дой кассеты в любой момент времени обеспечивается К3 1. Для каждой кас-
сеты рассчитывается квантиль
крг~______________
I х------------------------------.
[' Di IF ( -|- ОТП1 Кр/ ~Г^ТП2 W I “Г бАнз
и определяется вероятность попадания в режим кризисного теплосъема R (yvi
и вероятность бескризисной работы всех кассет реактора
Я = ПИ-ад] (I = 1, 2,
t
Обработка сигналов ДКЭ(в). Значения плотности нейтронного потока п¥Оц>
полученной в месте размещения i-й секции /-го ДКЭ(в), аппроксимируются ме-
тодом наименьших квадратов для каждого ДКЭ(в) выражением вида
з
И_1 я=*
где ЯЭф — эффективная высота активной зоны; z — расстояние от центра реак-
тора по высоте.
116
На основе распределений Ф; для каждого ДКЭ(в) рассчитывается коэффициент
аксиальной неравномерности 7<, нейтронного потока и среднее относительное ак-
сиальное распределение нейтронного потока для всех ДКЭ(в). При этом считает-
ся известным относительное реально возможное превышение Кг в ТВС, располо-
женных вдали от ДКЭ(в). Полученные аксиальные и радиальные распределения
используются для расчета температуры графитовой кладки, запаса реактивности
на стержнях регулирования и уставок для сигналов ДКЭ(в).
Расчет рекомендуемого распределения расхода воды по технологическим ка-
налам и уставок для сигналов ДКД(р). В качестве базовой, исходной информации
для расчета наиболее целесообразного распределения расходов воды по ТВС
и уставок для сигналов ДКЭ(р) служит Wpmp — так называемое регламенти-
рованное распределение энерговыделения по радиусу реактора, определяющее
динамическую устойчивость распределений энерговыделения, баланс реактив-
ности, максимальную энерговыработку кассеты и в итоге — экономические пока-
затели АЭС. Регламентированное распределение определяется из оптимизацион-
ных расчетов на внешней ЭВМ для каждого укрупненного (длительностью 6—12
мес) этапа эксплуатации реактора. Так, для начала эксплуатации реактора
регламентированное распределение устанавливается как константа по всему
реактору.
Определение оптимального распределения энерговыделения U7op, наилуч-
шим образом приближающегося к регламентированному снизу, т. е. распределе-
ния, обеспечивающего максимальную мощность реактора при ограничениях на
максимальную мощность кассеты, накладываемых регламентированным распре-
делением, проводится периодически (1 раз в 15—30 дней) на внешней ЭВМ
БЭСМ-6 с помощью программы «Опус» [7L
В расчетах по программе «Призма» предусмотрен также упрощенный вариант,
позволяющий применять (правда, с несколько худшими показателями) вместо
распределений Wop непосредственно распределение Т^рмр, когда вычисление
Wop задерживается, например, по техническим причинам.
В рассматриваемых расчетах по программе «Призма» активная зона реактора
разбивается на так называемые ячейки выравнивания, представляющие собой
квадраты размерами 5x5 шагов решетки с центром в кассете с ДКЭ(р). Число
ячеек выравнивания равно числу исправных ДКЭ(р). Каналы, не попавшие
в квадраты, приписываются каждой из смежных ячеек выравнивания. Имеющее
место .частичное взаимное перекрытие смежных ячеек выравнивания рассчитано
на повышение надежности контроля. Для каждой ячейки рассчитывается коэффи-
циент выравнивания
I ,li \ Д / / ni \ Д	I
е; = V ЯДр/ V ^7 1 Wj 2 1Fopy,
\7-=1	/ /=г	/ \/=i	//=1
где nt — число кассет в i-й ячейке выравнивания. (Вместо Wop, как указано
выше, может использоваться W'pmp.) Для 20 кассет с минимальными и 20 кассет
с максимальными /<з7 рассчитываются выравненные
»	Д
/=» |
где Д*у = дз ./&i (здесь /-я кассета принадлежит i-й ячейке выравнивания). >
И7
I
I
i
с
Далее на основе 1Гп. д / определяются выравненные ТГкР у и соответствующий
им рекомендуемые значения расхода. При этом учитываются ограничения
минимально допустимые расходы, на диапазон возможных значений расхода и нЯ
минимальные уже нерегулируемые отклонения ДД- от КД*. Максимально до!
лустимая частота регулировок определяется требованиями регламента эксплуатаД
ции реактора. Поскольку расчеты распределения эиерговыделения и коэффициД
ентов запаса по программе «Призма» проходят с достаточно большим периодом
(5—8 мин) и для ЭВМ предусмотрены периоды профилактики, эти расчеты па
могут быть единственным источником информации для выравнивания распредели!
ния и обеспечения безопасности ТВС.	3
Рассчитываемые по программе «Призма» уставки для ДКЭ(р) периодически!
вводятся в СФРКРЭ(р), осуществляющую оперативный контроль распределений
эиерговыделения на основе сравнения сигнала ДКЭ(р) с уставками. При расчету]
уставок должны быть обеспечены защита кассет от попадания в режим кризис-1
кого теплосъема и от превышения предельной линейной нагрузки на твэл; при-
ближение текущего распределения эиерговыделения к IFop; равенство сум-;
мирных мощностей в квадрантах активной зоны.
Рассчитываются уставки безопасности и выравнивания. Уставка безопасности1
для i-ro ДКЭ(р) соответствует сигналу этого детектора ZyCT£- = ЛЛзТ» где Ц —1
текущий сигнал ДКЭ(р); = min {КГЛ величины Kf™ и в]
свою очередь, являются минимальным запасом соответственно до предельно до-
пустимой мощности Жп. Д; (по кризису) и до максимально допустимой мощности^
^и.дг (по линейной нагрузке) в i-й ячейке выравнивания.	'
Возможные микродеформации распределения эиерговыделения в ячейках;
выравнивания в периоды между расчетами и обновлениями уставок ДКЭ(р) уч-!
тены.при выборе предельно допустимой вероятности бескризисной работы кассету
в программе «Призма». После внесения корректив в 7уст г в целях обеспечения ра-
венства суммарных мощностей по квадрантам реактора получались окончатель-
ные значения уставок безопасности /уСТ
Уставка выравнивания для i-ro ДКЭ(в)
где минимум отношения в скобках берется по всем ДКЭ(р). Таким образом, устав-,
ки выравнивания, вводимые в СФКРЭ(р) и служащие основой для абсолютного к
относительного контроля, могут лишь в отдельных точках достигать уставок без-
опасности.
Представленная структура расчетов рекомендуемых расходов воды в техно--
логических каналах и уставок ДКЭ(р) рассчитана на максимальное приближение,
текущего распределения эиерговыделения к регламентированному, а также на
выравнивание вероятности бескризисной работы по всем кассетам и результи- 1
рующее повышение вероятности бескризисной работы и теплотехнической на-,
дежности реактора 110].
I
118
I
& 1,8. Регулирование распределений энерговыделения
В процессе работы реактора в энергетическом интервале мощностей оператор
контролирует распределения энерговыделения, коэффициенты запаса до предель-
но1 допустимой мощности (по кризису кипения) и максимально допустимой мощ-
ности (по линейной нагрузке), поканальные расходы воды и общеконтурные тепло-
технические параметры, такие, как давление, расходы циркуляционной и пита-
тельной воды, уровни в сепараторах и т. п.
Оперативный контроль распределений энерговыделеиия осуществляется по
сигналам отклонений от заданных уставок токов ДКЭ, боковых ионизационных
камер, внутриреакторных камер ЛАЗ, а при выключенном ЛАР — и камер ЛАР.
Уставки для этих систем периодически рассчитываются по программе «Призма»
и вводятся в системы вручную по указанию оператора.
Мощность реактора контролируется по показаниям самописцев, регистрирую-
щих суммарный ток ДКЭ(р), и боковых ионизационных камер. В распечатках си-
стемы «Скала» мощность реактора, полученная по СФКРЭ(р), сравнивается с ре-
зультатами, полученными по показаниям теплотехнических приборов. Для де-
тального анализа состояния реактора оператору может быть выдана подробная
информация как в виде картограмм, так и в виде сокращенных сводок с указанием
районов с наименьшими Аз?1. Оперативный контроль остальных технологиче-
ских параметров осуществляется по сигналам на мнемотабло.
В процессе работы реактора регулирующие воздействия оператора сводятся
главным образом к изменению положения стержней СУЗ, регулировке поканаль-
ных расходов воды и уставок. В процессе подъема мощности она регулируется
автоматическим регулятором, а распределение энерговыделения — вручную.
После выхода на стационарные режимы поддержание мощности реактора и ста-
билизация распределения энерговыделения может осуществляться системой ЛАР.
Одновременно оператор продолжает медленно корректировать распределение
энерговыделеиия.
Ручное регулирование распределения энерговыделеиия осуществляется по-
очередным перемещением стержней РР и СП и включает в себя устранение ради-
ально-азимутальных и локальных аксиальных перекосов. В высотных распре-
делениях устраняются перекосы, развивающиеся только по первой аксиальной
гармонике. Остальные гармоники весьма стабильны и их наличие учитывается при
долговременных изменениях распределения энерговыделеиия, связанных с пе-
регрузкой ТВС, ДП ит. п. При этом радиальный всплеск при наличии всплеска
в нижней половине реактора устраняется введением в данном районе снизу стерж-
ня УСП, а такой радиальный всплеск в отсутствие высотного перекоса устраняет-
ся либо одинаковыми введениями в данном районе стержней РР и УСП соответст-
венно в верхней и нижней частях реактора, либо введением в отдельности стерж-
ней РР или УСП, если их концы расположены вблизи центра активной зоны
ио высоте, поскольку их перемещение в этом случае не создает высотного
перекоса.
Таким образом, анализируя изложенное, нетрудно видеть, что комплекс си-
стем контроля и регулирования представляет по существу иерархические струк-
туры. Структура контроля имеет в своем основании независимые подсистемы.
В вершине структуры контроля находится ЭВМ системы централизованного конт-
роля «Скала» с программой «Призма», которая осуществляет расчетный и ло-
119
		1	J.JI t	1 .H	J	1.14 <	1.21	J		J A.Ji		» * A*		* » J •	*					fr • * 				»	 b- +			.r«		 4	
			72	1		1 [	Tt t	д Д	t	T<	Г TR	1	TK	1	1»ДС	Г	tk	i	TK	1	tk	Z Al	[	tk	r	TK .	I	T<		i	J	
			11 , < J	«.J ,9		3i.5 1	,1	[	39.9	1 >0.1	I	37.0	1		X	ЯЛ	i	*1,9	X	3*,3	i ,1	t	5*.»	Z	3«. 1	I	23	,9	X	1	
		J	J t Я4 I	2.49	j	2*37 J		1	».*»	1 1.33	z	2.44	1		1	2.»*	z	2*5»	t	1.15	3	5	1.5»	i	1,31	Г	1.	9*	1	1	37
		1	j.Jl I	1.33	1	1.231		1	1.1»	t Ы5	r	1.1»	I		I	1*1*	r	1.3»	1	1«>3	:	1	1U7	1	1 .«9	1	2.	1*	]	z	
			Ttf 1	r<	t	ДП r	76	r	TK	[ ’C	1	an	1	TK	1	tk ‘	1	tk	1	in	1 TK	J	T*	1	TK	I	Al		I	1	
			n * t	3 7.1	1	16.3’ 1	3*3	I	37.»	1 37.»	1	19.»	J	>7.»	1	»Ь»	1	37.9	z	9,9	1 39,4	1	37.4		«.>	t	10	.5	z	X	
			I 25 t	2,«9	1	1	2.4»	z	2.9>	1 2.5»	I		I	2.3*	I	2,39	i	2,25	r		1 1.74	1	1.54	t	J .29				X	I	
		1	1^35 1	1 .32	1	1	1,25	1	1.1 7,	I l«2l	t		1	1.29	I	1.2*	t	1.4»	r		11.0»	1	2.05	J	I , 93	1			>	1	
			TH 1 3f,J 1	«СП	I	T< 1	Tt	t	IK	1 Pt	1	ft	1	Tk	1	тс	1	ten	X	те	l тс	I	т к	T	TC	I					
				4.3	r	33,4 1	44.9	1	*2.3	Г .1	1	37. Г	1	35.»	t	If.»	j	.0	1	>9,1	X 16,7	I	41. X	1	29.»	J	2*	. 9	1	I	
			1 »?* I		1	2.1» 1	2.4»	j	M*	1	1	2.51	1	2.57	J	2.11	i		z	b*0	1 1,75	J	1.44		1.23	I		*4		1	i*
		z	1.5» I		1	1.42 1	l.M	1	1.12	I	1	1.23		1.25	t	1*1»	t		I 'I-	1.5»	t i.4?	]	2,37	1	1.99	I	2 .	£4	]	J	
			£rt l	TK	<	TH 1	TK	г	Tic	t *K	1	TK	L	TK	I	an	i	3 5^7	1	tk	f ’К	t	ЛП	Z	TK	I				z	
		I	9.9 1	37. 7	t	33, 9 Г	43. 0	1	42.4	1 4.3	1	3».O		3T-*	1	ЮЛ	1		I	35,9	1 34.0	T	Z 5.4	X	2*? ж 2	t			*		
г ч		r	)	2.05	1	2.5» 1	2.33	1	3,91	I 2**3	1	2.3»	t	2.27	I		i	1 .93	z	I. »5	1 l.»2	1			3 .14	I			0	J	05
		1	I	1 .5*	J	3 . >! 1	1.17	1	1.1»	I 1.11	1	1.23	t	1.3»	1		t	1.55	z	1.0*	X 1.93	I		t	2.23	t			a	I	
		I	T« I	•к	Z	tic z	43	t	TK	1 ’С	1	tjc	1	13	I	•x	j	»K	1	TK	1 TK	X	T ।	r	fK	t				]	
		:	3T.4 1	34.4	I	19.» t	.5	t	41.9	1 **.3	I	39.2	i	,4	I	35.»	X	>».3	I	ST.l	1 34.t	I	24,4	1	24.1	t			J	1	
		I	2.21 1	2.3*	I	2.49 Г		z	2.94	1 2- 73	1	2,34	1		J	1 .9»	z	l.i’	I	l.?0	J 1.56	T	1.33	1	1.1»	t				1	7 L
		7	l.«l I	: .33	1	1.2» 1		1	1 . 12	I 1*2*	1	1*33	1 • 1		1	1.53	z	1 . 7C	r	1,05	I 1.97	]	1,7»	1	2 . J D	t			I	I	
		j	tk 1	tk	I	ЛП z	7X	z	tk	1 7t	J	an	1	TK	i	TK	X	TK	J	in	I TK		TK	J		]			1	I	
		1	5», I 1	37.3	T	1*.3 1	3«. a	I	4fl,4	J 37,5	j	1M	X	30. »	I	11.»	1	’M	t	9,0	123.4	t	31. 7	I		1			J	1	
а а		I‘	2.42 I	2.43	I	1	2,5*	1	2.5»	1 2.34	£		1	2.00	1	1.»»	1	1 .72	I		1 1.43	I	1,3*	L		I			J	X	23
		I	1.27 1	1 .26	x	1	1.23	1	1.2»	I 1*31	I		I * I 	1.3*	1	1.0»	1	1.69	z - ] -		I 1.41	T	1.67	1		r			1	2	
		2	T* I	PP	I	Tic 1	TK	I	TC	I Pp	3	7 К	I	TK	t	TK	J		1	TK	I TK	>	TK	1		I			1	X	
		[	44,4 1	.2	I	39.1 I	30.0	I	3*.9	1	.0	X	?9 . 1	1	36 . I	1	3».»	1	. C	I	37.0	1 24.3	T	27.7	1		I			1	1	
21		I	2 ,*♦ 1		1	2.3» 1	2.46	I	2.33	X		: .?a	1	i.ae	1	1,71	J		1	1.45	1 1,37		2,25			a			]	X	w w
		I	1.2* 1		I	1.27 1	1.2»	1	1.32	I	X	1.5г	J	i.»»	I	1 .61	I		z	2.4*	I -.'2	I	2.05	J					J	I	
		I	TK 1	Tic	1	TH I	TK	1	ДП	i tk	1	tk.	1	TK	z	uH		tk	I	tk	Z TK			1		I			I	X	
		I	42.4 1	42.9	t	36.9 7	37.1	z	H.9	1 35,6	1	37.»	I	36.4	T	lo.t	I	*0.0	1	24.3	I 22.7	t		T		b			1	z	
л		I	г.»9 i	2.73	I	2.46 1	2.29	1		I 2* DO	I	A‘»4	I	I.»’	1		X	1.40	1	* » J 4	x ;. г»	T		!					1	I	it
		t	1,л i	1.2’	z	1.27 1	1.3»	I		1 1*31	I	I.TO	1	1.47	X		1	2,37	I	1	I l.Tfi	1		J		1			1	X	
													- 1 						. 1 -												
		1	TS I	TK	[	TK 1	A3	I	TK	I 7 C	1	TK	1	TA	t	tk	1	’к	1	TK	I	1		1		c			3	1	
		I	41.1 I	43 . £	г	32.5 I	. 1		34.«	i зе.5	I	3».o	1	37.3	1	*0.1	1	24,0	X	2*.l	X			I		I			J	X	
20		1	2.*D 1	2.35	1	2.31 t		I	1.97	I 1.44	z	1.63	1	I-.**	I	1J»	1	1.22	1	1.22	1	1		I		I			1	X	;c
		I	1.33 1	1.33	1	1 .34 J		1	1.57	t 1.73	t	1*73	1	2.1*	I	2.7»	I	.2.02	T	1*92	1	t		I		z			I	X	
													j																1		
		J	nt i	tk	1	ЛП 1	tk	I	tk	1 7(	1	AT!	I	TK	I	дП	z	TK	z.		J	i		z		A			J	X	
		I	39,4 1	37.3	I	7.1 t	39.9	I	15.3	1 39,5	1	9*5	1	3?.fi	J	12.»	X	25. 5	r		z	5				A			X	L	
17		]	£.33.1	3.23	z	X	1 ,♦»		1. »*	T 1-97	I		1	1.1»	i		T	1 .03	1					I					I	X	17
		T	3.37 1	1.36	I	I	1 .94	1	1.9*	I 1.4.	z.		1	2.0»	X		t	a. st	c		1	{		J		£			I	г	
		I	TK [	ven	I	TK 1	TK	J	TC	1 ₽P	I	7 К	1	TK	]	tk	I		1		I	]		z		1			2	i	
		I	34.1 t	.a	I	36,3 1	3? .3	1	3? , 0		1	37,1	1	at.J	i	H.2	1				1	1				T			1	i	
		t	2,37 I		I	1.91 Z	l.»3	1	1.97	f	I	1. 3«	1	1.2»	j	1. e*	1		1		I	a		r		J			X	X	14
			1.47 I		1	1.91 1	1.71	I	Х.6?	1	1	2.3;	I	2, С»	X	1.г*	1		X			[		T		I			£	s >,T	
		X	ДО 1	tk		tk i	TK	J	an	1 tk	J	TK	I	1 К	I		I		I		I			T					1	s	
		T	9.5 I	56.5	z	3T.4 I	36.9	1	lj.3	I 3».4	I	23.9	1	27.0	I		I		X		I	*		1		I			X	I	
19		]	[	1.76	i	1 ,74 J	1.9G	I		7 1.4Q	J	i. 3 a	1	1.1»	»		J		J		I	4		Z		I			1	I	13
		T	1	1.76	i	1.62 1	1.9*	г		1 2. 33	1	i * 7a	I	2.1*	1		I				7	ь		T		X			1	1	
																															
		X	TK z	TK	T	' tk i	tk	1	TK	i TK	I	tk	1		*				*		I			I		1			2	I	
		T	ЗЙ . 1 I	39.3	1	56.6 3	39.3		22.»	: *»,3	t	21.1	I		»		I				X			3		I			1	I	
14		I	i .56 t	1.32	I	1.43 J	1.43	I	1.32	I l*lc	]	1.22	1		a		I		t		1	I				1			3	I	14
		J	2.33 t	2.16	t-	2.15 I	2.24	t	1.71	I 3.9C	I	l.?4	1		4		1		r		I	1		1						X	
																										1				. _ x	
		J - i	. TX 1	т К	1	an r	TK	J	TK	j Tk	1		I		*		*		I		I	I		T		I				Г	
			J*. 4 J	37.2	I	19.7 1	25.1	1	*7.3	1 22. г	1								►			I		»		I			X	I	
		i	1.30 1	j,2»	I	1	1.20	I	1.21	I 1.14	Г		X									T				X			1	1	13
		T	2.3Й 1	2,32	I	1	3,90	X	2.10	I 3*91	I		I		X		ь		J			r		1					I	X	
1.																															
			TK J	TK	I	TK 1	TK	1		3	X		I		I				1		X	I		a		I			1	1	
			24.7 1	23.2	I	37.2 1	23.3	I		J	1		I		I		I		X					a		X			1	I	
12		i	1-11 1	1 .CD	I	1,00 z	1,04	z		]	Г		r		A		1		I		I	T'				I			2	I	к
		i	2.14 I	2.11	I	3.14 I	2,21	I		1	I						J				X	ь		J		1			I	X	
		i	,ar 1	tk	t	1		1		1	*		I		I		1		X			1		T		1			J	X	
		i	•,7 J	23.2	I	3		I		1	X		X		1		I				I			I		E			J	I	
1 X		i	J	. .64	I	r		I		X	X		I		I		X		J		X	I		X					1	X	1*
			I	2.?2	I	t		t		I	w		I		I		X				>	r		к						X	
			I		I	1		I		T	T		I		r		I		I					2		-X			1	X	
10		t i	I r J		I I	1 ] J		t I r		I T 1	L J I		1 1 J		i		t V X		1 X I		I 1 I	I 1 ?		J [		T z I			3 I X	X 1 X ,-x	
			<	’ — 1 *	' 1		32			", 4	55		56		* ♦		.*•5				6?	43		*4.		6>		•06				
6 % ь	р: t		*2 52	6617		6fi35	!	CiTtpAK ОьаНЫ Г01*.Д1 44 1 6	04’ ч ’ 5fl fi D				ЙНИЯ ?4 7*2 47		сход-25 ваяй e Гашзак 4?J4	*51J	*39*						*5*5 4112	41			*	4Q4O		40 HP		3?	14	3 314		
7541	5Za<S		714 1.	^1*5		316*	?&A1																								
353* 3,В6	23Jt 1 , D3		45 5 - 1.03	3344 J .05		КАНЛЛН 35*2 X.C3	с ЬЛИмСГ hlUH.1.1 5454	*«?•	2 :.da i.Sft ;			1 rC?>oHUH 7,'4	J325 ,ib iiDOi		2HT0U 2 4 3 21 2.0*		!ДП * ',1 ?		1,0?		535*. X.S6	31 1 ,	32	574C	4.3 о* i.st		и 15	4137 2,0ft		3131 L,;?		3 5 ;*	52 :9	*53 4 1 - ZF’		
«its	JS4J 1,09		2 736 1,0?	3 oi; 1 . D9	1	4434 1.0?	1533 1.0?	?424.	Э22* jl’O 1.59	. C 9 1 ‘ » 9				71 1	21 13	4553 ;,: J		*73* 1,1»		5333	25 »• *	;4	3355	*2 1ft 1,10	1-		-,0 ID	2433 X . ) 11		3250 130		Z5JZ lb 2.3*		53^4 1,1^		
1 л&	« *	49b * ID	3200 1,1ft	4460 Г. 1 0	1 1	3146 1.10	3 ?4TI :.n	Й 1	455	4>fl* г ,10	1.11 1		123 .11		4> 11	*434 l.n		5X57 : л l		435b 1 «12	UJ4 5 1.11 1		344	3: ,:i	tl	6045 1»1>		4602 1.11		23 5» * * M (*		5534 I'll		
НЕ₽ *»"й«,			TEHrtOTEXH. Н*ДбХм, ДГПА?ДТ*			T 6X014 ItriflCetP* C*3.		4	т ftUXSAA ЙПЛО94М. rvi		теплота MOQiiOCTh 4 MB П			noriMBK A T CKVUlrO			АППАРАТ,	ПОГГНЛЛ к ом пт акта	SMiproiwi'* IHDfSVTKj V						MOLhiODTl, PE *r;T-3*A. П& c*;92-				£11-	*h(*Chi П0ЛЛ		ЯА TA TCrvHtr^ РАСЧЕТА	
мл			*»«<>:			5? ГР	Ал*		43 ГГ1Д,	32»!						1			«19*4		*2	4D7Z		3L3H**ET>					91	A	tU	1 Jt’b
Рис. 6.8. Картограмма технологических параметров реактора на мощное in
1000 МВт (эл.)
гический анализ всей поступающей информации, взаимную привязку систем,
выдачу рекомендаций по их настройке. Структура регулирования также имеет
Б своем основании практически независимые подсистемы. В вершине структуры
регулирования находится оператор реактора, обеспечивающий наряду с выпол-
нением наиболее сложных (по логике и количеству обрабатываемой информации)
функций прямого регулирования и обеспечения правильного взаимодействия
подсистем регулирования.
Принятые структуры обеспечивают надежную, эффективную и безопасную
эксплуатацию реакторов РБМК- В 1974 г. впервые был осуществлен выход на
номинальную мощность; фрагмент распечатки на ЭВМ параметров каналов в пе-
риод этих выходов представлен на рис. 6.8.
6.2.	СИСТЕМА РЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА
Изложенные в разд. 6.1 методы и средства управления отражают вопросы ре-
гулирования распределения эиерговыделения по активной зоне. Причем такое
регулирование необходимо для достижения высокой мощности. Для контроля
и управления общей мощностью реактора во всех режимах, т. е. от подкритиче-
ского состояния до номинального, предусмотрена система, в которой использова-
ны в качестве детекторов ионизационные камеры, расположенные в каналах, раз-
мещенных за отражателем. Эта система также снижает мощность или полностью
прекращает цепную реакцию при возникновении ситуаций, не позволяющих ве-
сти процесс на заданном уровне (аварийных ситуаций).
Электрические схемы управления, элементы логики, формирующие сигналы
для управления исполнительными механизмами, собственно механизмы управле-
ния входят как элементы в данную систему. Регулирование поля энерговыделе-
нпя и общего уровня мощности осуществляется стержнями-поглотителями, пред-
ставляющими единую структуру.
Структурная схема. Все стержни-поглотители имеют индивидуальные приводы
и перемещаются по сигналам, которые формируются-в логической схеме управле-
ния. Стержни распределены по группам: автоматическое регулирование общей
мощности, ручное дистанционное или автоматическое регулирование распределе-
ния эиерговыделения, экстренное (аварийное) снижение общего уровня мощности
или полное прекращение цепной реакции. Конструкция стержня с вытеснителем
приведена на рис. 6.9 и представляет собой втулки из прессованного карбида бора,
заключенного в герметичные полости. Стержни перемещаются сервоприводами,
установленными непосредственно на каналах реактора [11]. Нейтронный поток
контролируется от глубоко подкритического до номинального уровня мощности.
Структурная схема управления мощностью представлена на рис. 6.10; в нее не
включены детекторы контроля эиерговыделения. Диапазоны детекторов конт-
роля приведены ниже:
Самописец с КНК-53М.................................
Прибор М135 в цепи рабочего АР с KHK-53A"I..........
Прибор М135 в цепи АРмм с КНК-53М...................
АЗС с КНК-56 в свинце...............................
ИСС с КНТ-31........................................
Ю-—100%
Ю-s—ЮО'%
МО-5— 7%
2-10-'—2%
Ю-Ю—4.10-7%
121

Контроль нейтронного потока в пусковых режимах и
низких уровнях мощности производится по трем независи^
мым измерительным каналам камерами деления КНТ-31Д
расположенными в боковом отражателе. Вторичными элек-;
тронными приборами, работающими от камер деления, изме-,
ряются плотность нейтронного потока в логарифмическом м а е- •
штабе и период разгона реактора. После достижения нейтрон- 
ным потоком значений, превышающих предельно допустимые
для камер деления, последние извлекаются из активной зоны.
На промежуточных уровнях мощности нейтронный поток
контролируется по сигналам от пусковых токовых иониза-'
ционных камер высокой чувствительности КНК-56, размещен-
ных в баке боковой водяной защиты. Для уменьшения вли-
яния у-фона камеры окружены свинцовыми экранами. По сиг-
налам этих камер определяются плотность нейтронного по-
тока, период разгона, а также срабатывает аварийная защи-
та реактора по периоду разгона. Пусковые ионизационные
камеры КНК-56 применены в качестве датчиков аппаратуры
автоматического регулирования мощности, а также защиты
по превышению мощности на малых уровнях.
На уровнях мощности 0,25—6% работает один автома-
тический регулятор средней мощности, имеющий четыре ка-
нала измерения токов ионизационных камер и воздействую-
щий на четыре регулирующих стержня, перемещающихся в
активной зоне синхронно. Для синхронизации перемеще-
ния регулирующих стержней применяется специальная элек-
трическая система.
В диапазоне 6—100% используются два автоматических
регулятора средней мощности, один из которых включен в
работу, а другой находится в состоянии «горячего» резерва.
Резервный регулятор включается в работу автоматически в
случае отключения работающего регулятора при появлении не-
исправностей в аппаратуре. Все автоматические регуляторы
мощности выполнены по однотипной структуре: каждый имеет
четыре измерительных и четыре исполнительных канала и со-
храняет работоспособность при выходе любого измерительно-
го или исполнительного канала.
В системе имеется восемь каналов защиты по превышению
мощности, причем защита обрабатывает при появлении сиг-
налов в двух каналах, соседних по расположению детекторов-
вокруг реактора. При появлении сигналов о недопустимой
Рис. 6.9. Стержень- поглотитель:
— трос; 2 — штанга; 3 — звено поглотителя: 4 — телеско-
пическая тяга; 5 — звено вытеснителя
122
скорости разгона или о превышении установленной мощности включаются на по-
гружение в зону все стержни, за исключением УСП. Перемещение стержней
прекращается при исчезновении сигналов, вызвавших их первоначальное дви-
жение.
Предусмотрен непрерывный автоматический контроль исправности измери-
тельной аппаратуры, включая датчики нейтронного потока. Исправность испол-
нительных каналов контролируется также по величине рассинхронизации их
взаимного положения. В случае обнаружения неисправного измерительного или
исполнительного канала неисправный канал отключается. Регулятор в целом со-
храняет работоспособность при выходе из строя одного измерительного или ис-
полнительного канала.
Средства аварийной остановки. Большой вклад электростанции с реактором
РБМК в общую энергетическую сеть требует сведения к минимуму случаев вы-
вода установки РБЛ1К из энергетического режима [12]. Поэтому при организации
защиты от аварийных ситуаций .непосредственно на реакторе или с технологиче-
ским оборудованием принят дифференцированный подход: ограничено количество
ситуаций, при возникновении которых реактор останавливается полностью. В то
же время определено несколько режимов, при которых мощность реактора сни-
жается частично до безопасного уровня. Таким образом, на реакторе имеется не-
сколько категорий воздействия на мощность реактора или видов защиты, каждая
из которых используется в определенных ситуациях.
Каждый вид защиты характеризуется скоростью снижения мощности, а так-
же уровнем, до которого это снижение производится. Мощность снижается до
заранее определенного уровня, как правило, в случаях изменения режимов ра-
боты основного технологического оборудования станции: при отключении цир-
куляционных насосов или турбогенераторов, при необходимости перевода стан-
ции в режим собственных нужд. В связи с тем, что к моменту воз-
никновения аварийной ситуации исходные состояния реакторной установки
могут быть различными и, кроме того, при отказах технологического оборудо-
вания могут иметь место дополнительные возмущения реактивности, величина
которых с достаточной точностью не определена, быстрое снижение мощности
производится при включенной системе автоматического регулирования средней
мощности.
При появлении сигналов, требующих экстренного снижения мощности, значе-
ние опорного сигнала, определяющего уровень мощности реактора, поддерживае-
мый автоматическим регулятором, уменьшается со скоростью 4 % /с до уровня 80%
и далее со скоростью 2 % /с. В режимах аварийного снижения мощности к автома-
тическому регулятору мощности реактора для увеличения ее эффективности под-
ключаются дополнительные группы регулирующих стержней. Опорный сигнал
в автоматических регуляторах снижается специальными устройствами — задатчи-
ками мощности. Одновременно с изменением заданного уровня мощности для ав-
томатических регуляторов изменяется уровень срабатывания защиты по превы-
шению мощности на случай отказа систем автоматического регулирования.
Кроме того, из соображений безопасности при необходимости частичного сни-
жения мощности определенная группа регулирующих стержней вводится в зону
непосредственно по первичным сигналам независимо от систем автоматического
регулирования.
123
A
21
125
АРмм
АЗ
РР
^3
л
БКС - - БКС
Б КС —БКС
БК С —БКС
Б КС —БКС
§
__5КС
ДРм^


БКС
АРм7

Л
л
ИСС
№1
л
X
г
Логическая схема АЗ-РР
Система синхрони-
зации АРмм
Логичес-
кая схема
АРмм
аварийные сигналы Из лог. ex. А Р -I-II
Сумматор №5
Ln К !. 1..I-1-U
В 43
N
ИСС
№3
ВАЗ
ВАЗ
узе узе узе
№7
№2 №3
i,
ИСС
№2
.
КНТ-31
КВ
КВ КВ
К НК-56
Само-
писеи,
^ср
8 АЗ
ВБК,
~ИзБК1
УСО
№7
? । т  11
Блок
контро-
ля №7 ЬГЛн,|.
В АЗ
N17
ТТЛ*
Из УСС №1.Н\ узм '
№1 *
УЗМ
№1м
N
В АЗ
_____УЗМ
№Рм
КТК
УЗМ
№13
Ч КТК
КНК~55М
КНК-55М
Рис. 6.10. Структурная схема
АЗ, РР — стержни аварийной защиты и ручного регулирования (числа — их количества}: АРмм^
регуляторов № 1 и 2: УСГ! — укороченные стержни-поглотители (указаны количества всех стержней);
роля сигнала: In .V. Л\ Т — показывающие приборы измерения текущей мощности в логарифмической.
КНГ‘3|; КЫК-56: КНК-53М — ионизационные камеры: УЗС— усилитель сигнала скорости подъев:
литель сигнала отклонения: JAM— задатчик мощности; БС — блок с и гнал из а дни: / — гальванометра.
KHK-53M

системы управления и защиты:
^тсржнм автоматической регулировки малой мощности; АР-1 и АР-П — стержни автоматических
— указатель положения стержня; СД — датчик сигналов положения стержня; БКС— блок конт-
и линейном ^масштабах и измерения периода соответственно; ИСС — усилитель сигнала счетчика;
мощности; А В — выносной каскад; УЗЛ) — усилитель сигнала о превышении мощности; УСО — усп-
Лс .д — корректор уставки; Л'ТД — корректор тока камер; БК — блок контроля
6.3.	ЭЛЕКТРОННАЯ АППАРАТУРА СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ
Для усиления и формирования сигналов управления разработана специальная
электронная аппаратура. Она разбита по блокам в соответствии со структурной
схемой управления (рис. 6.10). В целях повышения надежности всей системы
каждый электронный прибор имеет автономное исполнение, индивидуальное пи-
тание от сети и генератор напряжения повышенной частоты и выполняет в си-
стеме строго определенную функцию.
В большинстве электронных приборов приняты меры для периодического
или непрерывного контроля исправности, что достигается введением специальных
генераторов контрольных сигналов и соответствующим построением их струк-
турных схем. Все электронные приборы имеют гальваническую развязку между
входными и выходными цепями, формирующими логические сигналы. Логические
сигналы выдаются в потенциальной и контактной формах. В качестве реле исполь-
зованы герметизированные контакты (как правило, несколько герконов срабаты-
вают одновременно). Все выходные аналоговые сигналы измеряются встроенными
и выносными соединенными последовательно электроизмерительными прибора-
ми, имеющими одинаковые пределы измерения, одинаковую градуировку шкал.
На пульте оператора расположены узкопрофильные приборы со световыми ука-
зателями, а на панелях установлены стрелочные приборы.
В целях повышения помехозащищенности аппаратуры входные и выходные
цепи электронных приборов изолированы от корпусов, все соединения между
приборами и датчиками, а также между их входными цепями выполнены ра-
диочастотным кабелем. Все входные цепи электронных приборов имеют общую
точку соединения — общую точку специального контура заземления, к. которой
они подключены «веером». Все выходные цепи также имеют общую точку за-
земления, а корпуса приборов подключены к шине защитного заземления.
Основные электронные приборы СУЗ, работающие в диапазоне от 1 до 120%,
следующие:
задатчик мощности;
усилитель защиты по уровню мощности, обеспечивающий выдачу сигналов
в предупредительную сигнальную и аварийную защиту;
усилитель сигнала отклонения, усиливающий разность между заданным и дей-
ствительным значением тока ионизационной камеры;
суммирующий усилитель, который осуществляет алгебраическое сложение
сигналов с выходов четырех усилителей сигналов отклонения;
корректор уставки, служащий для изменения в ту или другую сторону задан-
ного уровня на входах усилителей сигналов отклонения;
блок синхронного перемещения, обеспечивающий синхронное изменение за-
данного уровня двух задатчиков мощности, используемых в системе;
блок триггеров, использующийся для контроля исправности трактов автома-
тического регулирования.
Для контроля нейтронного потока при работе реактора на низких уровнях
мощности и для контроля периода разгона реактора при пусках используется
комплект пусковой аппаратуры, состоящий из измерителей счета и усилителей
защиты по скорости.
Измеритель скорости счета. Функциональная схема измерителя скорости сче-
та изображена на рис. 6.11. Входные импульсы напряжения поступают с камеры
126
г
деления на вход выносного каскада. Амплитуда импульсов составляет около
]00 мкВ, длительность фронта — около 1.00 нс. Выносной каскад выполнен в виде
отдельного конструктивного блока, имеет массивные стальной и свинцовый экра-
ны и крепится в непосредственной близости отдатчика. В нем располагается вход-
ной транзистор каскадного усилителя, который, в свою очередь, является пер-
вым каскадом усилителя. Во входном каскаде ограничивается длительность им-
пульса напряжения (до 1 мкс).
Усилитель защиты по скорости. С помощью этого прибора контролируется
нейтронный поток и период реактора при его пусках в интервале мощности от
Рис. 6.11. Функциональная схема измерителя скорости счета:
КВ —каскад выносной; У/, У2 — усилители; ДА — дискриминатор амп*
лнтуды; СТ — стандартизатор; интегратор; С — схема сигиалияя-
ции; Д — дифференцирующая цепь; Л1 — модулятор; УЗ ~ усилитель
демодулятор; ГП — генератор проверки; ИП — измеритель периода;
ИЧ — измеритель частоты импульсов
10~5 до 10%. Усилитель защиты по скорости подъема мощности измеряет ток
ионизационной камеры от 10-11 до 10~4Аиего период удвоения от 10 до 1 0 с,
при уменьшении периода входного тока менее заданного значения усилитель вы-
дает сигналы предупредительной сигнализации и аварийной защиты. Функцио-
нальная схема усилителя приведена на рис. 6.12.
Ток ионизационной камеры, пропорциональный мощности реактора, преоора-
зустся логарифмирующим усилителем в напряжение, пропорциональное логарифму
тока ионизационной камеры. Логарифмирующий усилитель построен по схеме
триодного логарифматора на электровакуумной лампе (пентоде в триодном вклю-
чении). Режим лампы выбирается таким образом, что при изменении входного
тока на порядок выходное напряжение изменяется на 3- 5 В. Эю позволяет не
посредственно к выходу логарифмирующего усилителя подключить измеритель
тока, а также выдавать сигнал на самопишущий прибор.
Усилитель защиты по мощности. Он предназначен для выдачи сигналов пре-
дупредительной сигнализации (ПС) и АЗ при превышении током
камеры заданного уровня на величину, соответствующую уставкам ПС и и д<
индикации отклонения входного тока в пределах выбранной уставки АЗ.
127
Функциональная схема усилителя защиты по мощности приведена на рис. 6.13.
Входной сигнал является алгебраической суммой тока ионизационной камеры
/к, тока задатчика мощности /3 и тока источника контрольного сигнала /к>с.
Токи 73 и 7К.С направлены навстречу току ионизационной камеры /к. При от-
Рис. 6.12. Функциональная схема усилителя защиты по скорости подъема
мощности:
ЛУ —логарифмирующий усилитель; ИТ — измеритель тока; Д — дифференцирующая
цепь; У ПТ — усилитель постоянного тока; Л1 — модулятор; У —усилитель: ДМ — де-
модулятор; ИП — измеритель периода; ЗУ— задатчик уставки; ПУПС — пороговое
устройство предупредительной сигнализации: ПУАЗ — пороговое устройство аварий-
кой зашиты
сутствии аварийной ситуации | /к| = | 73] и на вход усилителя поступает только
7К.С. Этот сигнал модулируется, усиливается и поступаете выхода демодулятора
на входы пороговых устройств ПС и АЗ в форме прямоугольного переменного
напряжения.
Рис. 6.13- Функциональная схема усилителя защиты по мощности:
М — модулятор: У — усилитель; ДМ — демодулятор; ЗУ — задатчик уставки;
ИО — индикатор отклонения; ПУПС я ПУАЗ — пороговые устройства преду-
предительной сигнализации и аварийной защиты: ФУПС и ФУЛЗ— формиро-
ватели-усилители сигналов предупредительной сигнализации и аварийной за-
щиты соответственно; ИКС — источник контрольного сигнала
При построении функциональной схемы усилителя, когда большинство эле-
ментов соединено последовательно и работает в динамическом режиме, значи-
тельно снижается вероятность возникновения скрытых опасных отказов. При
возникновении внезапного отказа в любом из элементов структурной схемы на
128
выходе усилителя защиты по мощности появятся сигналы ПС или АЗ или оба
сигнала сразу (ложное срабатывание), несмотря на то, что на самом деле нет ава-
рийного превышения током ионизационной камеры заданного значения. Однако,
так как сигналы с выходов всех усилителей защиты по мощности обрабатываются
Рис. 6.14. Функциональная схема усилителя сигнала откло-
нения:
ЛГ — модулятор: У/г УЗ — усилители; ДМ/, ДМ2 — демодулято-
ры: /< — ключевая схема: ЯО — измеритель отклонения: ЯВИ — из-
меритель выходного напряжения
схемами совпадения, сброса аварийных стержней не произойдет (команда на сброс
аварийных стержней выдается только при срабатывании двух усилителей), по-
этому ложное срабатывание одного усилителя значительно менее опасно, чем
возникновение в нем скрытого опасного отказа.
Рис. 6.15. Функциональная схема суммирующего усилителя:
Z — сумматор: 7И — модулятор; У — усилитель; ДМ — демодулятор; ИКС — ис-
точник контрольного сигнала; ИУН—источник управляющего напряжения; Д —
дифференцирующая цепь; Т — триггер; ВУ — выходное устройство формирования
сигнала неисправности: /< — ключевая схема: ИВН— измеритель выходного на-
пряжения; ТМР — триггер максимального разбаланса; ОС — обратная связь
Усилитель сигнала отклонения. Сигнал разбаланса, т. е. разность заданного
и действительного значений тока ионизационной камеры, усиливается и поступает
на вход суммирующего усилителя, на другие три входа которого подаются вы-
ходные напряжения с остальных трех усилителей сигнала отклонения, входящих
в состав автоматического регулятора. На вход каждого усилителя сигнала откло-
нения подается также сигнал постоянного тока с выхода корректора уставок.
Функциональная схема усилителя приведена на рис. 6.14. Отклонение А/к
от заданного значения и сигнал от корректора уставок /кор поступают на модуля-
тор Л1, преобразуются в переменное напряжение и усиливаются усилителем У/.
° Зак. 12 82
129
Его коэффициент усиления регулируется сигналом постоянного тока, поступав
щим от задатчика мощности, и изменяется обратно пропорционально заданном'
уровню мощности. Поэтому независимо от абсолютного значения заданной мощно;
сти относительные изменения 1К будут усиливаться одинаково.
В усилителе сигнала отклонения не предусмотрено специальных мер контрол?
исправности, так как в СУЗ имеется специальный прибор для контроля испрай
ности всех четырех усилителей сигналов отклонения одного автоматического ре
Рис. 6.16. Функциональная схема задатчика мощности:
С — стабилизатор; Пр— преобразователь постоянного напряжения;
БВТ — блок вращающихся трансформаторов; ВУ — выходное уст-
ройство: СУ — схема управления; Дв — электродвигатель; Ред —
редуктор
гулятора путем сравнения
их выходных напряжений,;
Суммирующий усили-
тель. Суммирующий усилив
тель (рис. 6.15) имеет че-
тыре входа и алгебраиче-
ски складывает
поступающие с выходов че-
тырех усилителей сигналов
отклонения. Операцию сло-
жения осуществляет пас-
сивный сумматор, с выхода!
которого сигнал постоянно-
го тока поступает на вход-
У ПТ, состоящего из моду-
лятора М, усилителя У и
демодулятора ДМ. Усилен
тель У охвачен цепью не-
линейной отрицательной
обратной связи. Когда выходное напряжение становится равным 8—12 В, глу^
бина обратной связи увеличивается и уменьшается коэффициент усиления. Прит
достижении выходным напряжением величины ±20—22 В срабатывает триг=;
гер максимального разбаланса и во внешнюю цепь поступает логический'
сигнал. К выходу демодулятора подключен измеритель выходного напряже*
ния ИВН.	;
Задатчик мощности. Задатчик мощности используется как задающее устрой-1
ство и функционально является дистанционно управляемым источником постояв*
ного напряжения, скорость изменения которого фиксирована (рис. 6.16). Преоёй
разователь постоянного напряжения генерирует импульсы прямоугольной формы,
которые поступают на блок вращающихся трансформаторов Б ВТ, являющийся!
основным задающим элементом. Б ВТ состоит из двух вращающихся трансформа*
торов, роторы которых соосны и жестко соединены между собой; общий вал через;
редуктор соединен с валом электродвигателя. Роторы можно поворачивать вруч^
ную дистанционно при помощи схемы управления, которая обеспечивает включен
ние электродвигателя, его остановку, реверс, а также реверс с увеличенной сквг
ростыо. Сигналы постоянного тока с выходного устройства задатчика мощности
поступают на входы четырех усилителей защиты по мощности УЗМ, в цепи регу*
лировки усиления четырех усилителей сигналов отклонения УСО и указатель*
установки на пульте оператора.
Непрерывным контролем исправности охвачены стабилизатор и преобразовав
тель постоянного напряжения. Схема контроля исправности срабатывает в случае)
130
исчезновения напряжения питания, исчезновения выходного напряжения пре-
образователя, а также, что очень важно, при повышении выходного напряжения
стабилизатора, т. е. в задатчике мощности невозможно появление скрытого опас-
ного отказа, ведущего к неконтролируемому увеличению мощности реактора.
6.4.	ДИНАМИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ
Создание мощных блоков АЭС приводит к необходимости проектирования
реакторов нового поколения, отличающихся значительными физическими раз-
мерами, высокой удельной энергонапряженностыо и большой глубиной выгора-
ния. Количественные изменения указанных характеристик неизбежно приводят
к качественным изменениям динамических свойств реакторов. Характерная осо-
бенность таких реакторов — нестабильность распределения эиерговыделения в
активной зоне, которая во многом определяет эксплуатационные свойства АЭС
и требования к системам управления. В Советском Союзе первым серийным ре-
актором нового поколения явился реактор РБМК-1000, в котором проявились
все особенности динамики, присущие большим реакторам.
Это потребовало перехода в исследованиях динамики эиерговыделения от
точечной модели к пространственной. Нестационарные деформации поля энерго-
выделения определяются совокупностью нейтронно-физических и теплогидрав-
лических процессов в активной зоне. В линейном приближении задача исследо-
вания устойчивости эиерговыделения может быть сведена к анализу корней харак-
теристического уравнения, полученного на основе совместного решения уравне-
ний. описывающих все известные процессы в активной зоне. При этом распростра-
ненным является подход, основанный на представлении решения в виде ряда по
собственным функциям краевой задачи (гармоникам). Такой подход наиболее удо-
бен для аналитических оценок и дает наглядное представление о деформациях,
когда оказывается возможным разделение гармоник.
Вместе с тем использование ЭЦВМ позволяет существенно расширить возмож-
ности этого метода при практическом решении задач динамики и регулирования
в тех случаях, когда разделение гармоник невозможно. С этой целью на стадии
проектирования был разработан комплекс программ для расчета динамических
характеристик поля эиерговыделения и определения границ области устойчивости
в пространстве различных параметров. В частности, с помощью комплекса про-
грамм были построены специальные номограммы для быстрой оценки динамичё-
ских свойств радиально-азимутального эиерговыделения по известным значениям
эффектов реактивности (рис. 6.17). Эти же номограммы дают представление об
основных закономерностях изменения динамических свойств эиерговыделения,
которые необходимо учитывать как при проектировании, так и при эксплуатации
реакторов, поскольку от момента начальной загрузки до выхода в режим устано-
вившихся перегрузок происходят значительные изменения физических характе-
ристик активной зоны.
Основные результаты анализа динамических свойств поля эиерговыделения
в объеме активной зоны были получены еще в период проектирования РБМК
и сводились к следующему:
наименее устойчиво радиально-азимутальное распределение эиерговыделения;
при включенном автоматическом регуляторе картина развития деформации
определяется формой первой азимутальной гармоники ср01;
5*	131
характерные времена деформаций радиально-азимутального поля изменяются'"
в реальном интервале физических свойств реактора от часов до десятков минут/"
При паровом коэффициенте реактивности > 5 р возможна так называемая i
«быстрая» неустойчивость с постоянной времени порядка десятков секунд, и при- 
ближение к этому пределу следует считать недопустимым;
а
Рис. G.17. Зависимость
действительной части
корней характеристиче-
ского уравнения от сум-
марного быстрого мощ-
ностного эффекта реак-
тивности
aTq>~ иТ(тЛномР:
а —при коэффициенте реак-
тивности графита х.гр=05)1;
о«—Xrp“0.02i в— хгр—0,03:
-----— — действительные
корня;--------— комплекс-
ные корни
распределение энерговыделеиия по высоте реактора близко к границе неустой-
чивости. Процесс развития нестационарных искажений высотного поля имеет вид
колебаний с периодом около суток.
Параллельно с расчетно-теоретическими исследованиями, в период энерго-
пуска первого блока Ленинградской АЭС были начаты эксперименты по определи
нию эффектов реактивности и характеристик нестационарных деформаций при
работе реактора на мощности в нормальных эксплуатационных условиях. Мето-
дика экспериментов по определению динамических свойств поля основана на из-
ложенных выше результатах теоретического анализа [13].
Эксперимент состоит в том, что при включенном автоматическом регуляторе
действия по поддержанию формы поля временно прекращаются и фиксируется
развивающаяся при этом деформация. Картина деформации, наблюдаемая в опы-
те, характеризуется развитием перекоса энерговыделеиия по половине реактора»
профиль которого определяется первой азимутальной гармоникой. Азимутальная
132
ориентация перекоса произвольна (рис. 6.18). Амплитуда развития перекоса во
времени изменяется примерно по экспоненте (рис. 6.19). Показатель степени этой
экспоненты 1/Т01 является обобщенной количественной мерой стабильности поля
в текущем состоянии реактора.
Рис. 6.18. Отклонения поля от
исходного состояния в опытах
по динамике:
а — линии равных значений первой
азимутальной гармоники v)^
= /](ccLr//?0) * sin v (где ctL — первый
корень функции Бесселя; — экст-
раполированный радиус реактора;
б и v — полярные координаты); б и
— линии равных отклонений поля
эиерговыделения, %, в двух опытах
8
В августе 1974 г. измеренное на первом блоке Ленинградской АЭС значение
быстрого мощностного эффекта реактивности составило — 4 • 1СМ p/МВт. Расчет-
ное значение постоянной времени, соответствующее этому эффекту реактивности,
7’0| ж 1 ч (рис. 6.20). Постоянная времени, определенная в эксперименте по ди-
133
I,
намике полей, составила 1,04 ч. В октябре — декабре 1974 г. на реакторе первой!
блока Ленинградской АЭС наблюдались колебания аксиального распределений
энерговыделеиия. Характеристики этих колебаний также соответствовали рД
счетным. Следует отметить, что колебания аксиального энерговыделеиия возник^
ли в то время, когда аксиальное поле было устойчиво, но запас устойчивости быж
невелик. По оценкам, постоянная времени затухания колебаний составляла не-;
сколько десятков часов. В этих условиях некоррелированные с аксиальными де-<
Рис. 6.19. Изменение амплитуд гармо-
ник:
1 — первая азимутальная гармоника
Доз cos 2 — аппроксимация экспонентой:
3 — первая азимутальная гармоника
#01 sin v: -1 и 5 — вторые азимутальные
гармоники cos v и sin v соответст-
венно
формациями изменения локального коэф--'
фициента размножения, связанные со ста-
билизацией радиального поля, вызвали?
устойчивые колебания энерговыделеиия по;
Рис. 6.20. Граница области устойчивости
радиально-азимутального энергораспреде-
ления (<poi И ф02) в плоскости быстрого
мощностного эффекта (иу-ф) и относитель-
ной мощности реактора (А'УЛном, Д'ном =
= 3200 МВт):
I в II — области устойчивости и неустойчивости
соответственно; для х 7^ =—4 - 10^ ft/МВт указа-
ны значения постоянной времени развития дефор-
мации типа первой азимутальной гармоники (ЙГ)
высоте реактора. Для устранения этого явления был разработан и внедрен вУ
практику эксплуатации алгоритм объемного регулирования реактора.
Проведенные эксперименты и анализ деформаций поля в нормальных усло<
виях доказали достоверность результатов расчетов по разработанной методике.
В настоящее время расчет динамики полей приобретает большое значение при
выборе композиции активной зоны реакторов РБМК-1500 и РБМКП-24'00. Опы-
ты, проводимые по изложенной методике, стали штатным средством оценки ста-
бильности поля на всех действующих реакторах РБМК-1000.
Дальнейшие научно-методические разработки проблем анализа динамики
энерговыделеиия направлены на определение и уточнение основных закономер-
ностей влияния стационарной формы поля, нелинейных факторов, зависимости
эффектов реактивности от координат, влияния процесса регулирования на дина-
мику поля и разработку на этой основе более совершенных методик и программ;
расчета динамических характеристик энерговыделеиия в объеме реактора.
Оптимизация динамических характеристик. Исследование динамики реакторов;
РБМК и анализ зарубежных данных показывают, что неустойчивость энерго вы-
деления в активной зоне является неотъемлемым свойством мощных энергетике-
ских реакторов. Однако проявляется эта неустойчивость по-разному в зависи-
мости от конкретных физических, термодинамических и геометрических харак-
теристик реактора. В зависимости от этих характеристик форма и время развития
реформаций могут меняться в широких пределах (от десятков секунд до десятков
часов). Очевидно, что чем проще вид деформации и больше время развития, тем
проще организация управления.
Опыт эксплуатации Ленинградской АЭС показал, что неустойчивость азиму-
тального распределения с постоянной времени более получаса практически не
сказывается на управлении реактором и даже не воспринимается оперативным
персоналом как неустойчивость. Более того, для доказательства факта неустойчи-
вости потребовались специальные эксперименты. В то же время деформации вы-
сотного поля с периодом 25—30 ч заметно сказались на управлении реактором
и потребовали разработки специальных алгоритмов управления. Это обстоятель-
ство связано с тем, что появление аксиальных деформаций приводит к необхо-
димости рассматривать реактор как трехмерный объект управления и разраба-
тывать алгоритмы объемного регулирования. Поэтому одной из важнейших задач
разработки реакторов является оптимизация параметров и структуры активной
зоны таким образом, чтобы ее динамические свойства были наиболее благоприят-
ны для организации управления, или, по крайней мере, не создавали бы сущест-
венных осложнений.
Имеющийся практический опыт целенаправленного улучшения динамики
реакторов первого блока Ленинградской АЭС подтвердил эффективность такого
направления. В настоящее время на основе анализа зависимости динамических
свойств эиерговыделения от физических и теплогидравлических характеристик
можно сформулировать следующие способы активного воздействия на динамику
реактора:
изменение соотношения ядер 235U и графита в активной зоне за счет изменения
обогащения топлива, увеличения загрузки топлива, изменения шага решетки,
применения графита с меньшей эффективной плотностью и т. п.;
формирование определенного профиля эиерговыделения, обеспечивающего
большую стабильность реактора;
увеличение среднего эффективного паросодержания и температуры твэлов
и уменьшение средней эффективной температуры графита в активной зоне.
Возможность улучшения эксплуатационных свойств реакторов за счет целе-
направленного изменения их динамических свойств широко использовалась при
разработке мероприятий по повышению стабильности реакторов РБМК-1000,
при проектировании РБМК-1500 и РБМКП-2400. В результате для всех реакторов
РБМК-1000 было принято решение о переходе на топливо с двухпроцентным обо-
гащением. Такое же обогащение принято и для РБМК-1500 и РБМКП-2400.
Особенности влияния внешнего контура на работу реактора. На работу реак-
тора наряду с внутренними процессами существенное' влияние оказывает пове-
дение технологических параметров внешнего контура, которое зависит как от вы-
ходных параметров реактора, так и от работы основного оборудования (турбо-
генераторов, деаэраторов, барабан-сепараторов, питательных узлов, ГЦН и др.)
и их систем регулирования. Такие параметры внешнего контура, как давление
и Уровень в барабан-сепараторах, расход питательной воды и расход по контуру
МПЦ, воздействуют на реактор через внешнюю обратную связь. Она характе-
ризуется своими коэффициентами передачи и фазовыми искажениями, которые в
135
значительной степени зависят от качества работы систем тепловой автоматики
включающей регуляторы уровня и давления барабан-сепаратора. Задачей этих
автоматических систем является приведение в соответствие мощности реактора
и турбогенератора, расхода пара на турбину с подачей питательной воды, а также
обеспечение нормальных условий сепарации пара в барабан-сепара торах.
Зависимость параметров внешнего контура от работы его оборудования (тур-
богенератора, ГЦН, питательных насосов и др.) определяет характер воздействия
этого оборудования на работу реактора, что необходимо учитывать при органи-
зации системы управления реактора и алгоритмов ведения режимов при нормаль-
ной работе и в аварийных ситуациях.
Проблемы, связанные с проектированием внешних систем, в плане обеспече-
ния требуемых эксплуатационных свойств реакторной установки связаны в пер-
вую очередь с выбором необходимых характеристик оборудования и оптимиза-
цией систем тепловой автоматики. Так, исходя из динамики переходных и аварий-
ных режимов были определены требования к инерционным характеристикам ГЦН,
обеспечивающие безопасность реактора при обесточивании собственных нужд.
Исследования систем тепловой автоматики показали, что ее оптимизацией можно
существенно улучшить качество переходных процессов в реакторной установке
по интегральной мощности реактора, давлению и уровню в ба раба и-сепараторах
и повысить безопасность и надежность ее работы в переходных режимах [14].
Существенная особенность внешнего контура — наличие двух петель циркуля-
ции, каждая из которых имеет свое технологическое оборудование с соответ-
ствующими системами регулирования. Двухпетлевая схема циркуляционного
контура сама по себе является потенциальным источником несимметричных воз-
мущений реактора, стимулирующих возникновение нестационарных азимуталь-
ных деформаций. Поэтому при исследованиях динамических процессов в реак-
торе необходимо моделировать как пространственно-временное поведение энерго-
выделения, так и работу обеих петель внешнего контура с его системами регули-
рования. Это положение базируется не только на теоретических исследованиях,
но и на данных опыта эксплуатации АЭС с реакторами типа РБМК-1000.
Роль экспериментальных исследований. Необходимый этап исследований —
экспериментальная проверка теоретических положений, которая является о&
новой и стимулом дальнейшего развития теории. При этом наибольшую ценность’
имеют данные, полученные на действующих реакторах, поскольку воспроизвести
реальные взаимосвязанные процессы в их совокупности в стендовых условиях
практически невозможно. Поэтому с первых дней пуска головного блока Ленин-
градской АЭС были развернуты широкие комплексные исследования динамики,
задачей которых было подтверждение основных проектных решений и уточнение
взаимосвязей, закономерностей и характеристик процессов. Основной задачей при
организации исследований была разработка методик проведения и обработки ре-
зультатов экспериментов, которые давали бы представительные результаты при
минимальных изменениях режима работы реактора и АЭС и соблюдении всех
норм и правил безопасности. Значение экспериментальных исследований не огра-
ничивается только проверкой теоретических положений и подтверждением проек-
тных решений. Как показывает опыт эксплуатации АЭС, отработанные и удобные
в эксплуатации методики экспериментов становятся практически штатным сред-
ством контроля динамических свойств реактора [15]. Необходимость такого конТ^
троля обусловлена тем, что в процессе эксплуатации реакторов происходит су-
136
шественная эволюция их физических и динамических характеристик, связанная
с изменением изотопного состава топлива и различными мероприятиями по модер-
низации загрузки и элементов активной зоны.
При организации систематического контроля характеристик реактора весьма
перспективными представляются статистические методы исследований, несмотря на
трудности их внедрения, главным образом, по техническим соображениям. К этим
трудностям относятся необходимость обеспечения регистрации флуктуаций тех-
нологических параметров с большой разрешающей способностью и автоматической
обработки больших массивов накопленной информации. Опыт использования ста-
тистических методов для диагностики состояния динамики реактора РБМК-1000
[15] показывает эффективность и возможность практического использования этих
методов в условиях промышленной эксплуатации на базе имеющейся на станции
штатной контрольно-измерительной аппаратуры. Следует отметить, что стати-
стические методы могут оказаться полезными для решения ряда задач диагности-
ки реактора и работы оборудования АЭС, а также служат удобным средством спе-
циальных исследований на действующих реакторах.
Для углубления представлений о закономерностях процессов и уточнения их
характеристик, а также получения информации о реальных нарушениях работы
оборудования весьма ценны данные о поведении параметров при случайных
аварийных режимах. Главной проблемой при этом является организация контроля
и регистрации всех основных параметров при возникновении аварии с необходи-
мой разрешающей способностью как по времени, так и по амплитуде. Указанные
проблемы можно решить путем использования специальных измерительных комп-
лексов, включающих в свой состав ЭЦВМ.
Очевидно, что на всех действующих реакторах должны проводиться планомер-
ные исследования по единым типовым методикам (для сопоставимости результа-
тов). При этом методики должны развиваться и совершенствоваться в согласован-
ном порядке.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1.	Емельянов И. Я-, Константинов Л. В.; Постников В. В. Система контроля за распреде-
лением энерговыделения в реакторе РБМК. — Атомная энергия, 1973, т. 34, № 5, с. 331.
2.	Емельянов И. Я-, Ветюков В. Н., Константинов Л. В. Дискретный контроль распределе-
ний энерговыделеиия в активных зонах ядерных реакторов. — Атомная энергия, 1973,
т. 34, № 2, с. 75.
3.	Алексеев В. И.; Емельянов И. Я., Липин В. Ф. Малогабаритная триаксиальная камера
деления. — Атомная энергия, 1977, т. 43, № 1, с. 42.
4.	Безынерционный контроль уровня нейтронного потока датчиком прямой зарядки с эмит-
тером из серебра/Емельянов И. Я., Борисов М. А., Володько Ю. И. и др. — Атомная
г энергия, 1969, т. 27, № 3, с. 230.
о. Изменение чувствительности нейтронных детекторов с эмиттерами из серебра при дли-
тельной работе в реакторе/Емельянов И. Я., Володько Ю. И., Постников В. В. и др.—
Атомная энергия, 1977, т. 42, № 5, с. 403.
6. Емельянов И. Я., Постников В. В., Юркин Г. В, Расчетный метод аппроксимации дис-
кретных измерений распределения мощности в энергетических реакторах. — Атомная
энергия, 1976, т. 41, №5, с. 299.
7. Емельянов И- Я-, Назарян В. ГД Постников В. В. Оптимизация энергораслределения
в активной зоне большого энергетического реактора; —Атомная энергия, 1978, т. 44,
4, с. 310.
°- Свешников А. Л- Прикладные методы теории случайных функций. М., Наука, 1968.
137
9.	Карпов В. А,, Назарян В. Г., Постников В. В. Исследование случайной составляющей
распределения тепловыделения в ядерном реакторе.— Атомная энергия, 1976, т. 40г
№ 6, с. 456.	, ।
10.	Константинов Л. В., Постников В. В., Ветюков В. Н. О надежности испарительных ка*
налов реакторов типа Белоярской АЭС. — Атомная энергия, 1971, т. 29, № 3, с. 20&. 
11.	Емельянов И. Я., Воскобойников В. В., Масленок Б. А. Основы проектирования меха*«
низмов управления ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1978.
12.	Емельянов И. Я- Существующее состояние и перспективы развития систем контроля и ре-.1
гулирования реакторов типа РБМК. — Вопросы атомной пауки и техники. Серия: Физика
и"техника ядерных реакторов, 1978, № 1(21), с. 36.	-
13.	О деформации поля эиерговыделения в РБМК/ Алексаков А. Н., Воронцов Б. Д,(.
Емельянов И. Я. и др. —Атомная энергия, 1979, т. 46, №4, с. 227.
14.	О выборе оптимальной системы тепловой автоматики для реакторов типа РБМК/ Белоус
сов В. В., Гаврилов П. А., Подлазов Л. Н. и др. — Вопросы атомиой науки и техни-1
ки. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1978, № I (21), с. 41.
15.	Некоторые вопросы контроля динамических характеристик реакторов Ленинградской
АЭС/ Абакумов В. Я., Алексаков А. Н., Воронцов Б. А. и др. — В со.: Атомные элехЯ
тростанции. М., Энергия, 1979, выл. 3, с. 43.
ГЛАВА 7
КОНТРОЛЬНО-ВЫЧИСЛИТЕЛЬНЫЙ КОМПЛЕКС
7.1, СХЕМА КОНТРОЛЬНЫХ ИЗМЕРЕНИЙ
Современные энергетические реакторы канального типа как объекты контроля
представляют собой сложные системы, характеризующиеся большим количеством
одноименных контролируемых параметров. Конструктивные элементы реактора,
особенно составляющие его активную зону, работают в условиях больших плот-
ностей потоков радиоактивных излучений и высоких температур, разрушающе
воздействующих на конструкционные материалы этих элементов. Поэтому свое-
временное получение достоверной информации о режимах работы реактора и со-
стоянии элементов его конструкции приобретает решающее значение для обеспе-
чения безопасной и безаварийной работы как собственно реактора, так и всей
АЭС в целом.
Для предотвращения повреждений конструкций реактора, в частности твэлов,
очень важно обеспечить поддержание оптимального теплового режима работы.
Регулируя распределение мощностей и расходов теплоносителя по технологиче-
ским каналам реактора, можно обеспечить режим работы твэлов, не допуская
кризиса теплообмена в зоне максимальных нагрузок и приближая «недогружен-
ные» по тепловыделению районы реактора к предельно допустимым нагрузкам,
что повышает эффективность реактора. Большое значение для безопасной и дол-
говечной работы уран-графитового реактора имеет информация о распределении
температур графитовой кладки и металлоконструкций как в установившихся,
так и в переходных режимах работы. Сопоставление значений температур и их
разностей для различных элементов кладки и металлоконструкций способствует
выявлению возникших нарушений и установлению их причин.
Технологический контроль реактора РБМК может быть подразделен на не-
сколько отдельных систем, контролирующих параметры теплоносителя и состоя-
ние элементов конструкции. По каждому технологическому каналу контроли-
руется расход теплоносителя, герметичность оболочек твэлов и целостность са-
мих каналов. Кроме того, на выходе некоторых технологических каналов изме-
ряется паросодержание в теплоносителе. Вместо расходов воды через каналы ох-
лаждения отражателя контролируется температура ее на выходе каждого из них.
Температура графитовой кладки измеряется на трех уровнях по высоте в 12 тем-
пературных каналах по радиусу реактора, температура металлоконструкций —
в 70 местах и зонах: по трактам каналов, кожуху, опорной и защитной плитам,
балкам перекрытий и другим наиболее важным и ответственным элементам.
Таким образом, технологический контроль реактора объединяет системы:
поканального контроля расходов воды через каналы; температурного контроля
графитовой кладки, металлоконструкций и каналов охлаждения отражателя;
139
контроля целостности каналов (система КЦТК); контроля герметичности оболочек
твэлов (система КГО).
Задача обеспечения оптимальных условий работы реактора и АЭС в целом
при большом потоке информации привела к необходимости создания автомати-
ческой системы централизованного контроля на базе средств вычислительной тех-
ники, получившей условное наименование «Скала». Следует отметить, что поток
информации на АЭС с реактором РБМК столь велик (несколько тысяч контроли-
руемых параметров, в том числе определяемых вычислениями, как, например,
запас до кризиса теплообмена по каждому каналу), что оператор не смог бы его
воспринимать без помощи ЭВМ, особенно при отклонениях от нормального режима
работы и в аварийных ситуациях.
7.2. ОПИСАНИЕ ОСНОВНЫХ СИСТЕМ И ПРИБОРОВ
Система по канального контроля расходов воды. Система обеспечивает: изме-
рение и регистрацию расхода воды во всех каналах активной зоны; сигнализацию
отклонений расходов воды; определение суммарных расходов воды в технологи-
Рис. 7.1. Структурная схема системы пскакального контроля расходов воды:
7 и 4— первичные преобразователи расхода ШАДР-32М и ШАДР-8А соответственно; 2—магнитоиндук*
ипоннъш преобразователь; 3 — измерительные блоки ТИБР-32М; 5 — коммутирующее устройство на 64 изме-
рительных канала; 6 — групповой нормирующий преобразователь; /—групповой измерительный при-
бор; 8— телетайп; 2—печатающее устройство; /6 — вызывное устройство; // — цифровой индикатор;
J2 — вычислительный комплекс: 13 — комплекс управления сигнализацией: 14 и /5 — мнемотабло откло-
нений 1 и II ступеней соответственно: 1Ь— мнемотабло каналов; 77—пульт адреса параметра
ческие каналы левой и правой половин реактора, а также на весь реактор. Состав
системы поканального контроля расходов воды и взаимосвязь ее элементов пред-
ставлены на структурной схеме (рис. 7.1). Первичные преобразователи расхода
установлены на входе в канал. Частотно-импульсные сигналы, пропорциональные
140
г
объемному расходу воды, с магнитоиндукционных преобразователей расходо-
меров поступают на транзисторные измерительные блоки ТИБР-32М, аналоговые
сйгналы с последних — на коммутаторы и групповые нормирующие преобразо-
ватели.
расходы воды можно измерять как с помощью вычислительного комплекса,
так и без него по групповым показывающим приборам — миллиамперметрам,
шкалы которых отградуированы в м3/ч. В первом случае каналы на измерение вы-
зываются с помощью вызывного устройства, во втором — с пульта адреса парамет-
„ ров. При измерении через вычислительный комплекс результаты (расходы воды
в каналах реактора или суммарные расходы) выводятся на показывающий цифро-
вой прибор. Первая информация поступает через 3 с после запроса, а обновляется
с периодом 10 с. Расходы воды в технологических каналах контролируются вы-
числительным комплексом с периодом 2 мин. Значения поканальных расходов
сравниваются с уставками, которые задаются в зависимости от характеристики
каналов и их расположения в реакторе и могут меняться при изменении режима
работы энергоблока.
При обнаружении выхода за пределы уставок расхода воды вычислительный
комплекс выдает сигнал отклонения на мнемотабло каналов и мнемотабло откло-
нений; регистрирует факт появления отклонения на телетайпе; блокирует систему
СУЗ при снижении расхода воды в канале СУЗ ниже допустимого. Когда расход,
воды восстанавливается в допустимых пределах, комплекс гасит сигнал отклонения
на мпемотабло и регистрирует факт исчезновения сигнала отклонения на теле-
тайпе.
Основные характеристики расходомеров представлены в табл. 7.1. Первичный
преобразователь ШАДР-32М (рис. 7.2, а) представляет собой составной цилиндри-
ческий корпус 3, 5, внутри которого находятся струевыпрямитель 4, кольцевая
байпасная втулка б, формирователь потока 8 и чувствительный элемент —
Таблица 7.1
Основные характеристики расходомеров ШТОРМ
Параметр
ШТОРМ-S2M
ШТОРМ-8А
Давление измеряемой среды, кгс/см2 (~105 Па)
Температура измеряемой среды, °C
Интервал измеряемых расходов, м3/ч
Основная погрешность, %
Предел допускаемой погрешности, %
Частота вращения шара при максимальном расхо-
де, Гц
Максимальная потеря напора, кгс/см2 (~кПа)
Выходной сигнал измерительного блока расходоме-
ра. мВ
100
2—285
8—50
± 1,5—2,5
12.5
12,54:10%
0,2 (20)
0—50
50
2—100
2—8
±1,5
40
0,5 (50)
0—50
шар 7. Шар выполнен из ферромагнитного материала (сталь марки 9X18). Первич-
ный преобразователь вставляется с заглушкой 2 в прочный корпус 7, выполнен-
ный из немагнитного материала. На наружной поверхности прочного корпуса
в плоскости вращения шара монтируется магнитоиндукционный преобразователь
141
.1
I
состоящий из индуктивной катушки 10 с постоянным магнитом 11 внутри. На
плате катушки установлены зажимы для подсоединен и я кабеля 12. В расходомере
поток теплоносителя, протекая сверху вниз, закручивается формирователем по-
тока и заставляет шар обегать по окружности, пересекая магнитное поле катушки.
Магнитоипдукционный преобразователь фиксирует частоту вращения шара.
а

Ряс. 1.2. Первичные преобразователи расхода ШАДР-32М (а) и ШАДР-8А (б)
142
Частотный электрический сигнал по кабелю 12 поступает в измерительный блок,
где формируется, усиливается и преобразуется в_сигнал постоянного напряжения,
пропорциональный расходу.
Первичный преобразователь ШАДР-8А (рис. 7.2, б) состоит из корпуса /, вну-
три которого находятся формирователь потока 3 и шар 4. Корпус первичного пре-
образователя, выполненный из немагнитного материала, служит для компоновки
всех деталей в один узел и для закрепления в трубопроводе. Внутренняя полость
корпуса в области контакта с шаром в продольном разрезе имеет вид двух ко-
нических поверхностей вращения. Внутри корпуса располагается сборный узел
формирователя потока 3. Он состоит из входной и выходной направляющих, сцент-
рированных и закрепленных на оси 2. Шар 4 выполнен из ферромагнитного ма-
териала. Магнитоиндукционный преобразователь и измерительный блок расходо-
мера ШТОРМ-8А принципиально и конструктивно подобны соответствующим уст-
ройствам расходомера ШТОРМ-32М. ШТ0РМ-8А установлен на водных трактах
каналов средств управления.
Измерение температуры. Для измерения температуры графитовой кладки
установлено 12 блоков термопар БТ-0170: восемь — в активной зоне и 4 —
в боковом отражателе. Блок БТ-0170 состоит из трех термопар ТХА-1449
(рис. 7.3). Термопары изготовлены из термопарного кабеля марки КТМС(ХА)
ТУ 16-06-458—69. Горячий спай изолирован от защитной арматуры. Оболочка
кабеля выполнена из жаростойкого сплава ХН78Т. Термопары в верхней части
крепятся на установочной головке, затем навиваются вокруг соединительной
трубы и укладываются в пазах защитной пробки. Рабочая часть термопар арми-
рована графитовыми втулками.
Температура плит биологической защиты измеряется с помощью блоков
термопар БТ-0170, состоящих из двух термопар ТХА-1449, имеющих дополнитель-
ный чехол из жаростойкого сплава диаметром 8 мм. Для измерения температуры
металлоконструкций применяются термопары ТХА-1449 в защитном чехле из
коррозионно-стойкой стали двух модификаций —- для установки в специальные
гильзы и без гильз. Измерение температуры воды в баках биологической защиты
осуществляется с помощью термопар ТХА-1439. Конструктивно эта термопара
аналогична термопаре ТХА-1449, но выполнена с головкой, в которой находит-
ся двухкоитактная клеммная колодка для подсоединения компенсационного
кабеля.
Измерение паросодержания. Для измерения паросодержания теплоносителя
на выходе из технологических каналов разработаны специальные датчики ДПс-8.
Они рассчитаны на измерение в интервале расходного массового паросодержания
от 0 до 25% при расходе пароводяной смеси от 10 до 40 т/ч и давлении 70 кгс/см2
1^7 .МПа). Перепад давления на датчике не превышает 0,05 кгс/см2 (-^-5 кПа)
при расходе смеси до 40 т/ч.
Принцип действия прибора основан на взвешивании в воде при температуре
насыщения протекающей через чувствительный элемент пароводяной смеси, В по-
лость датчика, заполненную водой, при температуре насыщения погружен чув-
ствительный элемент, внутри которого протекает измеряемая среда. Когда через
чувствительный элемент протекает пароводяная смесь, имеющая меньшую плот-
ность, чем вода, чувствительный элемент всплывает. Перемещение элемента (при
постоянном давлении среды) зависит лишь от разности плотностей воды и парово-
дяной смеси.
143
-Hl

Рис. 7.3. Блок тер-
мопар БТ-0170:
7 — защитная проб-
на: 2—стояк канала:
2 фиксатор; — з а 
щитный чехол: 5 —
термопарный кабель;
6 — место подсоедини
ния термопары с ка-
белем; / —верхняя
плита: 5 — графито-
вая втулка: 9 — тер-
мопара 0 5 мм: 10 —
рабочий спай термо-
пары: /7 — нижняя
плита; римскими циф-
рами пронумерованы
термопары
Основными элементами конструкции датчика (рис. 7.4) являются чувствитель-
ный элемент 1, измерительная пружина 4, индукционный преобразователь 3
и корпус 2. Чувствительный элемент изготовлен из прямолинейного участка тон-
костенной трубы, один конец которой через переходные кольца и разделительный
сильфон 5 гибко связан с кор-
пусом.
Чтобы исключить возмож-
ность растяжения сильфона от
воздействия потока измеряемой
среды на чувствительный эле-
мент и обеспечить перемещение
свободного конца последнего
только в вертикальной плоско-
сти, в корпусе датчика установ-
лены ограничительные опоры.
Низ свободного конца чувстви-
тельного элемента опирается на
измерительную пружину, верх с
помощью гибкой тяги связан с.
плунжером индукционного пре-
образователя.
Контроль целостности тех-
нологических каналов (КЦТК).
Система КЦТК (рис. 7.5) пред-
назначена для обнаружения не-
герметичного технологического
канала, блокирования распро-
странения влаги из района с по-
врежденным каналом в смежные
районы и обеспечения осушки
графитовой кладки. Контроль
осуществляется путем измере-
ния параметров газовой смеси,
просасываемой по зазору меж-
ду каналом и,блоками кладки.
Весь реактор разделен на 26 зон,
каждая объединяет газовые
тракты 81 канала и обслужи-
вается своим групповым кла-
Рис. 7.4, Датчик паросодержания ДПс-8
паном.
Контролируемыми параметрами являются температура и относительная влаж-
ность отсасываемой смеси. Температура смеси измеряется по каждому каналу,
а влажность — в каждом групповом клапане. Последние имеют механизмы пере-
ключения прососа парогазовой смеси с режима «вентиляции» па режим «усилен-
ного отсоса». Расход газа (при нормальных условиях) через одну импульсную
трубку в первом режиме не. превышает 0,35, а *во втором — 0,5—2,5 м3/ч/
Порядок работы системы КЦТК следующий. В подреакторное пространство
подается азотно-гелиевая смесь. Газ проходит по газовым трактам каналов через
14’5
графитовую кладку, где нагревается, и на входе в импульсные трубки КЦТК имеет
температуру около 280° С. Пройдя через проходные барабаны за биологическую
защиту, газ по импульсным трубкам поступает в групповые клапаны, на входе
в которые установлены термопары типа ТХ К-529 для измерения температуры
газа. Если газовая смесь не содержит паров воды, ее теплосодержание невелико,
и она успевает охладиться до температуры помещения. При появлении течи в ре-
Рис. 7.5. Система контроля целостности технологических каналов;
1— реактор: 2 — технологические каналы; 3 — импульсные трубы; 4— барабан: 5 — термо-
пара ТХК-529; б—вызывное устройство; 7 — цифровой показывающий прибор: 8 — система
«Скала»: 5 — мнемотабло каналов; 10 и 11 — мнемотэбло отключений I и II ступеней; 12 —
табло влажности; /5сигнализатор влажности СВ-2-АФИ; 14— групповой клапан; 15 — дат-
чик влажности: 16 — газодувка
акторе увлажняется отсасываемый газ и срабатывает сигнализатор влажности.
По срабатыванию сигнализатора влажности можно судить о районе течи. После
получения сигнала о появлении влажности один или несколько групповых кла-
панов, объединяющих каналы с повышенной влажностью, переключаются с си-
стемы «вентиляции» на систему «отсоса». Поиск поврежденного канала произво-
дится по повышению температуры газовой смеси в импульсной трубке.
Обработка сигналов датчиков температуры производится системой «Скала».
Контроль герметичности оболочки твэлов (КГО). Система (рис. 7.6) предна-
значена для обнаружения канала с увеличенной активностью пароводяной смеси,
непрерывного контроля активности пара, идущего на турбину, и получения све-
дений о характере нарушения герметичности оболочек твэлов по соотношению
активности коротко- и долгоживущих продуктов деления.
Система КГО обеспечивает поканальный контроль герметичности оболочек
твэлов 1693 технологических каналов с помощью восьми сдвоенных блоков детек-
тирования, каждый из которых контролирует группу каналов из 220 штук, и
контроль активности пара после сепараторов с помощью блоков детектирования.
Герметичность оболочек твэлов контролируется без отбора проб теплоносителя
периодически ( с циклом опроса 30 мин) или выборочно. Основная программа пере-
мещения блоков детектирования и регистрации результатов измерения выпол-
няется автоматически. При повышении осколочной активности теплоносителя
146
над уставкой в каком-либо канале срабатывает звуковая и световая сигнали-
зация: диапазон регулировки уставок предельной сигнализаций — от 10 до
100% верхней границы избранного поддиапазона измерений.
Конструктивно поканальная система КГО выполнена следующим образом.
Восемь сдвоенных коллиматоров с блоками детектирования устанавливаются на
тележках и с помощью системы перемещения передвигаются в восьми коробах.
Рис. 7.6. Система контроля герметичности оболочек твэлов:
1 и 2 — соответственно, механический п ионообменный фильтры: 3 — система отборе пара от сепаратора
X? 1; 4 — протонный у-детектор; 5 — блок детектирования; 6—накопительная емкость; 7 — системы отбо*
Ра пара от сепараторов № 2—4:	<5 —системы перемещения детекторов: 9 — вторичная регистрирую-
щая аппаратура; /С? — короб; Н — платформа; /2 — детектор; 74 — холодильник
расположенных вдоль вертикальных рядов трубопроводов пароводяных комму-
никаций. С каждой стороны короба расположено до 120 трубопроводов. Колли-
мационные отверстия направлены в противоположные стороны, и поэтому каж-
дый детектор может контролировать по одному ряду трубопроводов. Коллимацион-
ные отверстия расположены таким образом и имеют такую конфигурацию, что
при движении детектора вдоль рядов трубопроводов на кристалл одного из бло-
ков детектирования попадают у-кванты только от трубопровода, против которого
находится в данный момент отверстие коллиматора. Сигналы с блоков детекти-
рования по высокочастотным кабелям подаются на сигнально-измерительную
аппаратуру.
147
Цикл работы поканалы-юй системы КГО разбивается на три этапа:
1)	прямой (рабочий) ход тележки (~24 мин), во время которого тележка с детек- ’
торами удаляется от помещения приводов с малой скоростью (1,2 м/мин), а вторич-.
мая электронно-регистрирующая аппаратура производит измерение, обработку и’
регистрацию показаний;
2)	стоянка датчика на реперной (контрольной) точке в течение 1 мин, во время
которой производится самоконтроль всего спектрометрического тракта (включая
вторичную электронную аппаратуру) по реперному источнику, переключение
скорости и изменение направления движения тележки;
3)	обратный (холостой) ход тележки—возвращение тележки с детекторами со
скоростью 7,7 м/мин за время не более 4 мин в исходное положение, в конце хо-
лостого хода тележка останавливается и подготавливается к рабочему ходу.
С помощью ручного дистанционного управления можно остановить тележку
с датчиком против трубопровода технологического канала, в котором предпо-
лагается разгерметизация твэла для временного контроля осколочной активности
только в этом канале. Контроль остальных каналов, относящихся к данному де-
тектору, в это время не производится. В случае разгерметизации твэла в паре
после сепаратора могут обнаружиться газообразные осколки деления (ксенон и
криптон), переходящие в пар при сепарации; продукты распада газообразных ос-
колков (цезий, рубидий), активации теплоносителя (в основном 13N, 1SF, 16N, 1ЭО),
коррозии; примеси в теплоносителе и продукты деления, появляющиеся в паре
вследствие капельного уноса. Практический интерес представляет активность
газообразных осколков деления. Непосредственное измерение их активности
в теплоносителе затруднено, поэтому измеряются активности их дочерних
продуктов (цезия, рубидия). Для накопления последних в системе отбора
пробы имеется накопительная емкость. Задержка во времени, возникающая при
прохождении конденсата через накопительную емкость, улучшает соотношение
между измеряемым значением активности и фоном, образуемым продуктами
активации теплоносителя, переходящими в пар (13 N, 18 F и др.)
Проба пара отбирается из паропровода и направляется в холодильник, где
пар конденсируется, что значительно повышает удельную объемную активность
пробы. Конденсат охлаждается до температуры 30° С, необходимой для нормаль-
ной работы блока детектирования. Далее конденсат очищается в комбинирован-
ном фильтре, который состоит из фильтра механической очистки и ионообменного
фильтра, объединенного конструктивно с накопительной емкостью. Из нако-
пительной емкости конденсат поступает в измерительную емкость проточного
у-детектора. Импульсы с у-детектор а подаются на сигнально-измерительную стой-
ку, имеющую четыре измерительных канала для подключения четырех проточных
у-детекторов.
7.3. СИСТЕМА ЦЕНТРАЛИЗОВАННОГО КОНТРОЛЯ
Назначение и основные функции системы. Многоканальная и многофункцио-
нальная автоматизированная система «Скала» обеспечивает:
измерение параметров по сигналам датчиков теплотехнического контроля,
вводимым через каналы группового и индивидуального приема информации;
сигнализацию на мнемосхеме состояния и положения механизмов, арматуры
и агрегатов;
148
сигнализацию на мнемосхеме и индивидуальных табло отклонений техноло-
гических параметров и неисправностей оборудования;
сигнализацию на мнемотабло СУЗ отклонений поля энерго выделены я от задан-
ного значения (три уровня) по сигналам СФКРЭ (системы физического контроля
за распределением энерговыделения);
периодический контроль поканальных расходов воды по одной из семи пар
установок для каждого канала с выдачей сигналов отклонения на мнемотабло от-
клонений и сигналов блокировок в систему СУЗ по снижению расхода в каналах
СУЗ и регистрацией отклонений на телетайпе;
периодический контроль отдельных непосредственно измеряемых и расчетных
индивидуальных параметров с выдачей сигналов отклонений на мнемосхеме и
индивидуальные табло и регистрацией отклонений на телетайпе;
индикацию по вызову персонала на цифровых показывающих комплектах
любого из непосредственно измеряемых системой технологических параметров,
преобразованных в вычислительном комплексе, и индивидуальных расчетных тех-
нологических параметров;
запись или индикацию хранящихся в системе значений уставок сигнали-
зации и пределов измерения параметров;
регистрацию предыстории и развития аварийных ситуаций;
выдачу по запросу информации на мнемотабло отклонений и на мнемосхему;
анализ сигналов отклонений, полученных от индивидуальных сигнализаторов,
с регистрацией на телетайпе;
периодический контроль поканальной температуры газа реактора по одной
из семи уставок для каждого канала с выдачей сигналов отклонений на мнемо-
табло отклонений и регистрацией на телетайпе;
периодическую тестовую проверку работоспособности системы;
печать групп параметров по запросу;
расчет паросодержаний, запасов до кризиса, по запросу;
периодический расчет технико-экономических показателей с регистрацией
на телетайпе;
выдачу информации на мнемотабло каналов по запросу;
периодическую регистрацию по запросу любого из непосредственно измеряе-
мых и индивидуальных расчетных технологических параметров;
периодическую регистрацию на самописцах по запросу любого из непосред-
ственно измеряемых и индивидуальных расчетных параметров;
периодическую математическую обработку показаний датчиков СФКРЭ с кон-
тролем снижения коэффициента запаса до кризиса и выдачей сигналов на мнемо-
табло отклонений, регистрацией отклонений на телетайпе, а также регистрацией
результатов контроля по запросу;
полную проверку работоспособности системы и ее составных частей по запросу
с индикацией места неисправности.
По эксплуатационным характеристикам и требованиям к надежности выпол-
нения функции системы делятся на четыре группы приоритета.
I.	Контроль состояния оборудования и изменение основных технологических
параметров (нулевая группа приоритета). Выполнение этих функций позволяет
оперативному персоналу контролировать работу энергоблока в течение непродол-
жительного промежутка времени, независимо от выполнения функций других
149
групп приоритета. Функции нулевой группы приоритета выполняются без уча<
стия вычислительного комплекса УВМ.
2.	Технологический контроль всех непосредственно измеряемых, а также от^
дельных расчетных параметров (первая группа приоритета). Эти функции совме-
стно с функциями нулевого приоритета обеспечивают оперативному персоналу
возможность длительного контроля работы энергоблока.
I СУЗ ।
Реактор
'СФКРЭ
д©
каналы
сигна-
лиза-
ции
на
МСх
и ин вы
кана-
лы
сигна-
лиза-
ции
от
СФКРЭ
2А0 к
канал
ава-
рий-
ной
сигна-
лиза-
ции
за?
СУЗ
/д'
виду- i вывода
альных I I влоки-
тавло |Г
Канали
и. сиг-
налов
откло-
нения
368 к из
НИХ 128
блоки-
ровок
Каналы
группово-
го приема
информа-
ции от
двухпази-
ционных
датчиков
3$к*1Мд
1				г 1				V			г
Каналы группово- го приема информа- ции ОП7 аналого- вых дат- чиков звк L_J A T’F			Каналы индиви- дуально- го приема информа- ции от аналого- вых дат- чиков,672к —_	1		Каналы группово- го приема информа- ции от сельсим- датчикод Зк*6вд\ 1кх32д			Каналы приема информа- ции от СФКРЭ 2к	Канал приема информа- ции 0 среднем положе- нии стерж- ней АЗ 1кхЗгр	
вк
1608к !
ЗУ
УВС
КУС
_1
С
_ j
\КМТО I
JLJ_
\кмтк 1
j______I
Каналы вывода
информации
на ПК



Г
Оператор
Pirc. 7./. Структурная схема системы «Скала»
3.	Повышение оперативности и удобства работы персонала и улучшение эк-
сплуатационных характеристик системы «Скала» (вторая группа приоритета).
4.	Оптимизация работы энергоблока и научные исследования (третья группа
приоритета).
Устройство и работа системы. Система «Скала» функционально делится на сле-
дующие комплексы: ввода — вывода параметров КВВГГ, вычислительный ВКр
управления системой КУС\ индивидуальной сигнализации КИС\ мнемотабло от-
клонений К М Т О: мнем о та бл о каналов Д’Л1 Т К; устройств вызова У В С {р и с. 7.7).
Каналы индивидуального и группового приема информации от аналоговых дат-
чиков содержат индивидуальные и групповые показывающие приборы, обеспечи-
вая выполнение функций измерения без участия вычислительного комплекса.
Комплекс устройств вызова, в состав которого входят каналы вывода информации
на показывающий комплект, связывает эксплуатационный персонал с объектом;
передает команды персонала и (частично) выдает -информацию по этим командам.
150
Вычислительный комплекс является основным устройством системы, организую-
щим ее работу. Он обеспечивает выполнение всех функций системы, исключая
функции нулевого приоритета. Вычислительный комплекс выполнен в виде двух-
процессорной системы с наличием у каждого процессора автономных устройств
связи с объектом, внешней оперативной памяти и систем прерываний, определения
работоспособности и электропитания, что обеспечивает функциональное резерви-
Таблица 7.2
Каналы приема информации вычислительного комплекса
Наименование канала
информации
Тип датчика
или вид сигнала
Количество
входных
сигналов
в канале
Количество
каналов
Канал группового приема ин-
формации от аналоговых дат-
чиков
Канал индивидуального при-
ема информации от аналоговых
датчиков
Канал группового приема ин-
формации от сельсин-датчиков,
работающих в индикаторном
режиме
ь
Канал группового приема ин-
формации от дву.хпозицнонпых
датчиков
Канал приема информации от
СФКРЭ
Капал приема информации о
споднем положении стержней
АР
Термопары ТХА, ТХК; термо-
метры сопротивления типов
ТСП. гр 21, 22, и ТСМ, гр 23;
расходомеры ШТОРМ
Термопары типов ТХА, ТХК;
термометры сопротивления ти-
пов ТСП. гр 21, 22, и ТСМ,
гр 23: датчики типов ДМ, МЭД,
ДМС; датчики с выходным
сигналом 5 мА
Сельсин-датчик при включе-
нии ввода в систему параллель-
но сельсин-прием нику
Перекл ючающий	контакт,
рассчитанный на ток от 8 до
20 мА при напряжении от 10
до 30 В
Прямой параллельный потен-
циальный вход (12 и 7 разря-
дов)
Прямоугольные импульсы пе-
ремел;; ой с к ва ж;; ости
3 канала
по 64 дат-
чика;
I канал из
32 датчиков
144
До 96
•7. — количество каналов группового приема информации от аналоговых датчиков.
рование оборудования вычислительного комплекса и живучесть системы. Пере-
чень каналов приема информации приведен в табл. 7.2.
Устройства и средства представления информации. Сигнализация осуществ-
ляется с помощью: двухступенчатого мнемотабло отклонений; мнемотабло ка-
налов; табло СФКРЭ на мнемотабло; мнемосхемы контролируемого объекта (час-
тично двухступенчатой); мнемосхемы системы «Скала»; индивидуальных табло;
сигнальных элементов отдельных устройств и шкафов. Мнемотабло отклонений
первой ступени представляет собой панель, состоящую из 36 люминесцентных
151
стекол, где имеются знаки (A, V, /<, Т), соответствующие определенным сигналам!
отклонений, и общая полоса. Кроме того, имеются три сборных табло (одно на каж-
дый вид сигнала). Мнемотабло отклонений второй ступени — панель, состоящая!
из 64 аналогичных стекол. Кроме того, к ней относятся координатные указатели.:
Мнемотабло первой ступени служит для мнемонического отображения областей:
всего реактора, а мнемотабло второй ступени — для каналов одной области (коор-
динаты выбранной области высвечиваются координатными указателями). Выдают-
ся следующие сигналы отклонений: превышение и снижение расхода воды в ка-
налах реактора; появление течи в технологических каналах; снижение коэф-
фициента запаса в технологических каналах. С помощью мнемосхемы оператив-
ному персоналу АЭС представляются сведения о состоянии оборудования и
сигналы отклонения параметров. Значительная часть последних представлена
на индивидуальных табло: красного цвета •—для аварийных сигналов и бело-
го— для остальных. На каждом табло имеется надпись, обозначающая выве-
денный на него сигнал.
ГЛАВА 8
БИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА
3.1.	ОСОБЕННОСТИ АЭС С КИПЯЩИМ РЕАКТОРОМ
И ТРЕБОВАНИЯ К ЗАЩИТЕ РБМК
Радиационная обстановка в обслуживаемых помещениях АЭС, расположенных
в непосредственной близости от реактора, определяется в основном проникающим
излучением (нейтронами и у-квантами) из активной зоны, конструкций прилегаю-
щих слоев защиты или собственной активностью теплоносителя. В помещениях,
в которых проходят трубопроводы или расположено технологическое оборудо-
вание первого контура, мощность дозы обусловливается отложениями радиоак-
тивных продуктов коррозии и примесей, а иногда продуктами деления, попавши-
ми в контур вследствие разгерметизации оболочек твэлов. Контур теплоносителя
в случае протечек является одним из основных источников газовой и аэрозольной
активности в помещениях АЭС, а также источником возможного попадания радио-
нуклидов во внешнюю среду при аварии.
Снижение интенсивности излучения в помещениях АЭС и в районе ее разме-
щения до значений, регламентируемых нормами и санитарными правилами, дости-
гается мероприятиями, предусматриваемыми как при разработке проекта АЭС,
так и при ее эксплуатации. Основным барьером, позволяющим уменьшить ин-
тенсивность проникающего излучения до требуемых значений, является биоло-
гическая защита, которая конструктивно должна сочетаться с компоновкой реак-
тора и оборудования, быть технологичной в изготовлении и иметь по возможности
низкую стоимость.
Пар на АЭС с кипящим реактором генерируется непосредственно в активной
зоне и после сепаратора подается в турбину, вследствие чего весь тракт теплоно-
сителя является источником излучения, поэтому оборудование размещено в бок-
сах с защитой. Для одноконтурных АЭС необходим более внимательный подход к
выбору турбин и их компоновке в машинном зале, особенно в части подвода рабо-
чего тела к ее цилиндрам, размещению промежуточных сепараторов пара и органи-
зации планово-предупредительных ремонтов. С выхлопными газами эжекторами
удаляются не только продукты радиолиза, но и радиоактивные изотопы 16N, 13N,
а также радиоактивные благородные газы: аргон, криптон, ксенон.
Следует также отметить, что АЭС с кипящим реактором является дистилля-
ционной установкой, поэтому удельная активность пара зависит от его влажнос-
ти, давления, температуры и других параметров. Все это вызывает определенные
трудности при разработке проекта биологической защиты. В зависимости от типа
используемого реактора (корпусной, канальный) компоновка основного техноло-
гического оборудования одноконтурной АЭС и конструкция биологической защи-
ты имеют специфические различия. Каждому из этих реакторов присущи недостат-
ки и преимущества, которые влияют на защиту или радиационную обстановку.
153
Преимущество канального реактора — возможность перегрузки ТВС при его
работе, что позволяет эффективно контролировать состояние оболочек твэлов, а';
при появлении их неплотности удалять твэлы из активной зоны. В корпусном реак-
торе перегрузка кассет с твэлами является сложной технологической операцией,
требующей остановки, расхолаживания реактора и демонтажа его крышки. Для
обнаружения кассеты, подлежащей удалению, также требуется затрата допол-
нительного времени.
При проектировании биологической защиты АЭС с кипящим уран-графитовым
канальным реактором РБМК исходили из следующих основных требований.
1.	Мощности доз в центральном зале и обслуживаемых помещениях, примы-
кающих к шахте реактора, не должны превышать 2,8 мР/ч. При перегрузке в мо-
мент извлечения ТВС и прохождении ее через плитный настил в центральном зале
допускается кратковременное увеличение мощности дозы у-излучения вблизи РЗМ
до 20 мкР/с. В помещении нижних водяных коммуникаций под реактором защита
должна обеспечивать снижение потоков нейтронов до значений, при которых не
будет заметной активации трубопроводов и конструкций. Вход в это помещение
возможен только при остановленном реакторе.
2.	Защита от излучений теплоносителя, находящегося в трубопроводах и обо-
рудовании основного контура, должна обеспечивать возможность проведения при
работе реактора ремонтно-наладочных операций, например по канальное регули-
рование расхода теплоносителя с помощью запорно-регулирующей арматуры, ус-
тановленной на групповых коллекторах, ремонт электродвигателей ГЦН и т.п.
3.	Радиационное тепловыделение должно быть таким, чтобы температура не-
сущих металлоконструкций (верхних, нижних, бака) и кожуха реактора не пре-
вышала 350’ С, что позволяет использовать низколегированные стали.
4.	Флюенс быстрых нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ на кожух реактора
и близлежащие к активной зоне листы металлоконструкций за 30 лет эксплуата-
ции не должен превышать 10го нейтр./смм
5.	Активность выбросов газа и аэрозолей из трубы и жидких сбросов должна
находиться в соответствии с требованиями «Норм радиационной безопасности
НРБ—76».
8.2. РАСЧЕТНЫЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ
ПРИ РАЗРАБОТКЕ ПРОЕКТА ЗАЩИТЫ
J
При разработке конструкции биологической защиты АЭС с реактором РБМК
учитывался накопленный в Советском Союзе опыт проектирования, строительства
и эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов (Первой в мире, Белоярс-
кой АЭС им. И. В. Курчатова и др.). В проекте биологической защиты получили
дальнейшее развитие идеи, реализованные при создании канальных реакторов
[11. На.конструкцию и выбор материалов защиты существенное влияние оказали
габариты реактора, расположение относительно активной зоны несущих металло-
конструкций, а также трубопроводов подвода и отвода теплоносителя от рабочих
каналов и каналов системы управления. На выбор материалов защиты повлияли
также температура при их эксплуатации, доступность и стоимость.
На разных стадиях проектирования проводились расчетно-экспериментальные-
исследования, которые были направлены на отработку расчетных методов, уточне-
ние физических констант и выявление источников излучения и его ослабления'
1о4
реальными конструкциями узлов защиты реактора РБМК. Экспериментальные
исследования выполнялись на первом, и втором блоках Белоярской АЭС им.
И. В. Курчатова, а также на исследовательском реакторе ИР-50, на макете, ими-
тирующем часть защиты и тракта технологического канала. На макете, в част-
ности, исследовалось прохождение излучений через области защиты, ослабленные
пароводяной смесью в каналах и зазорами в конструкции между трубами трактов
и каналов, а также определялась эффективность защитных пробок.
Рис. 8.1. Общий вид макета защиты;
/ — гнезда для измерения: 2 — графит; 3 — графитовая втулка; 4 — стальная плита; 5 —
стальная втулка: fl — имитатор пароводяной смеси: 7 — труба канала; 5 — тракт канала;
защитная пробка; 10—серпентинитовая засыпка
Макет, представлявший собой четырех секционную ступенчатую конструкцию,
имитировал защиту реактора РБМК в верхнем направлении от активной зоны.
Графитовые блоки общей толщиной 500 мм моделировали торцевой отражатель,
за ними располагались стальные плиты толщиной 245 мм, а далее — засыпка из
серпентинитовой тали с объемной массой 1,6 т/м3. В центральной части макета раз-
мещалась вставка, которая имитировала канал, пронизывающий защиту. При ис-
следованиях без канала за стальными плитами размещались блоки из серпенти-
нитового бетона объемной массой 2,3 т/м3. Общий вид макета показан на рис. 8.1.
При исследованиях прохождения излучения через нерегулярности в защите во
внутреннюю полость канала помещалась сборка из органического стекла, модели-
ровавшая пароводяную смесь, или ступенчатая стальная пробка с прослойками
из оргстекла.
Прострельное излучение через ступенчатое кольцевое отверстие между трак-
том и каналом исследовалось в два этапа: сначала определялось ослабление излу-
155
чения по пустому зазору, а затем — ослабление при введении в отверстие графи-
товых и стальных втулок. Исследования показали, что графитовые и стальные
втулки в зазорах между трактом и каналом и стальная винтовая пробка внутри
заполненной пароводяной смесью полости канала достаточно эффективно ослаб-
ляют прострельное излучение.
Методы рачета источников излучений и защиты. При проектировании защиты
применялись аналитические и численные методы расчета с использованием про-
граммы для ЭВМ БЭСМ-6 и М-220. Исходные данные по составу активной зоны и
полям энерговыделения в реакторе при расчетах, связанных с основным источни-
ком излучения — активной зоной, были приняты в соответствии с результатами
физических расчетов, описанных в гл. 2. Потоки нейтронов и у-излучения из ак-
тивной зоны, а также значения радиационного тепловыделения в материалах, на-
ходящихся в активной зоне реактора, определялись с учетом гетерогенной струк-
туры активной зоны и самопоглощения в топливе. Пространственно-энергетичес-
кое распределение нейтронов в ячейке реактора рассчитывалось по программе
«9М» [2], у-излучения —методом Монте-Карло, Потоки излучения на поверхнос-
ти активной зоны определялись как суперпозиция потоков от отдельных каналов
с учетом поля эиерговыделения в реакторе и мощности отдельных технологических
каналов.
Потоки нейтронов в защите рассчитывались по программе МГРЗ-5М [3], поз-
воляющей численно решать уравнения «выведение с диффузией» с учетом точной
функции замедления нейтронов на ядрах водорода для неразмножающих сред в
одномерной геометрии. Полученные групповые потоки нейтронов использовались
для определения источников захватного у-излучения и тепловыделения, обуслов-
ленного замедлением быстрых нейтронов. Источники захватногоу-излучения в кон-
струкциях сложной геометрии (например, в металлоконструкциях вблизи углов от-
ражателя) определялись на основании расчетов потоков нейтронов в двумерной
геометрии в диффузионном приближении. Потоки и тепловыделение от у-излуче-
ния в защитной композиции рассчитывались по программам, реализующим инте-
грирование с помощью метода оптимальных коэффициентов Коробова [41 по объем-
ному источнику с заданным распределением интенсивности с учетом фактора на-
копления излучения.
Большое внимание было уделено расчетам прохождения излучения по зазорам
при выборе геометрии и местоположения защитных пробок. Расчеты проводились
с использованием широкоизвестных методов [5].
Расчеты мощности дозы излучения и защиты от оборудования с радиоактивным
теплоносителем (трубопроводы, коллекторы, сепараторы и др.) проводились по
общепринятым методам расчета защиты от протяженных и объемных источников
[6, 7].
Активность теплоносителя. Одним из основных источников активности в по-
мещениях АЭС и загрязнений внешней среды является радиоактивный тепло-
носитель. Радиоактивность последнего обусловлена собственной активностью, ак-
тивностью продуктов коррозии и примесей, а также продуктов деления, попавших
в контур. Ввиду относительно малых количеств теплоносителя и времени его пре-
бывания в активной зоне канального реактора, для него свойственны более низ-
кие уровни собственной активности теплоносителя и, как следствие, более благо-
приятная радиационная.обстановка вблизи оборудования (например, турбин) по
сравнению с кипящим водо-водяным реактором корпусного типа.
156
Собственная активность воды и пара определяется активацией ядер кислорода,
б результате чего образуются: 16N, 1?N, 19О, 13N, 18F. Опыт эксплуатации АЭС с
кипящими реакторами показал, что роль каждого из перечисленных источников
в формировании радиационной обстановки неодинакова. Удельная активность
пара зависит от многих параметров и может быть определена при имеющейся ин-
формации о коэффициентах распределения активности между водой и насыщен-
ным паром, а также влажным паром и конденсатом. Активность теплоносителя
оассчитывалась по общеизвестной методике [6] с использованием эксперименталь-
ных данных, полученных на первом и втором блоках Белоярской АЭС, а также на
АЭС с реактором ВЦ-50 [8—-10]. Расчетные значения собственной активности теп-
лоносителя основного контура и контура системы управления на выходе из кана-
лов приведены в табл. 8.1.
Т а б л и ц а 8.1
Удельная активность теплоносителя, Ки/кг
Место в реакторе			i«O	13?^	i$F
В основном контуре В каналах системы управления В каналах охлаждения отражателя	01 1 1 1 о о о ♦ « « LO и—<	О .I <3 ОД 1 1 1 ООО —' 00 сч	-г# « о 1 1 1 ООО Т—< <—Ч Г—1 сч г- со ш	V—4 ООО ООО 1 1 1 С7 . 0»	-л Ю КЗ СО ООО 1 J J С/ Л Ф
Расчетная удельная активность насыщенного пара перед турбинами по изо-
топу 16N составила 10~3 Ки/кг. Расчеты защиты боксов с оборудованием основного
контура и оценка радиационной обстановки в них, а также около турбин в машин-
ном зале проводились по общепринятым методикам с учетом массы теплоносителя,
геометрии и толщины стенок оборудования. Известную трудность в оценке радиа-
ционной обстановки вызывает турбина, так как она сложна по конструкции как
источник излучения.
Наибольшие значения мощности дозы в турбинном зале Ленинградской АЭС,
на которой установлены турбины К-500-65/3000-2, работающие на насыщенном
паре, в ходе проектирования ожидались около паровпускных фильтров, распреде-
лительных устройств и центральной части ЦВД. В целях улучшения радиационной
обстановки при обслуживании турбины на ранней стадии разработки проекта за-
щиты АЭС были выдвинуты требования подвода пара к ЦВД, в промежуточные
пароперегреватели и в ЦНД снизу
(из-под защиты), что удалось реализо-
вать при создании турбогенераторов
и компоновке его оборудования в ма-
шинном зале. Расчетные значения
мощности доз у-излучения около тур-
бин на Ленинградской АЭС приводят-
ся в табл. 8.2.
Опыт эксплуатации энергетиче-
ских реакторов в разных странах
показал, что радиоактивность про-
дуктов коррозии, откладывающихся
на поверхностях оборудования и тру-
Т а б л и «а 8.2
Расчетные значения мощности дозы
около турбин
Источник излучений	Мощность дозы, мкР/с
Фильтр па ров пуска	35
Стопорно-регулирующие клана-	10
ны	
Центоальпая часть ЦВД	22
ЦНД	0,5
157
бопроводов, является "основным источником облучения персонала станции
в период проведения планово-предупредительных ремонтов и определяет общую
радиационную нагрузку персонала АЭС. Удельная активность теплоноси-
теля, обусловленная продуктами коррозии, может достигать значений порядка
10~4 Ки/кг по короткоживущим продуктам коррозии с периодом полураспада
несколько часов или суток (e4Cu, 56Mn, 1S7W и др.) и 10“6 Ки/кг -— по долгоживу-
щим изотопам (51Сг. 39Fe, 34Мп, 63Zn, 5SCo, 60Со). Излучениеу-квантов долгоживущи-
ми нуклидами, отложившимися на поверхностях оборудования, вносит основной
вклад в мощность дозы около оборудования технологического контура при оста-
новке.
Наблюдения за изменением активности продуктов коррозии в теплоносителе и
за отложениями их на поверхности оборудования и трубопроводов в течение дли-
тельного периода проводились на Белоярской АЭС. В табл. 8.3 приводятся удель-
ные активности отложений на подводящих трубопроводах испарительного контура
первого блока Белоярской АЭС радионуклидов коррозионного происхождения в
Таблица 8.3
Удельная активность отложений на входных
трубопроводах первого контура первого блока
Белоярской АЭС, 10-' Kh/cms
Время работы» эфф. сут		Мп	5"Со	5]Сг
80	0,76	0.17	0,14	1,2
120	0,99	0,25	0,17	1,4
160	1,6	0,54	0,19	2,7
300	2.8	0.67	0.29	2,3
460	4.0	0.72	0,3!	1,8
780	7.2	0,72	0,28	2,3
1 180	18	0,77	0,31	2,2
Таблица 8.4
Удельная активность продуктов
коррозии в теплоносителе
и на поверхности контура МПЦ
Радиоак- тивный изотоп	В воде, Ки/кг	В отложени- ях, Ки/м2
60Со	1-10—6	1  10-2
5!>Fe	4- 10—«	1 . 10-2
54 Мп	2-Ю—7	2-Ю-3
58Со	5-10—7	2-Ю—3
51Сг	i - ю—3	2- 10-2
	1-ю-5	1 -10-1
5«Мп	2-10—1	2-Ю—3
G4Cu	7-10—5	З-Ю—з
9?Zr	4-Ю-7	1-Ю-3
зависимости от эффективного времени работы станции. Результаты исследований
образования и переноса продуктов коррозии и примесей в контурах на Белоярской
и других АЭС были использованы при прогнозировании ожидаемой активности
контуров циркуляции теплоносителя реактора РБМК. В табл. 8.4 приводятся мак-
симальные ожидаемые удельные активности воды и отложений на оборудовании
контура МПЦ после длительной работы реактора РБМК, рассчитанные на ЭВМ
по программе РАПК [И].
Продукты деления урана, образующиеся в твэлах при работе реактора и по-
павшие в контур, являются источником осколочной активности теплоносителя, ко-
торая зависит от опер гона пряженности активной зоны и вида топлива, от кон-
струкции и температуры твэлов, характера и размеров дефектов в их оболочках и
т.п. На АЭС с кипящими реакторами, работающими по одноконтурной схеме гене-
рации пара, основная /часть газообразных продуктов деления удаляется эжекто-
рами конденсаторов турбин вместе со значительными объемами радиолитических
158
газов и воздуха, подсасываемого в конденсаторах. Осколочная активность тепло-
носителя может привести к ухудшению радиационной обстановки в рабочих по-
мещениях как по внешнему облучению, так и вследствие загрязнения воздуха аэ-
розолями при наличии протечек теплоносителя.
При разработке проекта АЭС сравнивались различные методы расчета, в част-
ности диффузионная модель выхода осколков деления [12] и модель, описывающая
перенос продуктов деления в теплоноситель с использованием постоянных коэф-
фициентов, характеризующих процесс транспортировки ядер в результате кон-
вективного массообмена из-под оболочки в теплоноситель и из пор в горючем под
оболочку твэла вследствие общего массообмена [13]. Сравнение результатов рас-
чета показало, что рассмотренные методики дают близкие значения.
Существующие методы оценки основываются на предположении, что в актив-
ной зоне имеется примерно 1% твэлов с мелкими дефектами (газонеплотных) [14].
Удельные активности продуктов деления, рассчитанные для состояния актив-
ной зоны реактора РБМК, характеризующегося наличием 1 % негерметичных твэ-
лов, приведены в табл. 8.5. Коэффи-
циенты распределения осколков деле-
ния в сепараторах между водой и на-
сыщенным паром принимались из экс-
периментальных данных, полученных
на АЭС с реактором В К-50 [15].
Поглощение радиационной энер-
гии. Одной из важных задач при про-
ектировании биологической защиты
было определение с требуемой точно-
стью радиационного тепловыделения,
обусловленного поглощением нейтро-
нов и у-излучения в конструкциях
активной зоны, несущих металлокон-
стр укци ях, ра спо ложенных вбл изи
графитового отражателя, а также в
значений температуры листов металлоконструкций при работе реактора зависел
выбор марки стали. Поглощение же излучения теплоносителем приводит к его
радиолизу. Кроме того, необходимо было также оценить интегральные потоки
нейтронов на металлоконструкции, которые должны работать в течение 30 лет.
Для выбора и отработки методики расчета были проведены эксперименталь-
ные исследования на Белоярской АЭС и исследовательском реакторе ИР-50. В
экспериментальных каналах реактора второго блока Белоярской АЭС были изме-
рены значения радиационного тепловыделения в образцах из графита, стали и бо-
ра. Каналы проходят горизонтально в центральной плоскости активной зоны во
взаимно перпендикулярных направлениях на стыке между блоками графитовой
кладки и используются для исследования нейтронного поля в активной зоне реак-
тора. Измерения осуществлялись с помощью радиационного термодивергатора, в
который поочередно помещались образцы исследуемых материалов. Определен-
ное в экспериментах радиационное энерговыделение сравнивалось с расчетными
значениями. Расчеты выполнялись с учетом гетерогенной структуры активной зо-
ны, распределения поля нейтронов и мощности отдельных испарительных и паро-
перегревательных каналов аналитическим методом и Монте-Карло. При расчете
Таблица 8.5
Удельная активность теплоносителя
при наличии 1% твэлоз с газонеплотными
оболочками
Радиоактив- ный нуклид	В воде МПЦ, Ки/кг	В насыщен- ном паре, Ки/кг
Кг		7-Ю-4
Хе	—	I • Ю-з
I	4-10-3	2-Ю-5.
131{	I-10-4	5-Ю-7
теплоносителе и материалах защиты. От
159
первым методом активная зона рассматривалась как набор цилиндрических ис-
точников. Анализ результатов показал, что расчет энерговыделеиия с учетом ге-
терогенности реактора дает совпадающие в пределах погрешностей значения.
Для определения минимальной толщины и выбора материала защиты, позво-
ляющей снизить радиационное тепловыделение в близлежащих к активной зоне
несущих металлоконструкциях, на исследовательском реакторе ИР-50 были
проведены измерения распределения нейтронов и мощности дозы у-излучения
по сплошной защите макета, конструкция которого описана в разд. 8.2.
В процессе проектирования защиты анализировалось влияние изменения поля
энерговыделения в реакторе на радиационное тепловыделение в отражателе и ме-
таллоконструкциях. Наряду с установившимся режимом рассматривались режи-
мы начальных загрузок активной зоны с использованием дополнительных погло-
тителей различной длины, симметрично и асимметрично расположенные относи-
тельно центра активной зоны. Применение дополнительных поглотителей укоро-
ченной длины по сравнению с высотой активной зоны приводит к некоторому уве-
личению энерговыделения в верхних и нижних металлоконструкциях вследствие
увеличения утечки излучений из активной зоны.
Апробированные методы расчета были использованы при определении радиа-
ционного энерговыделеиия в конструкциях реактора и защиты РБМК, а также при
оценках радиационной энергии, поглощенной теплоносителем, и скорости его ра-
диационного разложения. В корпусных кипящих реакторах поглощение излуче-
ния в теплоносителе обычно оценивается долей 1,6—2,2% полной мощности реак-
тора. В теплоносителе кипящих реакторов канального типа выделяется сущест-
венно меньшая часть энергии из-за относительно малой массы теплоносителя в ак-
тивной зоне. В реакторе РБМК энерговыделение в теплоносителе составляет 0,6%
полной мощности. Скорость образования кислорода при радиолизе теплоносителя
во втором блоке Белоярской АЭС составляете,3 молекулы на 100 эВ поглощенной1
энергии. Расчетный удельный выход кислорода в теплоносителе реактора РБМК
составляет 0,23 л/(мин-МВт).
Выбранная в проекте толщина стальных блоков, расположенных на поверх-
ности торцевых отражателей, позволила снизить эн ер го выделение в листах несу-
щих металлоконструкций. Ниже приведены расчетные значения интегрального по-
тока быстрых нейтронов с энергией больше 0,7 МэВ на некоторые конструкции за
время эксплуатации реактора в течение 30 лет, нейтр./см2:
Переходник сталь — цирконий....................................  1-Ю20
Кожух реактора................................................. 5-Ю'18
Нижний лист верхней металлоконструкции......................... 9-1018
Верхний лист нижней металлоконструкции......................... 8-10ls
Токи ионизационных камер. Определение токов пусковых и рабочих иониза-
ционных камер при проектировании реактора непосредственно связано с расчета*
ми потоков нейтронного излучения в местах их установки. Поскольку чувстви-
тельность ионизационных камер зависит от спектра падающих нейтронов, основ-
ная трудность расчета состоит в корректном учете влияния канала камеры, нахо-
дящихся перед ней элементов конструкций и самой камеры, вызывающих возмур
щение нейтронного потока, и, следовательно, тока камеры. Для реактора РБМК
это обстоятельство усугубляется наличием значительной неоднородности радиаль-
ного распределения потока нейтронов в направлении на камеру вследствие раз-
мещения в отражателе каналов охлаждения.
160
Значение номинального тока камер определялось путем оценки невозмущенной
плотности потока нейтронов в месте установки камер и эффектов возмущения. Для
изучения влияния различных эффектов на ток камер на исследовательском реакто-
зе"ИР'5О на макете защиты, имитировавшем материалы и геометрию конструкций
эБМК от активной зоны до каналов ионизационных камер, были проведены экс-
периментальные исследования. Исходя из результатов этих исследований, в част-
ности, было рекомендовано установить между листом бака с водой и каналом ио-
низационной камеры со стороны активной зоны алюминиевые вытеснители воды,
что привело к повышению потока нейтронов на камеры в 1,5 раза. Были проведены
также экспериментальные исследования тока ионизационных камер разных ти-
пов и измерения абсолютного значения потока тепловых нейтронов в канале иони-
зационной камеры на Белоярской АЭС. В результате выполненных исследова-
ний среднее расчетное значение тока рабочих камер на реакторе РБМК получе-
но равным 200 ± ЮО мкА. Определены также возможные отклонения тока камер
от среднего значения вследствие различных факторов: разброса чувствительности
отдельных камер по сравнению со средней ±20%; отличия потока нейтронов от
расчетного при изменении в пределах допуска толщин стальных листов кожуха
реактора и бака с водой до ±15%; изменения плотности потока нейтронов за счет
неравномерности поля нейтронов по периметру активной зоны ±20%; изменения
тока камер вследствие их эксцентричного размещения в канале в пределах ±10%.
S3. ОПИСАНИЕ КОНСТРУКЦИИ ЗАЩИТЫ
Реактор РБМК размещен в бетонной шахте квадратного сечения размером
21,6x21,6x25,5 м. Графитовые блоки, из которых собрана активная зона, распо-
лагаются в герметичной полости (реакторном пространстве), образованной ниж-
ней и верхней металлоконструкциями и цилиндрическим кожухом. Разрез по шах-
те реактора показан на рис. 8.2.
Радиационная защита стального кожуха и компенсаторов от потока быстрых
нейтронов осуществляется боковым графитовым отражателем толщиной 100 см.
Между торцевыми отражателями, имеющими толщину 50 см, и верхней и нижней
металлоконструкциями на каждой графитовой колонне устанавливаются стальные
блоки, предназначенные для снижения флюенса быстрых нейтронов на листы не-
сущих нагрузку металлоконструкций, а также для уменьшения энерговыделения
в них за счет поглощения излучений. Толщина нижних блоков 20 см; верхние бло-
ки выбраны несколько большей толщины (25 см), поскольку в процессе работы
реактора из-за неравномерного перемещения отдельных колонн графитовой клад-
ки они могут сместиться относительно друг друга по высоте. Дальнейшее увеличе-
ние толщины этих блоков было признано нецелесообразным, так как радиационное
энерговыделение в близлежащих к активной зоне листах металлоконструкций уже
при этой толщине определяется захватным у-излучением, образующимся в самих
листах металлоконструкций. При запроектированной толщине блоков темпера-
тура листов металлоконструкций определяется не радиационным теплом, а теп-
лом, переданным от стальных защитных блоков.
Свободное пространство в нижней и верхней металлоконструкциях, через ко-
торые проходят тракты каналов, заполнено серпентинитом, что позволило умень-
шить длину технологических каналов и общие габариты здания.
6 Зак. 1282
161
Над пароводяными коммуникациями размещается защитное перекрытие (пол
реакторного зала), центральная часть которого — плитный настил — представляет
собой набор блоков, опирающихся на верхние части трактов каналов (рис. 8.3).
Эти блоки изготовлены из материала ЖБСЦК объемной массой 4 т/м3. Общая
толщина защиты 82 см. Для доступа к головкам каналов во время перегрузки ТВС
настил выполнен из двух слоев. Верхние блоки расположены на каждом канале и
при перегрузке снимаются. Размеры верхних и нижних блоков выбраны так, что-
Рис. 8.2. Защита реактора PEiMK.:
/ — плитный настил (тяжелый бетон. 4 т/м*): 2^ засыпка серпентинита (1,7 т/м3):
3— обычный бетон (2,5 т/м3); 4 — песок (1,3 т/м5); 5— бак водяной защиты; 6 —
стальные защитные блоки; 7 — графитовая кладка
бы зазоры между блоками перекрывались для уменьшения прострела излучения.
Верхний настил защищает центральный зал от излучения из реактора (прямого
и прострельного), от трубопроводов с радиоактивным теплоносителем и вместе
с контейнером РЗМ обеспечивает снижение интенсивности излучений при выгруз-
ке отработавшей ТВС. Кроме этого, блоки плитного настила выполняют роль
теплоизоляции.
162
Периферийная часть верхнего перекрытия представляет собой металлические
короба высотой 70 см, которые заполнены на первом блоке Ленинградской АЭС
материалом ЖБСЦК, а на последующие рекомендован более дешевый материал—
смесь чугунной дроби (86% по массе) с серпентинитом.
В радиальном направлении за кожухом реактора располагается кольцевой бак
с водой, которая снижает потоки излучения на бетон шахты; служит тепловым
экраном; способствует охлаждению кожуха реактора; бак одновременно является
Рис, 8,3. Часть плитного настила:
съемные блоки плитного настила; Л 4. 5, f— верхние части каналов охлаждения отр а жите-
ля, температурного, технологического и СУЗ соответственно; 5 — нижний блок: " — периферийная
часть верхнего перекрытия
опорой для верхней металлоконструкции. Пространство между баком и шахтой
реактора засыпано обычным песком, что позволило сократить толщину бетона при-
мерно на 75 см. Толщины и состав материалов защиты реактора РБМК в основных
направлениях от активной зоны приведены в табл. 8.6.
Табл п ц а 8.6
Толщины, см, материалов защиты (в направлении от центра активной зоны)
	Направление				Направление		
Материал	Вверх	to	Радиаль- ное	Материал	Вверх	Вниз	Радиаль- ное
Графит (отражатель) Стал!» (защитные плиты и лист металлоконст- рукции) Засыпка серпентинита (1,7 т/м3) Вода	50 29 280	50 24 180	88 4,5  114	С та ль (метал ло коне трук - ция) Песок (1,3 т/м3) Тяжелый бетон (4 т/м3) Обычный бетон (2,2 т/мЕ)	4 82	III	3 130 200
В защите канального реактора РБМК имеются многочисленные неоднород-
ности. Верхняя и нижняя опорные металлоконструкции пронизаны направляю-
щими трубами, через которые проходят технологические каналы, каналы системы
6*
163
управления реактора и специальные каналы для датчиков температуры, детекто-
ров нейтронного потока и др. Кроме того, через металлоконструкции проходят
трубы подачи и отвода газа, парогазовой смеси, а также дренажные трубопрово-
ды. Внутренняя полость технологических каналов с ТВС в верхней части
заполнена малоэффективной по защите пароводяной смесью плотностью 0,2 г/см3,-
а в каналах специального назначения — газом.
Рис. S.4. Размещение защитных втулок
в районе верхнего отражателя:
1 — графитовые втулки: 2 — стальной защит-
ный б. л о к: 3 — графитовый отражатель
Рис, S.5. Размещение защитной пробки
в канапе:
1 — стальные втулки: 2 — стальная винтовая
пробна, 3 труба канала: 4 — засыпка сер-
пентинита
При разработке конструкции каналов проектирование велось таким образом,
чтобы ликвидировать прострел излучения по цилиндрическим и кольцевым от-
верстиям. Значительное снижение интенсивности излучения в верхнем направле-
нии по зазору между трубами каналов диаметром 88 мм и отверстиями в графито-
вых блоках отражателя и защитных блоках диаметром 114 мм достигается бла-
годаря установке в этом зазоре втулок из графита (рис.8.4). Для защиты от про-
стрела по зазору между трубой канала диаметром 95 мм и трактом с внутренним
диаметром 121 мм в верхней металлоконструкции размещаются сталы-тые втулки
высотой 700 мм (рис. 8.5). Зазор между трубой канала и трактом в районе нижней
металлоконструкции заполнен графитовыми втулками.
164
Во внутренней полости канала в районе расположения стальной втулки раз-
мещена стальная пробка диаметром 80 мм и высотой 1 м. Для прохода пароводяной
смеси пробка выполнена винтовой, эффективная толщина стали 0,5 м (см. рис. 8.5).
Защита от прострельного излучения, проходящего по каналам СУЗ в зависимости
от положения стержня, обеспечивается либо столбом воды, либо стержнем-погло-
тителем, или вытеснителем, заполненным графитом. Газовые трубопроводы, про-
Характеристика защиты обслуживаемых помещений, смежных
с боксами с технологическим оборудованием
Т а б л и ц а 8-7
Источник — оборудование	Толщина за- щиты из бе- тона плот- ностью г/см*» см	Расчетная мощность до- | зы, мР/ч	И сточи шс — оборудование	Толщина за- щиты из бе- тона плот- ностью г/см’*, см	Рас четная мощность до- зы, мР/ч
Сепараторы	пароводяной смеси: боковые степы и нижнее перекр ыгие торцевые стены верхнее перекрытие Трубопроводы между сепа- раторами и ГЦН	140 100 90 90	1,4 1,4	Помещения ГЦН стена около всасыва- ющего коллектора верхнее перекрытие стена между боксами Н иж и не в од я н ы е к о м м у i ш - к а цп п Паропроводы сепаратор — турбина Подогреватели низкого дав- ления Деаэраторы	90 80 60 50 70 60 24	0,4 0.7 Г4 1,4 0,8
ходящие через защитные конструкции, выполнены изогнутыми. В каналах с дат-
чиками контроля эиерговыделения, ионизационными камерами, в температурных
каналах размещаются защитные пробки с уступами.
Согласно проекту, стены боксов с технологическим оборудованием выполне-
ны из обычного строительного бетона (табл. 8.7) объемной массой 2,2 т/м3.
8.4. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ПРОВЕРКИ ЗАЩИТЫ
И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С РЕАКТОРОМ РБМК
Экспериментальная проверка эффективности биологической защиты и иссле-
дование радиационной обстановки в помещениях АЭС необходимы при ее пуске
и проводятся в период сдачи АЭС в эксплуатацию. Проведение таких исследова-
ний в помещениях первого блока Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина тем более
было необходимо, так как блок является крупнейшим в СССР и головным из серии
строящихся АЭС такого типа [16, 17].
Цель проводимых на Ленинградской, а впоследствии на Курской АЭС исследо-
ваний радиационной обстановки и эффективности биологической защиты заклю-
чается в проверке правильности выполненных на стадии проектирования расчетов
118] и качества монтажа защиты. Эксперименты проводились в период физического
и энергетического пусков, а также в период вывода станций на номинальную
мощность. Основная задача экспериментов, проводимых во время физического
пуска, состояла в обследовании основного источника излучений на АЭС — актив-
ной зоны реактора. Во время энергетического пуска и при постепенном повышении
165
мощности реакторов изучалась радиационная обстановка в центральном зале
реактора и других основных помещениях АЭС. Измерения проводились дозиметра-
ми нейтронов и у-мзлучения, счетчиками тепловых и быстрых нейтронов, сцинтил-
ляционными у-спектрометрам и [19]. Методики измерений предварительно были
проверены на исследовательском реакторе [20].
Исследование эффективности защиты. При полной загрузке активной зоны
реактора и тепловой мощности 800 Вт были измерены распределения плотности
потока быстрых и тепловых нейтронов, а также мощности дозы у-излучения по
высоте технологических и других каналов, проходящих через активную зону или
вблизи от нее. Для измерения были выбраны три канала в активной зоне, располо-
женных на разных расстояниях от оси, канал камеры деления (находится на пе-
риферии активной зоны) и канал телевизионной камеры, расположенный между
кожухом реактора (по существу — поверхностью отражателя) и внутренней стен-
кой кольцевого бака с водой. На Ленинградской АЭС замеры сделаны при трех
состояниях активной зоны: технологические каналы без воды, каналы залиты
водой до половины их высоты и каналы залиты водой полностью. Анализ полей
излучения показал, что перераспределение плотности потока излучения по высоте
активной зоны обусловлено влиянием воды, поскольку во всех состояниях актив-
ной зоны положения регулирующих стержней оставались практически неизмен-
ными 121].
Измерения мощности дозы нейтронов и у-излученияв центральном зале были
выполнены при номинальной мощности реактора на Ленинградской и Курской
АЭС. Мощность дозы практически не превышает регламентированного значения.
В центральном зале были измерены спектры у-излучения (однокристальным сцин-
тилляционным спектром с кристаллом стильбена 40x40 мм). Одновременно в тех
же точках была измерена мощность дозы. Цель этих исследований — во-первых,
определение спектральных характеристик полей у-излучения и вклада различных
энергетических групп у-квантов в полную мощность дозы; во-вторых, сравнение
мощности дозы у-излучения, измеренной дозиметрами, с полученной переводом
энергетического спектра у-квантов в мощность дозы и, таким образом, оценка хода
с жесткостью используемых дозиметров.
Т а б л и ц а 8.8
Мощности доз у-излучения в помещении центрального зала, мкР/с
Место номере с ня	Тип гамма-дозиметра			Вклад в полную мощность дозы, %, V-излучения при энергии, МзВ				
	Сцинтилля- 11 НОНН Ы11 50 X 50 мм	РУ1Ы	Спектро- метр	0.5 — J 10	О см 1 о	1» 1 о	о ъО 1 О со	о 1 о
Над ячейкой 37-4G	1,00	0,98	1,05	8.2	9.0	10.0	23,2	49,6
I'lciд ячейкой 37-52	0,92	0,86	1,00	6,8	8,7	9.9	27,0	48,0
На стыке, между плитным и а-	0,33	0,28	0.46	7.9	6,8	9,0	27,2	51,1
стнлом и неразборной частью, верхнего перекрытия								
V стены левого сепаратора	0,075	0,07	0.102	7.8	7,8	8.8	24,5	51.1
Над телевизионным каналом со стороны машинного зала	0,23	0.13	0,26	4.65	8,35	8,35	27,6	51,0
На балконе крановщика	0,17	0,12	0,25	5,7	7.3	7,7	22,3	57,0
166
Из приведенных в табл. 8.8 данных следует, что основной вклад в полную мощ-
ность дозы у-излучения (диапазон энергии 0,5—7,0 МэВ) вносит группа у-квантов
с энергиями 5—-7 МэВ(он составляет 50%). При работе блока основным источником
у-излучеиия в центральном зале является излучение радиоактивного теплоноси-
теля (изотоп 16N), проходящего по пароводяным коммуникациям под верхним пе-
рекрытием реактора. Из сравнения мощности дозы, определенной спектрометри-
ческим методом, с показаниями дозиметров получается, что в центральном зале
соотношение этих величин меняется от 1 до 2, причем спектрометр дает несколько
большие значения, чем дозиметры (в частности, РУП-1).
Таким образом, исследования радиационной обстановки в центральных залах
реакторов первых блоков Ленинградской и Курской АЭС показали, что значения
мощности дозы у-излучен и я и нейтронов при номинальных мощностях реакторов
не превышают проектных.
Мощности дозы у-излучения в основных помещениях
с технологическим оборудованием, мкР/с
Таблица 8.9
Помещение, оборудование	Мощность АЭС, МВт (эл.)		
	161)	400	800
Бокс ГЦН:			
v входа в бокс	—	0,1—0,3	0,25—0,4
внутри бокса	18—20				170—180
у напорного трубопровода	35	200	200
у трубопровода на всас	60	220—230	220—230
В зале электродвигателей у ГЦН	’	'		0,4—0,8
Помещение управления нижней водяной	.——	0,1—0,2	0,2—1,0
коммуникацней		(до 1,5 в од-	(до 20 в одной
		ной точке)	точке)
Помещение КЦТК	-—-	0,6		
Помещение расходомеров					—-	до 0Д5
Коридор барботеров	0.1	0,15	0,15
Помещение барботеров	0,2-0,75	0,2—6	0,2-6
Около трубопровода барботера	1.75	8.0	16,0
Помещение деаэраторов	0,12—0,25	0,2—0,3	0,2—0,3
Помещение коллекторов контура СУЗ	0,8—2			1,2-8,0
Приточные вентиляционные камеры	—	0.1	0,1
		(до 2—4,5 в от-	(до 2—4,5
		дельных	в отдельных
		точках)	точках)
Тпанспортный коридор	0,1	0.1	0,1
Коридор управления спецхнмводоочист- чС) I I	—	0.1	0,1
Бокс ионообменных фильтров		—	0,6—2.0
Бокс намывных фильтров	’	—	'——	0,2—10
Грубно-вентильный коридор	—	—	0.3—2.5
ьокс подогревателей низкого давления	—	0,5— 12	0,6—20
Помещения конденсаторов турбины	0,1 —1,0	2,5—10	2,5- 15
Площадка питательных насосов		0.1	0.1
Около бака аварийных питательных насо-		’	 	1.5
и 1 , Лаборатория КИП		0,1	0,1
Лаборатория РБ	—	0,1	о,1
167
Радиационная обстановка в боксах с технологическим оборудованием. В це-
лях выяснения общей картины радиационной обстановки по первому блоку Ле-
нинградской АЭС были измерены значения мощности дозы у-излучения в боксах,
у основного оборудования технологического контура, а также в некоторых рабочих
помещениях. Основные результаты измерений при уровнях электрической мощнос-
ти станции 160, 400 и 800 МВт, полученные по данным замеров в 300 контрольных
точках, приведены в табл. 8.9. Видно, что уровень радиации в обслуживаемых и
частично обслуживаемых помещениях, как правило, не превышает предельно до-
пустимых значений для помещений соответствующей категории.
Радиационная обстановка на площадках турбогенераторов. Максимальные
значения мощности дозы, как и следовало ожидать, наблюдаются у трубопроводов
острого пара. На рабочем месте турбиниста мощность дозы у-излучения не превы-
шает 0,2 мкР/с. Основным источником у-излучения, как показали спектральные
измерения, является излучение изотопа 16N с = 6,13 МэВ. Спектры у-излуче-
ния на площадках турбогенераторов более жесткие, чем в центральном зале, в ре-
зультате чего вклад у-квантов с энергией 5—7 МэВ в полную мощность дозы у-из-
лучения достигает 65%. Измерения, проведенные на первой стадии эксплуатации
Ленинградской и Курской АЭС, показали, что спроектированная и построенная
на АЭС защита обеспечивает снижение мощностей доз нейтронов и у-излучения до
уровней, соответствующих требованиям санитарных норм.
Так как на АЭС с реактором РБМК водно-химический режим теплоносителя
нейтральный, унос долгоживущих радиоактивных нуклидов с паром невелик
[22] (табл. 8.10) ив среднем составляет 0,5%, поэтому удельная активность пара не
превышает ИМ — ПС10 Ки/кг. Столь низкие значения активности пара не приво-
дят к существенным радиоактивным загрязнениям поверхностей оборудования
конденсато-питательного тракта и турбины, не вызывают трудностей при прове-
дении ремонтов и профилактических осмотров.
Таблица 8.10
Коэффициенты распределения радионуклидов между насыщенным паром
и реакторной водой
АЭС	51Сг	ЧМп	сеСо	sTe	мСо
Ленинградская Белоярская:	3,3-10-3	4,1-10'-з	3,3 -10~3	6,6-1 О'-3	5-10-3
Первый блок	—	(4—7) -10-2			—“	5-10-'
Второй блок	-—-	4,5-10“2	'—-		о' К) --
Результаты наблюдений за активностью теплоносителя и отложений корро-
зионного происхождения удовлетворительно согласуются с данными расчета по
довольно простой математической модели [23]. Исследования, проведенные на дей-
ствующих АЭС с реактором РБМК, показали, что предложенные в проекте и ре-
ализованные при сооружении АЭС меры обеспечения радиационной безопасности
позволяют эксплуатировать АЭС в соответствии с требованиями действующих в
Советском Союзе санитарных норм и правил.
168
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1.	Атомной энергетике XX лет. М., Атомиздат, 1974.
2.	Марчук Г. И., Кочергин В. Н., Невиница А. И. Критические параметры гомогенных
размножающихся систем. М., Атомиздат, 1965.
3.	Веселкин А. П., Нетеча М. Е., Шах О. Я. Пятигрулповой метод расчета пространствен-
ного распределения нейтронов в биологической защите. — В сб.: Вопросы дозиметрии
и защиты от излучения, 1966, выл. 5, с. 106.
4.	Гоготова Л. Ф., Никитин А. Б. Использование метода Коробова при расчете защиты от
излучений.— В со.: Вопросы физики защиты реакторов. Под ред. Ю. А. Егорова и др.
М., Атомиздат, вып. 6, 1974, с. 10.
5.	Прохождение излучений через неоднородности в защите/' Золотухин В. Г., Климанов В. А.,
Лейпунский О. И. и др. М., Атомиздат, 1968.
6.	Защита ядерных реакторов. Пер. с англ./ Под ред. С. Г. Цыпина. М.т Изд-во иностр,
лит., 1958.
7.	Защита от излучения протяженных источников/ Гусев Н. Г., Ковалев Е. Е., Осанов Д. П.
и др. М., Госатомиздат, 1961.
8.	Активность теплоносителя и радиоактивные отложения на поверхностях оборудования
БАЭС им. И. В. Курчатова / Веселкин А. П., Егоров Ю. А., Лютов М. А. и др. — До-
клад на симпозиуме СЭВ «Проблемы защиты от проникающих излучений реакторных
установок», Мелекесс, 1969.
9.	Активность контура теплоносителя кипящего реактора ВК-50/ Кобзарь И. Г., Красно-
яров Н. В., Рождественская Л. Н. и др. — Доклад на симпозиуме СЭВ «Проблемы за-
щиты от проникающих излучений реакторных установок», Мелекесс, 1969.
10.	Аспекты радиационной безопасности при проектировании и эксплуатации канальных
энергетических реакторов/ Веселкин А. П., Бескрестнов Н. В., Ха идами ров Ю. Э. и др. —
Атомная энергия, 1971, т. 30, № 2. с. 144.
11.	Методы расчета накопления радиоактивных продуктов коррозии в технологических кон-
турах водоохлаждаемых реакторов/ Веселкин А. П., Гурьева Н. А., Никитин А. В., Шах
О. Я- — Доклад на симпозиуме СЭВ «Проблемы защиты от проникающих излучений
реакторных установок», Мелекесс, 1969.
12.	Ластман Б. Радиационные явления в двуокиси урана. Пер. с англ./М., Атомиздат, 1964.
13.	Лузанова Л. М., Пологих Б. Г. Методика расчета осколочной активности воды в первом
контуре водо-водяного энергетического реактора. — Препринт ИАЭ-1968, М., 1970.
14.	Коэн П. Технология воды энергетических реакторов. Пер. с англ. М., Атомиздат, 1973.
15.	Радиоактивность теплоносителя кипящего реактора ВК.-50/Мартынова О. И.. Назаров А. И.
Чечеткин Ю. В. и др. — Атомная энергия, 1967, т. 23, № 4, с. 305.
16.	Ленинградская АЭС и перспективы канальных кипящих реакторов/ Петр ось я нц А. М.г
Александров А. П., Доллежаль Н. А. и др. — Атомная энергия, 1971, т. 31, № 4, с. 333.
17.	Физический и энергетический пуск первого блока Ленинградской АЭС им. В. И. Ле-
нина/ Александров А. П., Булкин Ю. М., Дмитриев И. Д. и др. — Атомная энергия,
1974, т. 37, № 2, с. 99.
18.	Веселкин А. П., Полушкина Н. К., Хаидамиров Ю. А. Биологическая защита реактора
РБМК. — В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 1. Под ред. Ю. А. Его-
рова и др. М., Атомиздат, 1975, с. 177.
19.	Экспериментальные исследования полей нейтронов и у-излучения/ Аваев В. Н., Ва-
сильев Г. А., Веселкин А. П. и др. Под ред. Ю. А. Егорова и др. М., Атомиздат, 1974.
20.	Изучение вопросов защиты на водо-водяном исследовательском реакторе/ Болдырев Г. Н.,
Веселкин А. ГЕ, Егоров Ю. А. и др. — В кн.: Вопросы физики защиты реакторов. Вып. 5.
Под ред. Д. Л. Бродера и др. М., Атомиздат, 1972, с. 235.
21.	Некоторые результаты экспериментальной проверки защиты реактора РБМК/Бада-
ев В. В., Глущенко А. И., Егоров Ю. А. и др. — В кн.: Радиационная безопасность и за-
щита АЭС. Вып. 1. Под ред. Ю. А. Егорова и др. М., Атомиздат, 1975, с. 182.
22.	Активность продуктов коррозии и примесей в теплоносителе 1 блока Ленинградской АЭС
им. В. И. Ленина/ Егоров Ю. А., Еперин А. П., Коротков В. Т. и др. — Доклад на сим-
позиуме СЭВ «Водные режимы, водоподготовка и проблемы контроля герметичности обо-
лочек твэлов на АЭС». Нойбранденбург, 1976.
23.	К вопросу о расчете активности продуктов коррозии в технологических контурах АЭС
/ Егоров IO. А., Носков А. А., Скляров В. П. и др. — В кн.: Радиационная безопасность
и защита А ЭС. Вып. 3. Под ред. 10. А. Егорова и др. М., Атомиздат, 1977, с. 17.
ГЛАВА 9
ИССЛЕДОВАНИЕ ВОПРОСОВ БЕЗОПАСНОСТИ
9.1.	ОЦЕНКА ТЕПЛОТЕХНИЧЕСКОЙ НАДЕЖНОСТИ РЕАКТОРА
Под теплотехнической надежностью реактора РБМК понимается его свойство
сохранять в номинальном режиме (режиме 100%-ной мощности) нормальный теп-
лоотвод от ТВС в условиях случайных отклонений параметров реактора в преде-
лах допусков, связанных с технологическими погрешностями изготовления и точ-
ностью поддержания эксплуатационных режимов. В качестве количественных ха-
рактеристик теплотехнической надежности рассматривались вероятностно-ста-
тистические показатели как наиболее достоверные, учитывающие случайную при-
роду факторов, определяющих эту надежность. Методика оценки таких показате-
лей базируется на понятии определяющей функции активной зоны. Для реактора
РБМК в качестве функции, определяющей теплотехническую надежность активной
зоны, был выбран абсолютный запас до критической (предельной) мощности тех-
нологического канала, при которой в нем возникает режим кризиса теплоотдачи
- AZKP —АД,	(9.1)
где Nk — тепловая мощность /е-го канала; ЛД;р — критическая (предельная) мощ-
ность канала.
Рассмотрение именно абсолютного, а не относительного коэффициента запаса
тр =-	часто используемого в подобного рода исследованиях, объясняется
следующими причинами. Для достоверной оценки уровня теплотехнической надеж-
ности необходимо точно знать плотность распределения вероятностей ср (Д) слу-
чайной величины запаса %, обусловленной случайными отклонениями фактичес-
ких значений параметров канала от номинальных значений и эмпирическими по-
грешностями определения величины ЛД:Р. Достаточно строго можно показать, ис-
пользуя центральную предельную теорему Ляпунова, что величины ЛДР и .Vл
имеют нормальный закон распределения в силу того, что их рассеяние вызывает-
ся многими случайными факторами, среди которых трудно выделить доминирую-
щие. В таких условиях закон распределения ср (Д), очевидно, также будет нор-
мальным как композиция двух нормальных законов
где оу— среднее квадратическое отклонение запаса %;	—номинальное зна-
чение Д (запас в условиях отсутствия случайных отклонений от номинала у пара-
метров канала и эмпирической погрешности у величины АД.Р).
170
В свою очередь, можно достоверно утверждать, что относительный запас до
предельной мощности канала тр{ = ЛГкр/Л% будет распределен по закону ф (т|а),
отличному от нормального, так как является частным от деления двух нормально
распределенных случайных величин. В работе [1] показано, что законы ср (jh) и
(.qj отличаются друг от друга особенно существенно в области, где ветви распре-
делений приближаются к оси абсцисс. Пренебрежение этим отличием, обычно до-
пускаемое в расчетах, может привести к завышению в несколько раз расчетной
вероятности возникновения в канале режима кризиса теплоотдачи по сравнению
с фактическим уровнем вероятности. Использование же истинного закона ф (r|fi),
достаточно сложного, нерационально, так как значительно усложняет расчет и
принципиально не позволяет получить аналитические зависимости для показа-
телей теплотехнической надежности, знание которых повышает точность и опера-
тивность исследований.
Итак, условие нормальной (бескризисной) работы отдельного канала реактора
РБМК записывается в виде
А = Л^вР - Nk > 0.
Условие возникновения в канале режима кризиса теплоотдачи будет
fk =	'С Cl-
Обозначим bk = Вер {Д.р > 0} — вероятность, что в k-м канале отсутствует
кризисный режим. Используя зависимость (9.2), находим
оо
bft=f<P(A)^A =0,54- Ф (/«/<уЛ),	(9.3)
где	’
И
Ф («) =—— i exp f	j dt —
2я _ J	\	2 /
0
(9-4)
табулированная функция Лапласа. Тогда вероятность того, что все каналы k-й
группы общим числом л.Л, имеющие идентичные геометрические и режимные пара-
метры, что и канал с номером k, одновременно работают нормально: ПА = Ь'^--
Отсюда вероятность того, что все каналы активной зоны реактора РБМК работают
в бескризисном режиме, будет равна произведению вероятностей Пй:
т
1
(9.5)
где т — общее число групп однотипных каналов активной зоны, работающих в
идентичных условиях.
Из зависимостей (9.3) и (9.5) получаем аналитическое выражение для основно-
го показателя теплотехнической надежности активной зоны реактора РБМК —
вероятности того, что ни водном канале не возникнет кризис теплоотдачи в момент
выхода реактора на 100%-ную мощность:
т '	i \ ' nh
Я=П 0.5+ Ф —		(9.6)
171
Если величины biZ достаточно близки к единице, выражения (9 5) и (9.6) можно уп-
ростить:
т	//г	пг	т
R= П »? = П [1-(1nn-M’-M-l- S'Ml-y. (9.7)
А = 1	А — 1	А -= 1	/г = |
Последнее приближение справедливо, когда
max [/?.,. (1 —М <0,1.
(ПО k)
Предпоследнее в цепочке равенств (9.7) выражение для R справедливо при
пь — 1
0~А)
max 
(ио k) _
<0,1.
Из выражения (9.6) видно, что для определения R необходимо знать номиналь-
ное значение и дисперсию определяющей функции /), для каждого канала
реактора. Эти величины для всех k = 1, ..., т вычисляются по результатам тепло-
гидравлического расчета реактора. Остановимся коротко на методике расчета оу.
Величину Л\,р можно считать зависимой практически только от расхода через ка-
нал gk; давления на входе в канал рк; температуры на входе в канал Д; площади
проходного сечения канала Fh и абсолютной погрешности 6 формулы для AfKP. Та-
ким образом flt = flt (6, Nk, gk) ph, t/., Fk\ Разложим эту функцию в ряд Тейлора
в окрестности точки (/*)[2, 3]. Отбросив члены второго и более порядков и учиты-
вая, что	= 1 и dfh/dN\ 1, получим
fk = % -г Аб — A<f (dN^dg^gb < (dN^/dp^ Aph <
+ (dNKp'dth)HMk — (dNKP/dFk)niXFk	(9.8)
(индекс «н» означает, что производные берутся в номинальной точке).
Применяя к правой части выражения (9.8) правило нахождения дисперсии
линейной функции, получаем
Здесь erg, оЛ , <ур Of ,	— средние квадратические отклонения для соот-
ветствующих параметров. Они могут быть выражены через максимальные относи-
тельные погрешности ех параметров следующим образом:
сщ = Л'йеж/ух,	( 9.10)
где Уд.—- коэффициент, характеризующий закон распределения случайных откло-
нений. Для нормального закона распределения случайных отклонений параметра
х от номинального значения, что имеет место в нашем случае, можно положить
уЛ. = 3. Тогда из выражений (9.9) и (9.10) получаем
172
По изложенной методике оценки теплотехнической надежности были состав-
лены алгоритм и программа расчета показателей % (9.3) и 7? (9.6) для реактора
РБМК [4]. При расчете показателей теплотехнической надежности предполага-
лось, что:
номинальный расход теплоносителя через реактор и распределение расходов
теплоносителя по каналам активной зоны обеспечиваются в соответствии с реко-
мендациями, полученными в результате теплогидравлического расчета реактора
в стационарном режиме работы на 100%-ной мощности;
приблизительно 10% каналов зоны плато тепловыделения по радиусу реактора
имеют 10%-ный перекос мощности:
параметры реактора поддерживаются и контролируются штатной системой
контрольно-измерительных приборов и автоматики, имеющей погрешности, лежа-
щие в пределах допусков, установленных в соответствующих технических усло-
виях.
Значения максимальных относительных отклонений для перечисленных выше
параметров принимались равными:
£Лг, = 0,15 (максимальная погрешность формулы для Л%р);
e.v	(максимальная погрешность определения тепловой мощности ка-
нала);
= 0,03 (максимальная погрешность измерения расхода теплоносителя
через канал);
= 0,03 (максимальная погрешность поддержания давления теплоносителя
на входе в канал была принята равной погрешности поддержания дав-
ления на выходе);
= 0,03 (максимальная погрешность измерения температуры теплоноси-
теля на входе в канал);
= 0,05 (максимальное отклонение от номинала площади проходного се-
чения канала, связанное с наличием допусков на внутренний диаметр
технологической трубы канала и наружные диаметры ТВС).
Количественное исследование теплотехнической надежности реактора РБМК
по изложенной методике проводилось для различных вариантов предваритель-
ного дросселирования каналов активной зоны и подрегулировок расхода тепло-
носителя через каналы. В результате были определены показатели теплотехничес-
кой надежности blt [см. формулу (9.3)1 каждого канала из т = 42 групп, идентич-
ных по условиям работы каналов реактора, и надежность активной зоны реактора
РБЛН\ в целом. Оценка теплотехнической надежности активной зоны в случае от-
сутствия подрегулировок расходов теплоносителя через каналы в течение кампа-
нии показала, что без предварительного дросселирования каналов зоны плато
тепловыделения показатель теплотехнической надежности реактора составляет
7?	0,2987. Введение предварительного дросселирования позволяет без подрегу-
лировок расходов увеличить теплотехническую надежность активной зоны до
Р - 0,4493.
На рис. 9.1 представлена зависимость показателя теплотехнической надеж-
ности реактора R от числа подрегулировок расхода S. Как видно из графика, при
введении подрегулировок теплотехническая надежность реактора возрастает сна-
чала существенно, затем (при увеличении числа регулировок более двух) менее
173
заметно. Показатель теплотехнической надежности единичного наиболее тепло-
напряженного канала (с повышенной мощностью из-за перекоса поля тепловыде-
ления) в этом случае составляет 0,9995, а показатель теплотехнической надежности
активной зоны в целом — 0,9936. Итак, проведенньк
расчеты по анализу теплотехнической надежности ре
актора РБМК показали, что при двух подрегулиров-
ках расходов и при номинальной мощности реакторг
теплотехническая надежность активной зоны вполн«
достаточна (R = 0,9936).
В заключение следует
репного нормирования и
уровня теплотехнической
серийного реактора РБМК, а также для обеспечения
возможности форсирования его мощности, значение
указанного уровня должно быть тщательно обоснова-
но анализом опыта эксплуатации головных реакторов
этого типа, а также подобных реакторов, включая
АМБ, SGHWR, CANDU и др. Упомянутый анализ
должен позволить достаточно достоверно оценить по-
следствия отказов ТВС из-за возникновения кризиса
теплоотдачи с позиций безопасности и экономики, оп-
ределить количественную связь между показателем 7?
и повреждаемостью ТВС и в итоге установить оп-
тимальный для эксплуатации уровень показателя теплотехнической надеж-
ности реактора по экономическому критерию при одновременном удовлетворе-
нии требованиям радиационной безопасности.
Рис. 9.1. Зависимость пока-
зателя теплотехнической на-
дежности от числа подрегу-
лировок расхода теплоноси-
теля
подчеркнуть, что для уве-
оптимизации допустнмогс
надежности активной зоиь
9.2.	ИССЛЕДОВАНИЕ АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ
Наиболее тяжелые аварийные ситуации на АЭС могут возникнуть при разгер-
метизации трубопроводов контура охлаждения реактора. На этот случай должны
быть предусмотрены технические средства, не допускающие значительной разгер-
метизации твэлов и выброса продуктов деления в помещения и тем более за пре-
делы здания АЭС.
При разработке технических средств обеспечения безопасности АЭС возмож-
ны два подхода к решению задачи. Первый основан на вероятностном анализе
статистических данных, т. е. критерий опасности той или иной аварии определяет-
ся как произведение вероятности разрыва на показатель опасности ее последст-
вий. Другой можно назвать предельным: рассматривается так называемая «про-
ектная» авария, предполагающая внезапный полный разрыв трубопровода мак-
симального диаметра. Анализ статистических данных свидетельствует о том, что
наиболее вероятны частичные повреждения трубопроводов (трещины, свищи и т.п.),,
однако можно рассматривать полные разрывы, хотя вероятность их ничтожно:
мала.
Ситуация осложняется тем, что не все трубы на АЭС могут быть оснащены нераз.-.
рушающими средствами контроля за состоянием металла. И даже если эти труд--
ности удается преодолеть, в процессе эксплуатации АЭС эти узлы остаются труд-
нодоступными для осмотра или замены вышедших из строя датчиков. Поэтому, хотя,
J74
вероятность разрыва трубопровода достаточно мала, учитывая опасный характер
последствий полного разрыва трубопроводов первого контура, специалисты раз-
личных стран пришли к мнению: вероятностный метод нормирования безопасности
более экономичен, однако применение его до накопления достаточного количества
статистических данных и выработки критериев количественной оценки опасности
последствий аварий преждевременно. В настоящее время средства обеспечения
безопасности рассчитываются на внезапный полный разрыв трубопровода контура
охлаждения реактора максимального диаметра. Безусловно, предусмотренные
средства должны обеспечивать безопасность и при разрывах любых трубопроводов
меньшего диаметра.
Повышение требований к безопасности АЭС в последние годы нашло отраже-
ние и в проектах АЭС с реактором РБМК.
Методическое решение задачи. Первоначальной задачей при исследовании
безопасности АЭС является определение утечек теплоносителя при разгерметиза-
ции контура. Хотя изучению процесса критического истечения двухфазных смесей
п недогретой до кипения жидкости в условиях больших перепадов давлений через
различные дроссельные устройства посвящено большое количество работ, однако
использование их для инженерных расчетов применительно к реактору РБМК в
силу ряда причин оказалось затруднительным. Поэтому для определения утечек
были разработаны специальные методики, суть которых сводилась к решению
системы дифференциальных уравнений сохранения массы, импульса и энергии,
описывающих двухфазный поток. В основу методик были положены различные
модели потока — равновесная, метастабильная, с «замороженными» фазами. Кри-
терием применимости методик явилось удовлетворительное совпадение расчета
с экспериментом. Геометрические характеристики насадок и область начальных
параметров потока, для которых возможно использование тон или иной методики,
определены также путем обсчета экспериментальных данных, полученных различ-
ными исследователями и на специально созданном стенде:
методика расчета истечения с учетом необратимых потерь, основанная на рав-
новесной модели, применима для расчетов утечек из длинных (lid 10) трубопро-
водов в области малых недогревов (до 5—6° С) и положительных паросодержамий
при начальном давлении выше 15—20 кгс/см2 ( — 1,5 — 2,0 МПа);
методика, основанная на метаетабильной модели потока, применима для рас-
четов утечек кипящей воды из коротких (lid > 2) насадок и утечек значительно
недогретой воды (40—50° С) из длинных трубопроводов при начальном давлении
до 140 кгс/см2 (—14 МПа);
методика, основанная на модели потока с «замороженными» фазами, применима
для расчета утечек из очень коротких (lid <Z 2) насадок и диафрагм в области па-
росодержаний от 2 до 100% при начальном давлении до 80 кгс/см- (—8 МПа). Для
паросодержаний от 0 до 2% рекомендуется использовать опытные данные, полу-
ченные во Всесоюзном теплотехническом институте им. Ф. Э. Дзержинского.
При исследовании аварийных ситуаций установки РБМК рассматривались два
типа аварий: течи через неплотности и разрывы трубопроводов малого диаметра,
приводящие к изменению режима охлаждения только одной тепловыделяющей
кассеты, и разрывы труб большого диаметра, которые приводят к изменению ус-
ловий охлаждения значительного числа кассет и, следовательно, к изменению
общестанционных параметров.
175
носителя, а также возможности эрозионного повреж-
дения кладки, реактор должен быть остановлен для
ликвидации течи по сигналам повышения влажности
и температуры в системе КЦТК, появления дренажа
из реакторного пространства или конденсатора газо-
вого контура и т. и.
Разрыв одной из опускных труб внутренним диа-
метром 300 мм относится к числу наиболее характе-
аналогичные последствия возникают при разрыве лю-
Хотя такое разделение и условно, оно позволяет выделять аварии, в результа-
те которых нарушается режим охлаждения большой группы каналов, и для его
анализа требуется знание динамики процесса.
Аварийные ситуации при разрывах труб диаметром до 300 мм. Циркуляцион-
ный контур реактора РБА1К выполнен из трубопроводов, диаметр которых укла-
дывается в два диапазона: 50—-300 и 750—900 мм. Разрывы подводящего теплоно-
ситель к технологическому каналу трубопровода внутренним диаметром 50 мм,
трубы технологического канала внутренним диаметром 80 мм и отводящего трубо-
провода внутренним диаметром 70 мм не вызывают изменения общестанционных
параметров и приводят к изменению режима охлажде-
ния кассеты лишь аварийного канала. При разрывах
подводящей трубы и корпуса канала кассета полно-
стью или частично охлаждается кипящей водой из се-
паратора в режиме опрокинутой циркуляции. Ниж-
няя часть кассеты (или вся кассета при разрыве от-
водящей трубы) охлаждается потоком теплоносителя
из коллектора. Минимальный расход составляет около
25_т/ч_и близок к номинальному. Поэтому опасность
пережога твэлов в этих авариях отсутствует. Однако
ДаД П । ввиду выброса большого количества активного тепло-
fl 50 zsc
Рис. 9.2. Спад плотности по-
тока нейтронов (1) и тепло-
вой мощности (2) реактора
в режиме срабатывания
АЗ-5
риых аварий, поскольку
бого трубопровода со стороны всаса ГЦН при течи до 6 т/с. В результате анали-
за аварии были выбраны и реализованы в схеме управления установкой сигналы
срабатывания аварийной защиты реактора:
первым наименее инерционным сигналом является повышение избыточного
давления в помещениях, примыкающих непосредственно к реактору, до
500 кгс/м2;
вторым сигналом выбрано снижение уровня в любом сепараторе на 700 мм от
номинального.
Изменение плотности потока нейтронов и тепловой мощности реактора в режи-
ме срабатывания аварийной защиты максимальной эффективности с момента на-
чала введения поглощающих стержней в активную зону представлено на рис. 9.2.
В расчетах учтено не только тепло, выделяемое в твэлах при ядерных реакциях,
но и тепло, аккумулированное в графитовой кладке и металлоконструкциях реак-
тора.
Динамические расчеты показали, что срыв ГЦН из-за кавитации происходит не
ранее чем через 25—30 с вследствие падения давления в сепараторах, когда теп-
ловая мощность реактора падает до 50% номинальной. Для охлаждения аварий-
ной половины реактора к моменту срыва ГЦН необходимо обеспечить подачу воды
от системы аварийного охлаждения (САОР).
Отрыв группового коллектора внутренним диаметром 300 мм от напорного кол-
лектора внутренним диаметром 900 м — вторая наиболее характерная авария.
Хотя срыв ГЦН происходит также через 25—30 с, охлаждение каналов аварийной
половины реактора существенно ухудшается из-за наличия утечки —6 т/с на напо-
ре насосбв. В каналах коллектора, в которых возникает авария, происходит оп-
рокидывание циркуляции, и после опорожнения сепараторов они переходят в ре-
жим охлаждения паром. Для разработки средств обеспечения безопасности потре-
бовалось проведение следующих расчетно-экспериментальных исследований:
1)	определение распределений давления по длине напорного коллектора и
расходов по всем остальным групповым коллекторам;
2)	разработка эффективных средств ограничения течи;
3)	определение возможностей охлаждения каналов паром.
В результате исследований для обеспечения безопасности при разрывах труб
диаметром до 300 мм, включая отрыв группового коллектора, на входе в каждый
коллектор введены ограничительные вставки и обратные клапаны и разработана
система САОР (см. рис. 4.6). Она состоит из основной подсистемы и подсистемы дли-
тельного расхолаживания. Первая имеет гидроаккумулирующий узел и исполь-
зует штатные питательные насосы, а вторая использует насосы и баки аварийной
подпитки. Охлаждающая вода подается в каждый групповой коллектор по трубо-
проводу с обратным клапаном и ограничительной вставкой, снижающей непроиз-
водительный выброс воды САОР при отрыве коллектора за обратным клапаном.
Основная подсистема предназначена для охлаждения технологических каналов
неаварийных коллекторов с момента срыва ГЦН до включения аварийных пита-
тельных насосов. Быстродействующий клапан открывается на аварийной полови-
не контура при совпадении сигналов повышения давления в помещениях и сни-
жения уровня в сепараторах. Требуемое быстродействие клапанов определяется
аварийной ситуацией при разрыве опускной трубы и составляет около 15 с. Ох-
лаждение каналов любого группового коллектора при его разрыве до обратного
клапана осуществляется водой, которая по аварийной перемычке перетекает из
напорного коллектора ГЦН в результате падения давления в групповом без пере-
рыва. Основная подсистема должна обеспечить охлаждение реактора с расходом
около 2500 т/ч в течение первых 2 мин, по истечении которых дальнейшее расхола-
живание реактора производится включенными аварийными питательными насо-
сами. т. е. подсистемой длительного расхолаживания. Через 2 мин насосы должны
обеспечить расход в аварийную половину реактора около 500 т/ч, в неаварийную—
2(.ю т/ч. Через час расход в каждую половину может быть снижен до 100 т/ч.
В табл. 9.1 приведены значения параметров, иллюстрирующие эффективность
ограничительных вставок. Видно, что их применение за счет сокращения утечки
позволило увеличить расход в неаварийные групповые коллекторы до 80% номи-
нального, располагаемое время работы ГЦН с 25 до 130 с, когда остаточная мощ-
ность снижается до 6% номинальной. На основании анализа аварийной ситуации
при отрыве группового коллектора можно выделить следующие^этапы:
аварийная защита реактора срабатывает по сигналу повышения давления в
помещениях в первую секунду;
одновременно открывается обратный клапан на аварийной перемычке, и вода
подается в аварийный коллектор, где произошло резкое падение’давления до дав-
ления в сепараторах;
‘ Зак, 1282
177
Таблица 9Л
Параметры охлаждения реактора при аварийном разрыве группового коллектора
Параметр	Б номинальном режиме	При отрыве группового коллектора	
		без ограничитель- ных вставок	с ограничитель- ными вставками
Расход воды через I ГЦН, т/ч	6250	9010	7500
Расход через аварийную половину реак- тора, т/ч	18 750	8330	15 300
Расход теплоносителя в каждый группо- вой коллектор, т/ч	855	395	730
Скорость утечки теплоносителя через ава- рийный коллектор, т/ч			18 700	7200
Давление в напорном коллекторе, кгс/см2	85	73	79
Располагаемое время работы ГЦН до по- иадаштя в режим кавитацшц с	-	25	130
Остаточная мощность реактора в момент срыва ГЦН, % АДом		50	6
через 35 с после снижения уровня в сепараторах за 15 с открывается быстро-
действующий клапан основной подсистемы, которая включится в работу, и после
срыва ГЦН на —-130-й секунде подаст требуемый расход во все групповые коллек-
торы аварийной половины реактора;
через 2 мин охлаждение реактора производится с помощью аварийных пита-,
тельных насосов.	
Аварийная ситуация при отрыве группового коллектора за обратным клапанов
отличается только режимом охлаждения примерно 40 каналов, где возникает опро-
кидывание циркуляции. Через 40 с каналы переходят в режим парового охлажде-
ния. К этому моменту остаточная мощность реактора составляет ОЛЛ'ц^, давле-
ние в сепараторах 58 кгс/см2 (—5,8 МПа), температура оболочек твэлов 330—
400° С (в зависимости от степени прикрытия запорно-регулирующих клапанов]
и в дальнейшем будет снижаться. Однако переходу каналов в режим парового ох-
лаждения предшествует процесс выброса остатков пароводяной смеси из каналов
и замещения ее паром. Вследствие этого оболочки твэлов кратковременно нагре-
ваются до температуры —700° С и могут частично потерять герметичность. Поэто-
му такая аварийная ситуация по своим радиационным последствиям наиболее опас4
на.	1
Аварийные ситуации при разрыве трубопроводов максимального диаметра!
Внезапный полный разрыв трубопровода внутренним диаметром 900 мм чрезвычай4
но маловероятен. Однако в соответствии с требованиями общих положений безо!
пасности, согласующимися с принятыми в мире положениями для АЭС, для вто4
рых очередей всех АЭС с реактором РБМК в проекте предусмотрены технические!
средства обеспечения безопасности при гипотетическом разрыве трубы максималь-j
пого диаметра 900 мм. Наиболее опасен по своим последствиям разрыв напорного!
коллектора. На рис. 9.3 в качестве примера показано изменение давления в кон4
туре при мгновенном поперечном разрыве напорного коллектора.
В момент разрыва расход утечки составит —46 т/с, что вызовет резкое паденй
давления в напорном коллекторе. Закроются обратные клапаны на входе в груп-

пе
новые коллекторы, и во всех каналах аварийной половины прекратится циркуля-
ция теплоносителя. Каналы попадают в режим, аналогичный режиму охлаждения
40 каналов при отрыве группового коллектора до обратного клапана. Охлажде-
ние аварийной половины обеспечивается основной подсистемой САОР через быст-
родействующие клапаны с временем полного открытия не более 15 с. При этом уве-
личивается расход охлаждающей воды до 4000 т/ч, что соответствует запасу воды
в баллонах САОР 120 м3. Основная подсистема включается в работу при совпадении
сигналов повышения давления в помещении и снижения уровня в сепараторах че-
оез 2—2,5 с от момента разрыва. В качестве дублирующего сигнала используется
сигнал падения перепада давлении меж-
ду напорным коллектором и сепарато-
ром примерно 4 кгс/см2.
При такой автоматике включения
обеспечивается своевременная подача
воды в аварийную половину и при ча-
стичном разрыве напорного коллектора,
когда расход возникающей течи соизме-
рим с производительностью ГЦН и со-
ставляет 5—6 т/с. В этом случае сразу
прекращается подача воды в каналы от
ГЦН, а сигнал аварийного снижения
уровня, необходимый для включения
основной подсистемы САОР, вырабаты-
вается только через 10 с. Сигнал же
снижения перепада давлений вырабаты-
вается примерно через 1 с после разры-
Ряс. 9.3. Изменение давления в сепарато-
рах (/) и в напорном коллекторе (2) при
разрыве напорного коллектора диаметром
900 мм
ва. На неаварийной половине вследствие падения давления на 15-й секунде в ГЦН
наступает кавитация, охлаждение каналов осуществляется выбегающими ГЦН с
последующим переходом в режим естественной циркуляции. Через 2 мин вклю-
чаются в работу подсистемы длительного расхолаживания.
При разрыве любого трубопровода меньшего диаметра данная САОР обеспе-
чивает менее напряженный режим охлаждения. Исключение составляет режим ох-
лаждения 40 каналов аварийного группового коллектора при его разрыве после
обратного клапана. Увеличение быстродействия и производительности САОР не
повлияло на условия охлаждения этих каналов. Поэтому авария при отрыве груп-
пового коллектора за обратным клапаном, связанная с переходом технологических
каналов в режим парового охлаждения, остается наиболее потенциально опасной
по возможному нарушению герметичности твэлов. На АЭС с реактором РБМК
в целях снижения вероятности повреждения твэлов в аварийной ситуации, свя-
занной с отрывом группового коллектора, дополнительно предусмотрены следую-
щие средства:
все групповые коллекторы имеют в месте приварки к напорному и у свободно-
ного конца ограничители радиальных перемещений, которые исключают смещение
коллектора относительно продольной оси;
У торцов групповых коллекторов предусмотрены упоры, исключающие осевое
смещение коллектора под действием реактивных сил и раскрытие щели в месте
разрыва;
7*
I 79
сварной шов в месте приварки группового коллектора к напорному защищен
изнутри от воздействия термокачек стенкой ограничительной вставки, которая
играет роль теплового экрана.
Трубопроводы большого диаметра и оборудование циркуляционного контура
реактора РБМК размещаются в прочном боксе, рассчитанном на избыточное давле-
ние, которое в нем может возникнуть при разрыве самого крупного трубопровода
(4—5 кгс/см2).
9.3.	ИССЛЕДОВАНИЕ АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИИ
ПРИ ОСТАНОВКЕ ГЛАВНЫХ ЦИРКУЛЯЦИОННЫХ НАСОСОВ
В аварийных ситуациях, связанных с выходом из строя ГЦН, расход теплоно-
сителя через технологические каналы активной зоны снижается до уровня, обес- :
печиваемого оставшимися в работе насосами, либо до уровня естественной цирку-
ляции при остановке всех ГЦН. ГЦН может выйти из строя как по технологическим ,
(снижение запаса до кавитации; неполадки в системах, обеспечивающих нормаль- ,
ное функционирование агрегатов), так и по электрическим причинам (короткое
замыкание, ошибочное отключение и т. п.). При кратковременном обесточивании,
всех ГЦН расход снижается до уровня, определяемого длительностью обесточи-
вания, а затем после подачи напряжения, при условии запуска насосов, восстанав-
ливается вновь исходное значение.
Решение вопросов безопасной эксплуатации реактора и его агрегатов в ус-.
ловиях аварийного снижения циркуляции характеризуется применительно к мощ- 4
ным ядерным реакторам определенной направленностью, заключающейся в стрем-1
лении продолжить энерговыработку блока в некоторых аварийных ситуациях, т. е.1
сохранить энергетический режим работы реактора на безопасном уровне мощности а
при выходе из строя одного или двух насосов из числа работающих ГЦН и обслужи-J
вающих любую половину реактора, а также при кратковременном обесточиванииI
всех ГЦН 15, 6]. При остановке всех работающих ГЦН и снижении расхода до!
уровня естественной циркуляции сохраняется традиционный подход, характе-1
ризующийся незамедлительным прекращением цепной реакции деления системой!
аварийной защиты максимальной эффективности (АЗ-5).	!
Рекомендации и ограничения связаны с выбором максимально возможной ско-1
рости снижения мощности, безопасных уровней (уставок) мощности, времени за?!
держки технологического сигнала на срабатывание аварийной защиты, необхо?!
димых инерционных (маховых) масс ГЦН, необходимых блокировок. Исследова-Я
ния показали, что применительно к реакторам типа РБМК при отключении одной
го или двух ГЦН в любой петле реактора можно обеспечить снижение нейтронной!
мощности со скоростью 4 и 2%/с до уровня 80% (АЗ-1) и до уровня 40% (АЗ-ЗЯ
соответственно, с задержкой сигнала на снижение мощности не более 3 с и при мая
ховых массах ГЦН не менее 15 000 кг-м’2. При этом для исключения перекосом
мощности по реактору необходима блокировка на симметричное отключения
ГЦН в противоположной петле реактора.	I
Характер изменения плотности потока нейтронов и расхода представлен нЗ|
рис. 9.4. Параметры управляемого снижения мощности и маховые массы ГЦН
рассматриваемых аварийных ситуациях, в том числе и в режиме кратковременногбя
(не более 3 с) обесточивания оказались достаточными для обеспечения приемле!
мых условий теплосъема в каналах реактора. В динамике запас кризиса не менёя
180
единицы сохраняется в каналах со статическим запасом до кризиса более 1,35.
В каналах со статическим запасом до кризиса менее 1,35 температурный режим
оболочки твэлов в динамике в ухудшенном режиме теплосъема (цпР < 1) остается
приемлемым. Из рис. 9.5 следует, что температура оболочки кратковременно по-
вышается (не более 20 с) до 370° С, а затем понижается до 300° С.
Рис. 9.4. Изменение параметров реак-
тора при отключении двух из трех
ГЦН н одной петле:
/ — плотность потока нейтронов: 2 — рас-
ход через реактор
Рис, 9.5. Изменение температуры
оболочек тзэлов при отключении
двух из трех ГЦН в одной петле
Возможность энергетического режима в аварийных ситуациях с отключением
ГЦН связана с необходимостью сохранения в работе оставшихся ГЦН при выходе
из строя двух ГЦН из трех любой петли и всех ГЦН при кратковременном обесто-
чивании.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1.	Клемин А. И., Стригулин М. Н. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М.,
Атомиздат, 1968.
2.	Macbeth R. AEEW-R 358 (1964).
3.	Клемин А. И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакто-
ров. М., Атомиздат, 1973.
4.	Емельянов И. Я., Клемин П. И., Поляков Е. Ф. Методы оценки надежности ядерных ре-
акторных установок. — Атомная энергия, 1977, т. 37, №5, с, 408.
5.	Емельянов И. Я., Рыбаков Н. 3., Гаврилов П. А. Вопросы безопасности работы АЭС
с уран-графитовым реактором при выходе из строя агрегатов технологического оборудо-
вания. — В кн.: Опыт эксплуатации АЭС и пути дальнейшего развития атомной энерге-
тики. Обнинск, ФЭИ, 1974', т. 2, с. 269.
6.	Вопросы безопасности АЭС с канальными графитовыми реакторами, охлаждаемыми ки-
пящей водой/Емельянов И. Я., Василевский В. П., Волков В. П. и др. — Атомная энер-
гия 1977, т. 43, №6, с. 458- 464.
ПЕРЕГРУЗОЧНАЯ МАШИНА
10.1.	КОМПОНОВКА И КОНСТРУКЦИЯ
Важнейшим требованием, предъявляемым к реактору РБМК» является необхо-
димость его работы с минимальным количеством остановок. Поэтому предусмотре-
на перегрузка топлива и ликвидация некоторых аварийных ситуаций на рабо-
тающем реакторе без снижения его мощности. Это может выполнять только спе-
циальная машина, обеспечивающая следующие операции:
перегрузку ТВС на работающем и расхоложенном реакторе;
проверку проходимости тракта технологического канала калибром, имити-
рующим штатную кассету;
герметизацию технологического канала пробкой (технологической или аварий-
ной);
механизированную ликвидацию некоторых аварийных ситуаций.
Перегрузка топлива на работающем реакторе должна осуществляться при ра-
бочих параметрах технологических каналов.
Разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ) должна производить в течение суток
пять операций по перегрузке технологических каналов на работающем реакторе:
без снижения его мощности и не менее 10 операций по перегрузке каналов на ос-
тановленном реакторе.
Принцип работы РЗМ на работающем реакторе заключается в следующем. За-
полненная конденсатом с температурой 30° С РЗМ стыкуется с каналом, подле-
жащим перегрузке. В скафандре устанавливается давление, равное давлению в тех-
нологическом канале, и производится разгерметизация канала. В канал из ска-,
фандра с помощью насоса подается конденсат с расходом до 1 м3/ч. Холодный кон-
денсат препятствует проникновению из технологического канала в РЗМ пара И:
горячей воды. После выгрузки отработавшей тепловыделяющей кассеты канал
герметизируется и давление в скафандре сбрасывается до атмосферного. Машина
расстыковывается с каналом и направляется к месту выгрузки отработавших:
кассет.
Основными частями РЗМ являются кран, контейнер, два сменных скафандра,
(один установлен на машине, другой находится в ремонтной зоне), ферма, техно-
логическое оборудование, система наведения, органы управления. Общий вид РЗМ
показан на рис. 10.1. Кран, перемещающий РЗМ по центральному залу, состоит
из моста 18 пролетом 21 м и тележки 19, которая перемещается по мосту. По под-
крановым путям на высоте 11 м от пола центрального зала мост крана передви-
гается на расстояние 39,6 м, тележка — на 12,5 м. Мост и тележка имеют по две
скорости перемещения: 9,75 и 1,2 м/мин. Малая скорость необходима для точного
наведения РЗМ, в этом случае мост и тележка перемещаются толчками в 1 мм. Мас-
са моста 105,8 т, тележки — 56,3 т. В тележку вварено массивное стальное кольцо,
к его нижнему торцу крепится контейнер 17, который вместе с кольцом является
биологической защитой.
Контейнер представляет собой стальной цилиндр внутренним диаметром 770
и толщиной стенки 500 мм. Он состоит из шести секций общей массой 200 т. В ниж-
-- -
2 —’
10
16
Рис. 10.1. Разрез РЗМ
15
14
-11
72
пей секции контейнера имеется подвижная биологиче-
ская защита 13, перекрывающая зазор между низом
контейнера и полом центрального зала в момент пере-
грузки. Снаружи к контейнеру крепятся кабина и
площадки с лестницами. Внутри контейнера распола-
гается «активная» нижняя половина скафандра. На
тележке крана РЗМ установлена ферма 6 с четырьмя
площадками, где размещаются технологическое обо-
рудование 2, электрооборудование и контрольно-из-
мерительные приборы. На ферме имеются талрепы —
растяжки, которыми скафандр удерживается в верти-
кальном положении. Технологическое оборудование
предназначено для обеспечения систем РЗМ техниче-
ской водой, турбинным конденсатом и воздухом необ-
ходимых параметров. Основными его частями являют-
ся подпиточные насосы, сильфонные вентили, клапа-
ны, емкости, баллоны сжатого воздуха. С помощью
контрольно-измерительных приборов замеряются дав-
ление, расходы и уровни воды.
В нижней части контейнера установлены две си-
стемы точного наведения РЗМ на технологический ка-
нал: оптико-телевизионная 12 (основная) и контактная
(резервная)/# на случай потери видимости при паря-
щем технологическом канале. Оптико-телевизионная
система позволяет визуально наблюдать изображение
торца головки технологического канала через телеви-
зор или окуляр этой системы и совмещать малыми пе-
редвижениями моста и тележки окружность головки
технологического канала с визирной пунктирной ок-
ружностью. Контактная система наведения РЗМ яв-
ляется пневмоэлектромеханическим устройством, пред-
назначенным для наведения РЗМ на ось канала по-
средством прямого механического контакта системы с
боковой поверхностью головки технологического ка-
нала. РЗМ управляется из операторского помещения,
которое находится за торцевой стеной центрального
зала со стороны реактора. Кроме того, в кабине РЗМ
установлен пульт управления перемещением крана.
Наиболее ответственной конструкцией РЗМ яв-
ляется скафандр, представляющий собой сосуд высо-
кого давления, внутри которого расположены исполнительные механизмы, вы-
полняющие следующие функции:
герметичное соединение с головкой технологического канала;
183
Рис. i0.2. Захват с выравнива-
ющим механизмом
разгерметизацию и герметизацию пробки техно-
логического канала;
извлечение отработанной тепловыделяющей кас-
сеты с подвеской из технологического канала;
проверку тракта технологического канала ка-
либром;
постановку свежей тепловыделяющей кассеты с
подвеской в технологический канал;
постановку аварийной пробки технологического
канала;
работу РЗМ на загрузочных и разгрузочных
гнездах центрального зала.
Все основные части скафандра (верхняя 3, сред-
няя. 9, нижняя 14 и запорное устройство 10) соеди-
нены между собой фланцевыми разъемами, уплот-
няемыми прокладками. Верхняя часть скафандра
включает в себя все механизмы, связанные с подъ-
емом и опусканием подвески с кассетой: привод пе-
ремещения и управления захватом 4. Кассета под-
нимается и опускается захватом, перемещаемым и
управляемым с помощью двух цепей 5. Перемеще-
ние захвата происходит при совместном движении
цепей, а управление захватом (открывание или за-
крывание)— при встречном. В зоне высокого давле-
ния располагается только захват, цепи и ведущие
звездочки, а все приводы располагаются снаружи
корпуса скафандра. Вращающиеся валы уплотняют-
ся асбестотканевыми манжетами шевронного типа.
Захват (рис. 10.2) выполнен в виде сборного ци-
линдрического корпуса 1, в котором смонтированы
две зубчатые рейки 3, 5, взаимодействующие- с ше-
стерней 4, находящейся на валу механизма привода
захвата 2. Верхними концами реек захват жестко
крепится к цепям. Такое выполнение обеспечивает
равномерное распределение нагрузки на обе цепи
при подъеме и опускании подвески с кассетой. На
нижнем конце одной из реек крепится копир 6, воз-
действующий на губки захвата 7. Конфигурация и расположение профиля копира
выбраны так, что обеспечивают разведение или сведение губок захвата при
встречном перемещении реек.
Цепи выполнены из швеллерообразных звеньев с втулками и роликами в шар-
мирах. Обе цепи работают всегда вместе, причем их рабочие участки располагают-
ся в направляющей трубе, а свободные — в приемниках цепей. Средняя часть
скафандра (см. рис. 10.1) предназначена для размещения свежей и отработавшей
кассет, калибра и пробки. Средняя часть включает в себя: корпус, магазин /, ме-
ханизм перецепки 7 и привод поворота магазина 5. Корпус средней части скафанд-
ра конструктивно выполнен в виде сосуда (труба диаметром 600 мм), который со-
184
стоит из трех секций общей длиной 16,5 м. В верхней секции корпуса имеется опо-
ра магазина с механизмом перецепки и механизм поворота магазина.
Магазин скафандра (труба диаметром 448 мм) состоит из трех секций общей
длиной тоже 16,5 м. В каждой секции магазина установлены четыре пенала из
трубы диаметром 140 мм на всю длину магазина. В пеналах размещены свежая кас-
сета, калибр, аварийная пробка. Один пенал оставлен свободным для размещения
в нем удаляемой из реактора кассеты.
Запорное устройство предназначено для открывания и закрывания рабочей
зоны скафандра; отсечки рабочей полости скафандра от полости технологического
канала; аварийного закрытия полости технологического канала при выполнении
аварийных работ на скафандре; обеспечения биологической защиты полости ниж-
ней части скафандра при поднятой в магазин кассете. Оно представляет собой
две задвижки с параллельными дисками, соединенные последовательно водном
массивном корпусе, который выполняет также роль биологической защиты. Элект-
ромеханические приводы задвижек вынесены вместе с сальниковым уплотнением
за стенку контейнера через ступенчатые отверстия в двери третьей секции. Ниж-
няя часть скафандра предназначена для герметичного дистанционного соединения
полости скафандра с технологическим каналом, а также для герметизации и раз-
герметизации последнего. В нижней части размещены стыковочный патрубок с
механизмом перемещения его 16 и шлейфы.
Стыковочный патрубок предназначен для выполнения основной функции ниж-
ней части скафандра — он стыкуется с головкой канала, уплотняется при помощи
резиновых надувных манжет и специальным ключом 15 (см. рис. 10.1) воздействует
на запорное устройство канала, т. е. герметизирует его или разгерметизирует. Ме-
ханизм перемещения стыковочного патрубка вертикально перемещает его при по-
мощи двух шариковинтовых редукторов, двух конических и распределительного
редуктора. На шариковинтовых редукторах закреплены датчики, обеспечивающие
дистанционную работу механизма, датчики ограничения свободного падения сты-
ковочного патрубка, компенсации термокачек технологического канала, верхнего
положения стыковочного патрубка.
Шлейфы предназначены для подвода к подвижной части стыковочного патрубка
турбинного конденсата, воздуха и электропитания. Гидрошлейф обеспечивает за-
полнение стыковочного патрубка турбинным конденсатом, уплотнение резиновых
надувных манжет и отвод протечек из резиновых надувных манжет к датчику
давления. Через пневмошлейф подается воздух к датчику нижнего положения зах-
вата и патрубка. При помощи электрошлейфа подводится электропитание к уровне-
меру, датчикам нижнего положения патрубка и захвата, а также к термопаре. На
рис. 10.3. приведена упрощенная кинематическая схема приводов, обеспечиваю-
щих перегрузку и разгерметизацию РЗМ.
В центральном зале предусмотрены следующие зоны обслуживания
машины.
1.	Место стоянки — зона в центральном зале, предназначенная для стоянки
машины в периоды между перегрузками реактора.
2.	Тренажерный стенд, предназначенный для:
настройки и проверки механизмов машины;
заполнения скафандра конденсатом;
имитации штатной перегрузки;
загрузки свежей кассеты в скафандр;
185
J— технологический канал (TK): 2— запорная пробка ттодвесктг ТБС: 3 — шариковый замок пробки; 4 —
стыковочный патрубок (СП); 5 — захват: б — ключ герметизации Т1<; / — моментные муфты привода гер-
метизации ТК; 5 — привод герметизации ТК: Р — демпфирующая пружина захвата; 10 — шариковый,
ганки привода перемещения ТК: 11 — шариковые винты, ограничивающие скорость перемещения ТК;
/2 — цепи, передающие движение: Л? — редуктор с моментными муфтами: 14— двигатель; 15 — каретка
со звездочками; 16 — упругие элементы тензометрических датчиков; 17 — переключатель на подъем СП?
18 — сальниковое уплотнение СП: 19— моментная перегрузочная муфта; 20— привод перемещения ТК;
2/ — уплотняющие манжеты; 22 — бетонные блоки
186
дезактивации внутренней полости скафандра;
замены надувных манжет стыковочного патрубка.
Для выполнения этих операций тренажерный стенд имеет соответствующее
оборудование.
3.	Узел приема отработавших кассет служит для приема калибра.
4.	Ремонтная зона предназначена для замены вышедшего из строя скафандра.
Она расположена в центральном зале в районе тренажерного стенда. Полностью
собранный запасной скафандр постоянно находится в зоне.
10.2.	РЕЖИМЫ РАБОТЫ
Подготовка РЗМ к работе. Машина вводится в действие следующим образом.
Подготавливается тренажерный стенд: снимаются пробки с гнезда (гнезда I и II
тренажерного стенда) для заполнения скафандра конденсатом. В эти гнезда уста-
навливаются калибр и технологическая пробка. Включается электропневмопита-
ние механизмов машины, и с места стоянки она подается на тренажерный стенд
к гнезду I.
После подачи питания на РЗМ автоматически открывается вентиль на запол-
нение расходного бака конденсатом из шлейфа. На тренажерном стенде машина
стыкуется с гнездом I и в сухую машину втягивается калибр, затем машина сты-
куется с гнездом II и из него забирает технологическую пробку. После этого на
гнезде II производится заполнение скафандра РЗМ конденсатом до тех пор, пока
не появится уровень в баке заполнения стыковочного патрубка. После заполнения
скафандра конденсатом закрываются герметичные шибера, конденсат из гнезда
и стыковочного патрубка сбрасывается в канализацию, машина расстыковывается
с гнездом.
Штатная перегрузка. В режиме работы машины при штатной перегрузке со-
блюдается следующий порядок. РЗМ с заполненным конденсатом (/= 30° С) ска-
фандром направляется к гнезду I или II тренажерного стенда, в котором предва-
рительно установлены свежие тепловыделяющие кассеты. Производится стыковка
и уплотнение стыковочного патрубка с головкой гнезда. Затем гнездо и стыковоч-
ный патрубок заполняются конденсатом из системы заполнения гнезда. После
этой операции открываются шибера, свежая ТВС втягивается в магазин скафанд-
ра и устанавливается в нем. Закрываются защитные шибера, конденсат из сты-
ковочного патрубка и гнезда сбрасывается в канализацию.
Машина расстыковывается с гнездом и направляется к реактору для перегруз-
ки технологического канала.
Перегрузка кассеты. В соответствии с программой перегрузки реактора опе-
ратор дает указание подготовить определенный технологический канал к пере-
грузке. С канала снимается защитная пробка, а от пробки кассеты отсоединяется
кабель гамма-датчика. Эти операции производятся вручную работниками цент-
рального зала. РЗМ автоматически выходит на координату перегружаемого кана-
ла, стыкуется, после чего уплотняется патрубок машины с головкой канала высо-
ким давлением. Затем стыковочный патрубок заполняется конденсатом из бака,
открываются шибера, включается подпиточный насос и в скафандре создается
Давление 73—75 кгс/см2. Захват опускается вниз и сцепляется с головкой кассе-
ты. Включается механизм герметизации и разгерметизации, и производится
разгерметизация канала.
187
По окончании процесса разгерметизации включается механизм подъема, и от-
работавшая кассета поднимается на высоту 7,5 м в зону расхолаживания, где вы-
держивается в течение 10 мин. В момент разгерметизации из машины в техноло-
гический канал начинает поступать холодный (t = 30u С) конденсат (насос рабо-
тает на подачу конденсата в скафандр все время, пока не установлена в канал
и не загерметизирована свежая кассета), с расходом до 0,5—1,0 м3/ч. По оконча-
нии выдержки кассеты в зоне расхолаживания включается механизм подъема,
кассета втягивается в скафандр и устанавливается в магазине. С помощью калибра
проверяется проходимость тракта канала, и затем в реактор устанавливается све-
жая кассета. После герметизации канала выключается насос, подающий конден-
сат в скафандр, и давление в скафандре сбрасывается до атмосферного. Закры-
ваются герметичные шибера, полость патрубка соединяется со специальной вен-
тиляцией, и проверяется герметичность головки канала. Перед расстыковкой
патрубка с каналом из полости стыковочного патрубка удаляется конденсат с по-
мощью сжатого воздуха, подаваемого в верхнюю часть стыковочного патрубка,
передавливающего конденсат в бак.
Затем производится разуплотнение и расстыковка РЗМ с технологическим ка-
налом, и машина направляется к узлу приема отработавших кассет. Еще при ра-
боте РЗМ на реакторе узел приема подготавливается к выгрузке отработавшей кас-
сеты из скафандра РЗМ в чехол бассейна выдержки, который устанавливается в
одно из гнезд узла приема. Чехол заполняется конденсатом. Машина с отработав-
шей кассетой в скафандре автоматически выходит на координату подготовленного
чехла. Производится стыковка и уплотнение машины с чехлом бассейна выдерж-
ки. Полость стыковочного патрубка заполняется конденсатом из бака, открываются
шибера, и отработавшая ТВС из скафандра выгружается в чехол. Затем шибера
закрываются, конденсат из патрубка сжатым воздухом выдавливается в бак, ма-
шина расстыковывается с чехлом и готова для нового цикла перегрузки.
Перегрузка остановленного и расхоложенного реактора. Перегрузка останов-
ленного и расхоложенного реактора может осуществляться по двум вариантам:
1)	выгрузка двух отработавших кассет с установкой на их место свежих кассет;
2)	выгрузка четырех отработавших кассет, свежие кассеты устанавливаются
в реактор без применения РЗМ, с помощью приспособлений и транспортных
средств, предусмотренных в центральном зале.
В обоих вариантах технологические операции РЗМ носят упрощенный характер,,
так как избыточное давление в реакторе поддерживается 2—5 кгс/см3 (~0,2—
0,5 МПа) или отсутствует и конденсат слит до уровня головок кассет. При наличии
давлепия в реакторе РЗМ все время заполнена конденсатом и подача его в ска-
фандр системами РЗМ. не производится. Если же в реакторе нет давления, то при
выгрузке отработавших кассет необходимо постоянно подавать в скафандр кон-
денсат. При выгрузке двух отработавших кассет из магазина скафандра предва-
рительно удаляют технологическую пробку, а при выгрузке четырех кассет уда-
ляют также и калибр. Время цикла перегрузки двух кассет составляет 350 мин,:
, _ следрвателыю. в сутки, РЗМ г способна перегрузить восемь тех нологических г ка па-
средств, предусмотренных в центральном зале.
В обоих вариантах технологические операции РЗМ носят упрощенный характер,,
так как избыточное давление в реакторе поддерживается 2—5 кгс/см3 (~0.2—
0,5 МПа) или отсутствует и конденсат слит до уровня головок кассет. При наличии
ГЛАВА 11
ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ КАНАЛЬНЫХ
УРАН-ГРАФИТОВЫХ РЕАКТОРОВ
11.1.	ПРИНЦИПЫ СОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Энергетические канальные уран-графитовые реакторы в своем дальнейшем разви-
тии будут совершенствоваться в целях улучшения технико-экономических харак-
теристик. Эти усовершенствования будут производиться по мере выполнения
дальнейших конструкторских и проектных разработок, проведения эксперимен-
тальных исследований, накопления опыта эксплуатации реакторов на действую-
щих АЭС. В результате должны снижаться капитальные затраты на единицу уста-
новленной мощности АЭС, себестоимость вырабатываемой энергии, численность
эксплуатационного персонала, удельные строительные объемы и расходы металла»
в том числе нержавеющей стали, трудоемкость и сроки строительно-мои та ж ных
работ, повышается надежность и маневренность работы энергоблоков с такими
реакторами. Все это может быть достигнуто путем увеличения напряженности ак-
тивной зоны и глубины выгорания ядер но го топлива, перехода к блочному прин-
ципу построения конструкции реактора, внедрения ядерного перегрева пара с по-
вышением его начальных параметров и с одновременным усовершенствованием
тепловой схемы блока, улучшения компоновки энергоблока и других усовершен-
ствований в части конструкций основного оборудования, схемных и компоновоч-
ных решений.
При этом необходимо также иметь в виду тенденцию к росту единичных мощ-
ностей блоков, вызываемую постоянным увеличением потребности в общих вво-
димых мощностях АЭС. Ниже рассмотрены некоторые перспективные решения
по усовершенствованию энергетических уран-графитовых реакторов и энерго-
блоков с такими реакторами.
Увеличение единичной мощности является одним из возможных путей улучше-
ния экономичности АЭС. Применительно к реакторам РБМК этот путь нашел от-
ражение в разработке реакторов РБМК-1500, РБМК-2000, РБМКП-2400 [1—41
электрической мощностью 1500, 2000, 2400 МВт соответственно. В реакторе
РБМК-1500 увеличивается мощность технологического канала в 1,5 раза по срав-
нению с РБМК-1000 благодаря интенсификации теплообмена, что дает возмож-
ность увеличить мощность РБМК-1000 до 1500 МВт, сохранив габариты и конст-
рукцию реактора. В проекте реактора РБМК-2000 увеличивается диаметр канала,
число твэлав, „ в, „ к л сеете,,,, шаг.,, решетки „ „ Это,,, дает,,	г я, габаритах „ „ „
ууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууу
ууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууу
ууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууу
ууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууууу
по усовершенствованию энергетических уран-графитовых реакторов и энерго-
блоков с такими реакторами.
Увеличение единичной мощности является одним из возможных путей улучше-
ния экономичности АЭС. Применительно к реакторам РБМК этот путь нашел от-
зиса теплообмена) мощности канала имеется некоторый запас. С другой сторощ
оказалось, что по мере выгорания топлива и извлечения из реактора дополнитёл
ных поглотителей, компенсирующих начальную избыточную реактивност
уменьшается стабильность распределения энерговыделения.
Как показали расчеты и подтвердили эксперименты, основным фактором, а
редел яющим деформацию полей энерго выделен и я с постоянной времени пер вс
азимутальной гармоники от нескольких до десятков минут, является положител:
ный паровой коэффициент реактивности аф. Уменьшение его значения улучшщ
стабильность распределения энерговыделения. Наиболее экономичным и опт]
мальным способом уменьшения парового коэффициента можно считать увеличен!
отношения ядер горючего к ядрам замедлителя; для работающих реакторов —
увеличение обогащения. В табл. 11.1 приведены основные характеристики реа>
тора при увеличении обогащения топлива для установившегося режима непрс
рывных перегрузок.
Таблица 11л
Основные характеристики реакторов при использовании топлива проектного (1,8%)	।
и повышенного обогащения
Параметр	PSMK-1			000		РБМК-150 а	
Начальное обогащение топлива, %	1,8	2,0	2,4	3,0	3.6	1,8	2,0 
Расчетная глубина выгорания, ГВт-сут/т	18,5	22,3	28,8	37,6	45,7	17,8	21,6
Изотопный состав выгружаемого топли-							
ва, кг/г:							
	3,9	3,5	2,9	2.5	2.2	4,4	3.8 i
230 у	2,1	2,5	3.1	4,0	4,8	2,1	2.4. j
239ри	2,2	2,2	2,2	2.1	2,1	2,2	2,2 '1
240Ри	1,8	2,0	2,3	2.5	2,5	1,8	2.0 j
241 Ри	0.5	0.5	0,6	0.6	0,7	0,5	0,5;
шлаки	19,4	23,3	30,1	39.1	47.8	18,6	22,8 '
Изменение парового коэффициента реак-				— 1,3	—3,5	—6,4	—9,0	—1,5	-2,7"
тивности по отношению к проектному Досф, Р							
Расход обогащенного урана при ср = 0,8,	50,5	42	32,5	25	20,5	52.4	43, ЭЙ
т/[год-ГВт(эл.)]							
Годовая потребность в твэлах,	16	13,3	10,2	7,9	6,5	16,5	i3,d
103 шт.Дгод • ГВт(эл.)] при <р = 0,8							
Топливная составляющая себестоимости	0,252	0,232	0,216	0,208	0,208	0,260	0.240
электроэнергии CTj коп./(кВт «ч)							
Топливная составляющая приведенных за-	0,370	0,362	0,370	0,405	0,445	0,335	0.32Э
трат з, коп./(кВт-ч)							
Постоянная составляющая себестоимости	0,365	0.365	0,365	0,365	0.365	0,283	0,283
Сп. коп./(кВт-ч)							
Себестоимость электроэнергии С = Ст + СЛт	0,617	0,597	0,581	0,573	0,573	0,543	0.52$
коп./(кВт-ч)							
Переход на повышенное обогащение топлива приводит к увеличению глубин!
выгорания, изменениям коэффициента аф, улучшающим стабильность полей; J
уменьшению расхода ядерного горючего и твэлов. С другой стороны, увеличена
обогащения и соответствующее увеличение глубины выгорания топлива привб
дит к увеличению мощности свежезагружаемого . канала, увеличению длитель
190
ности пребывания горючего в реакторе, возрастанию линейных нагрузок на твэл
(табл. 11.2). Возможность повышения мощности канала (до 1,5 раза) подтвержда-
ется разработкой и созданием технологического канала для реактора PBA'IK-ISOO.
Переходя к обсуждению полученных результатов, следует отметить, что при-
водимые данные надо рассматривать в основном как сравнительные, а не как аб-
Т а б л пца 11,2
Мощность технологических каналов и линейные нагрузки на твэлы
в зависимости от обогащения загруженного топлива
Параметр	РБМК-ЮОО					РБМК-	1500
Обогащение топлива, %	1,8	2,0	2,4	3,0	3,6	1,8	2,0
Мощность свежезагруженного канала с учетом /Gt кВт	2650	2800	3150	3500	3800	4050	4250
Предельная мощность канала с учетом точности поддержания мощности (3 ок), кВт	3050	3250	3650	4050	4350	4680	4910
Линейная нагрузка на твэл в свежезагру- жепиом. канале <?.'• Вт/см	295	315	350	390	420	455	485
Максимальное значение гд с учетом точ- ности поддержания мощности (3 сц), Вт/см	360	385'	430	480	520	560	595
Кампания ТВС. эфф. сут	1100	1350	1730	2260	2750	700	860
солютные, так как расчеты выполнены для стационарного режима перегрузок топ-
лива. При определенении мощности свежезагруженных каналов использованы
коэффициенты неравномерности Кг и полученные с учетом опыта эксплуата-
ции реакторов РБМК-1000, и расчетные коэффициенты перегрузки. Для реакто-
ров, работающих на топливе с обогащением ,8%, принято Л'г = 1,4, коэффи-
циент неравномерности по высоте = 1,4. Исходя из опыта работы реакторов
РБМК-1>)00 средняя квадратическая погрешность определения и поддержания
мощности каналов <тг принималась равной 5,2%, а линейной нагрузки на твэл
шг^7,7%.
Полученные данные свидетельствуют о том, что увеличение обогащения топ-
лива в реакторах РБМК-1000 является реальным путем повышения эффективнос-
ти использования топлива. При этом по допустимым мощностям каналов и линей-
ных нагрузок на твэл возможно использован не обогащения вплоть до 3,6%. Воп-
рос увеличения мощности канала и линейных нагрузок на твэл до 1,5 раза решен
в реакторе РБМК-1500 [5, 6]. В этом случае ТВС оснащаются интенсификаторами
теплообмена; конструкция канала, подводящие и отводящие коммуникации не
изменяются. При более умеренном увеличении обогащения топлива в РБМК-1000
могут быть использованы ТВС без интенсификаторов. Например, переход на
-ное обогащение топлива может быть осуществлен без каких-либо конструктив-
ных изменений в ТВС.
Отметим также, что представленные в табл. 11.2 максимальные значения мощ-
ности получены в предположении, что алгоритм выравнивания мощности по ак-
тивной зоне сохраняется таким же, как и в действующих реакторах РБМК-1000.
Вместе с тем можно предложить ряд мероприятий, часть которых уже прошла
191
опытную проверку в реакторах, позволяющих расширить возможность выравнй,
вания энергораспределения в активной зоне. К таким мероприятиям можно от-
нести использование поглощающих стерженьков, загружаемых в свежие ТВС ®
извлекаемых по мере снижения мощности канала, применение выгорающих по-
глотителей, оптимизацию процедуры перегрузки и др. Определенный резерв цс
выравниванию связан с возможным увеличением оперативного запаса реактив-
ности при некоторых режимах работы АЭС в энергосистеме.
Увеличение обогащения приводит к снижению расхода твэлов и природного
урана. Годовой расход твэлов при переходе от варианта к варианту снижается на
20—30%, и при использовании 3%-ного обогащения уменьшается в 2 раза; умень-
шается содержание 235U в выгружаемом топливе до 0,25%, т. е. до отвала обог&
тигельных заводов, а при использовании обогащения 3,6% — до 0,2%, что снш
мает вопрос о целесообразности извлечения 235U из отработавшего топлива. Уве*
личение начального обогащения существенно меняет паровой коэффициент реаю
тивности, уменьшая его по сравнению с обогащением 1,8% и даже смещая в отри*
цательную сторону, что улучшает стабильность распределения эиерговыделения;
но требует специального рассмотрения переходных режимов.
Если изменение рассмотренных выше параметров мощности канала, линей;
ной нагрузки на твэл, изменения парового коэффициента реактивности аф с увели*
чением обогащения не вызывает сомнений, то увеличение глубин выгорания др
40—46 ГВт-сут/т урана и календарного времени пребывания твэлов в активной
зоне до 10—12 лет при использовании обогащения 3—3,6% соответственно тре-
бует специальных исследований и подтверждений. На примере твэлов для
реакторов ВВЭР прогноз создания твэлов с выгоранием окисного топливу
45—50 ГВт-сут/т урана можно считать реально осуществимым [7, 8]. Более труд*
ной задачей представляется обеспечение живучести, целостности твэлов в реак?
торных условиях в течение длительного времени.
Возможность увеличения мощности канала в 1,5 раза открывает новую перс*,
пективу для реакторов РБМК-1000 и обеспечивает существенное улучшение эко-*
комических показателей топливного цикла за счет увеличения обогащения го-;
рючего. При использовании вреакторах РБМК-1000 топлива с обогащением 2,4—\
3,0% требуется разработка и экспериментальное подтверждение работоспособности*;
твэлов, допускающих глубины выгорания до 40 ГВт-сут/т урана и. имеющих гаран*]
тированную живучесть в течение примерно 10 лет пребывания их в активной зон
не. В этом состоит одно из направлений, по которым должны вестись широкий
опытно-конструкторские и исследовательские работы по усовершенствований®
реакторов РБМК-1000 [11].	1
Изложенные соображения базируются на предположении, что топливом яв-1
ляется двуокись урана. В случае благоприятных результатов по отработке тех-1
нологии других топливных композиций, например силицированных, карбидных]
и других, они могут быть использованы; расчеты показывают их перспективность.!
11.2.	СЕКЦИОННО-БЛОЧНАЯ КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА
В настоящее время канальный реактор в целом и отдельные его узлы в основу
ном собираются на месте сооружения. Элементы реактора в виде деталей или нёл
больших сборочных единиц поступают с различных заводов на монтажную плог
щадку, где и монтируются в единую конструкцию. При этом в монтажных усло-ч
192	I
виях осуществляется большое количество точных сборочно-сварочных работ с
проведением необходимого контроля. Понятно, что для такого рода работ монтаж-
ные условия менее приспособлены, чем условия в специализированных цехах.
Поэтому перенос большей доли сборочно-сварочных работ с монтажной площадки
в заводские условия позволил бы повысить качество изготовления реактора и
улучшить контроль, повысить надежность его работы при эксплуатации. Кроме
Рис. 11.1, Секционно-блочный’ реактор:
^“3 —' нижний, боковой и верхний блоки соответственно
того, такое решение обеспечит значительное сокращение сроков монтажных работ
ври сооружении АЭС и, следовательно, общего срока строительства. Все это дает
большой экономический эффект.
Реактор изготовляется в специализированном цехе завода в виде отдельных
элоков со всеми относящимися к нему узлами и деталями. На месте строительства
&ЭС при монтаже оборудования блоки соединяются друг с другом, образуя еди-
ную конструкцию [9]. Такой реактор получил название секционно-блочного
реактора (СВР). Активная зона СВР в плане представляет собой прямоугольник,
)на разделена на отдельные прямоугольные секции. Общее число каналов реакто-
ра определяется его тепловой мощностью и необходимым числом каналов для
 193
- - “f FIR HR HF R R RF
ЙИЯНщМ
—	_	_	I
Рис. 1L2. Нижний блок
33
ЕШ
1 I I iji
hzrniHjaz:
Lzjmnfl.u,
}	1 UllUMt
_шш1ппт"
* ~ППЙ1<-Н1"УГ
lUHiuirm
 I 14» HIM
i 11ШК.1Л ПАДАЛА
..i н и i им V
ГПТГ" n 1 ITTTT
in
съ
7ШШ
I UH
i J Htm
’	1 I I HU J /../ /Ш1ТГ
" —TTJ IIJIJ.J.J f rmrr
J НШПН7 I t J J I
_т111ППДШ._
.....шшгг.
, -H HllIJ J J J J J J—
i ......  it	_
i I JUiriJVJ
I rrilimTJJ -
1 liJHHJjf-
*! ИТПУГГ-!'
r T,l,iy
31.3. Верхний блок
контроля и управления его работой. Число каналов в отдельных секциях, а сле-
довательно, габариты секций и число секций определяются возможностями транс-
портировки блоков реактора с завода-изготовителя к месту монтажа реактора.
Общий вид реактора представлен на рис. 11.1. Каждая секция собирается из
нижнего, верхнего и боковых блоков. Выполнение активной зоны и, следователь-
но, реактора в форме прямоугольника с постоянной шириной дает возможность
путем увеличения его длины установкой большего числа унифицированных сек-
ций наращивать мощность реактора до нужного значения. (У реактора цилиндри-
ческой формы имеется предел по мощности, определяемый максимально возмож-
ным диаметром верхней плиты.) При этом для перехода на новую, увеличенную
Рис. 11,4. Транспортировка блока реактора (груза верхней негабаритности третьей степе-
ни) на железнодорожном транспортере
мощность не требуется разработки новой конструкции основных блоков и пере-
стройки машиностроительной базы. Центральные секции предназначены для раз-
мещения в них технологических и специальных каналов и бокового отражателя,
а две секции по торцам реактора служат для размещения в них торцевого отража-
тел я.
Нижний и верхний блоки (рис. 11.2, 11.3) представляют собой полые герметич-
ные короба в виде параллелепипедов с внутренними продольными и поперечными
ребрами для обеспечения жесткости конструкции, сваренные из листовой стали.
Транспортировка блоков в собранном виде с за вода-изготовителя к месту соору-
жения АЭС производится па специальных железнодорожных транспортерах
(рис. 11.4). Возможна также транспортировка водным или воздушным транспор-
тером или на автопоездах.
Секционно-блочная конструкция уран-графитового реактора позволяет в ре-
зультате переноса большей части работ по изготовлению реактора с монтажной
площадки в условия специализированного завода повысить качество изготовления
и вместе с тем надежность работы, а также значительно сократить срок сооруже-
ния АЭС. Все это дает большой экономический эффект.
11.3.	ПЕРЕГРЕВ ПАРА В АКТИВНОЙ ЗОНЕ
На большинстве современных АЭС турбины работают на насыщенном паре дав-
лением 60—70 кгс/см2 (~6-i-7 МПа) перед стопорным клапаном. Такие сравни-
тельно низкие параметры пара объясняются плохой работоспособностью при по-
196
вишенных температурах существующих сплавов циркония, используемых в ка-
честве материала оболочек твэлов, а в канальных реакторах РБМК — также и
труб технологических каналов. В то же время при перегреве пара в активной зоне
увеличивается КПД АЭС, уменьшаются капитальные затраты на их сооружение,
повышаются надежность и маневренность турбоагрегатов. С ростом КПД умень-
шаются выбросы тепла в окружающую среду, снижается расход охлаждающей
воды через конденсаторы турбин.
Если обеспечить перегрев пара
до 450° С при давлении 65 кгс/см2
(~6,5 МПа), то по сравнению с
энергоблоком с насыщенным паром
такого же давления и такой же
электрической мощностью тепло-
вая мощность реактора при пере-
греве будет меньше на II —12%.
Это существенный выигрыш, при-
водящий к заметному снижению
расхода ядерного топлива. Удель-
ный расход пара при указанных па-
раметрах перегрева примерно в 1,4
раза меньше, чем расход насыщен-
ного паратогоже давления. Благо-
даря использованию перегретого
пара и снижению его расхода уп-
рощается турбоустановка, повы-
шается ее надежность, улучшаются
условия работы паровпускных и
паровыпускных органов турбин.
Снижение расхода пара влечет за
собой также уменьшение количест-
ва главных циркуляционных насо-
сов и сепараторов в реакторной
установке.
Все эти преимущества дают зна-
чительный экономический эффект.
Однако повышение параметров теп-
лоносителя при введении ядерного
1
Лар |
I
Рис. 11,5. Перегре-
вательный канал:
J — тепловыделяю-
щая сборка: 2 — ко-
жух ТВС: 3 — верх-
ний переходник; 4 —-
циркониевая труба
к а п а л а:	5 — н и жн и й
переходннк
перегрева требует
использования в ак-
тивпой зоне материалов, работоспособных при повышенных темпера-
турах.
В Советском Союзе уже длительное время работают водографитовые реакторы
Белоярской АЭС, в которых пар перегревается в активной зоне до темпера-
туры 5Ю_: С при давлении 90 кгс/см2 (~9 МПа) ПО]. Поскольку температура
теплоносителя в перегревательных каналах значительно выше температуры тепло-
носителя в испарительных каналах, оболочки перегревательных твэлов в настоя-
щее время должны быть выполнены из стали. В конструкции перегревательных
каналов, как и в испарительных, для изготовления трубы канала должен быть
использован циркониевый сплав. Оболочки же твэлов придется выполнять пер-
вое время из стали, так как их температура превысит 600е С. Это, естественно,
197
несколько ухудшает баланс нейтронов в перегревательной части активно^
зоны.
Однако при использовании стали только для оболочек твэлов полученный прф
игрыш сравнительно невелик, и общий экономический эффект, полученный от ngi
регрева пара, остается значительным.
Перегревательный канал (рис. 11.5) по конструкции аналогичен испаритель*
но.му каналу и представляет собой сварную трубную конструкцию длиной 18-Л
20 м. В пределах активной зоны канал выполнен из циркониевой трубы нар уж-
Рис. 11.6. Зависимость температу-
ры пара и элементов перегрева-
тельного канала от термического
сопротивления кожуха тепловыде-
ляющей кассеты:
7—температура пара на выходе кассе-
ты; 2 — температура пара на выходе
пз щели между кожухом кассеты и
трубой канала; 3 — максимальная по
высоте температура внутренней поверх^
ности трубы канала: 4 — максимальная
по высоте температура среднего сече-
ния трубы канала: 5 — максимальная
по высоте температура наружной обо-
лочки твэлов; а — при кожухе в виде
трубы 72X1; б — при кожухе в виде
двух коаксиальных труб диаметрами
71X1 и 69X0.4
ным диаметром 88 мм и толщиной стенки 4 мм. Циркониевая труба снизу и сверху
соединяется с трубами из коррозионно-стойкой стали с помощью переходников
сталь—цирконий.
Особенность конструкции перегревательной кассеты — наличие кожуха. Меж-
ду наружной поверхностью кожуха и внутренней поверхностью трубы канала
имеется щель шириной 1—2 мм. В результате часть насыщенного пара, поступав^
шего в канал снизу и пропускается через щель для охлаждения циркониевой тру-
бы канала. На рис. 11.6 показаны зависимости температур пара и элементов пе-
регревательного канала от термического сопротивления кожуха для каналов теп-
ловой мощности 2400 кВт с температурой насыщенного пара на входе 290°С и тем-
пературой перегретого пара на выходе из канала 470е С. Результаты получены
при расходе пара через щель, составляющем 25% от общего расхода через канал»
равного 14,5 т/ч.
11.4.	КОНТУР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И КОМПОНОВКА ОБОРУДОВАНИЯ
Секционный принцип компоновки активной зоны реактора целесообразно
возможно применить также и в построении всей реакторной установки. При такому
принципе контур теплоносителя разделен на несколько петель, одинаковых пё
мощности и составу и компоновке оборудования. В реакторе с перегревом пара в
активной зоне имеются испарительные и перегревательные петли. Испаритель*
на я петля представляет собой контур многократной принудительной циркуляции^
198
а перегревательная — разомкнутый контур пароперегрева. Оборудование каж-
дой петли размещено в отдельных боксах, изолированных от соседних защитными
стенами, что позволяет при необходимости проводить в них ремонтные работы без
полной остановки реактора.
Много петлевой принцип построения реакторной установки дает большие пре-
имущества. Вся установка при этом состоит как бы из нескольких относительно
самостоятельных установок. Благодаря этому она имеет высокую гибкость. От-
дельные петли или несколько петель могут работать при меньшей по сравнению с
остальными мощности или .могут быть совсем выключены из работы. Такая воз-
Piic. 1 i .7. Компоновка реакторной установки РБМКП-2400 (продольный разрез):
— коллектор Е£асышл-н]1ог<? лара: 2 — коллектор перегретого паре; о— трубопроводы перегретого па-
щл : — трубопроводы насыщенного пара; 5— разгрузочно-загрузочная машина; 6 — сепаратор пара;
' — сбипные групповые коллекторы; я— трубОЕЦтоводы отселарированной поды: ,9 — трубопроводы пароводя-
ной с?леси: — всасывающим коллектор: /7 — верхний блок: 12 — раздаточные групповые коллекторы; ГЗ
Г’-1-aJ-- ?.iУ! циркуляционный насос; 14— иаггорный коллектор; 75 — коллектор питательной воды; /£ —
гр а фптовая кладка; 7/ — нижняя ремонтная машина; 76'— нижний блок; /9 — боковые блоки; 20 — бассейн-
ов ре.ц'-Т CD
мощность позволяет проводить ремонтные работы на петлях при работающем па
меньшей мощности реакторе как при плановых ремонтах, так и при ремонтах,
вызванных нарушениями в работе данной петли. В реакторных установках, не
имеющих деления на отдельные петли, размещаемые в защитных боксах, для про-
199
ведения любой ремонтной работы необходимо останавливать весь реактор. Поэто-
му ремонтопригодность секционированной установки выше, чем несекциониро-
ванной.
Деление установки на отдельные петли резко повышает ее безопасность. Мощ-
ность каждой петли относительно невелика. Диаметры всех трубопроводов и раз-
меры оборудования также значительно меньше, чем без деления на петли. Поэто-
му при нарушении герметичности контура вследствие разрывов трубопроводов-
пли оборудования последствия аварии будут значительно меньшими. Таким об-
разом, мероприятия, необходимые для обеспечения безопасности окружающей
среды и населения, а также персонала станции, легче выполнимы и требуют мень-
ших затрат.
Секционно-блочная конструкция реактора и много петлевое выполнение кон-
тура теплоносителя позволяют легко изменять мощность энергоустановки путем
выбора требуемого числа унифицированных секций реактора и петель контура теп-
Рис. 11.8. Компоновка реакторной установки РБМКП-2400 (поперечный разрез):
7 — сепаратор лара; 2 — испарительные секции: 3 — главный циркуляционный насос; 4— бокс перегрева-
тельной петли: о — перегревательные секции; б — бокс испарительной петли
доносителя. При этом не потребуется дополнительно проводить исследовательские
работы и осваивать в производстве новое оборудование, что дает большой эконо-
мический эффект.
Известно, что единичные мощности энергоблоков постоянно растут. Эта тен-
денция сохранится и в будущем. Задача увеличения единичных мощностей сравни-
тельно просто решается при секционно-блочной конструкции. При этом не сни-
жается безопасность энергоустановок, так как она определяется характеристи-
ками отдельной петли, а не реактора и контура в целом.
200
На рис. 11.7, 11.8, 11.9 представлена компоновка реакторной установки
РБМКП—2400» состоящей из секционно-блочного реактора с ядерным перегре-
вом пара и многопетлевого контура теплоносителя.
Рис. 11.9. Реакторная установка РБМК.П-2400
Энергетические канальные реакторы с кипящим теплоносителем получили ши-
рокое развитие в Советском Союзе. Имеется значительный положительный опыт
их надежной работы на действующих АЭС, из которых первая — Ленинградская
АЭС им. В. И. Ленина успешно работает' с 1973 г. (рис. 11.10). Имеются также
201
Рис. 11.10, Ленинградская АЭС им. В. И* Ленина. (Первая очередь)
Рис. 11.11. Общий вид проектируемой АЭС с реактором РБ1МКП’2Ю0
большие перспективы по дальнейшему значительному усовершенствованю АЭС
с этими типами реакторов, В настоящее время проведена проработка реактора с
улучшенными технико-экономическими показателями—РБМКП-2400.На рис. 11.11
представлен проект атомной электростанции с реактором типа РБМКП—2400.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
[. Петросьянц А. М. Современные проблемы атомной пауки и техники в СССР. М., Атом-
нздат, 1976.
2.	Атом служит социализму. М., Атомиздат, 1977, с. 53.
3.	Физический и энергетический пуск первого блока Ленинградской АЭС им. В. И. Лени-
H.'!/ Александров А. П., Булкин Ю. М., Дмитриев И. Д. и др. — Атомная энергия, 1974,
т. 37, № 2, с. 99.
4.	Емельянов И. Я-, Гаврилов П. А., Селиверстов Б. Н. Управление и безопасность ядер-
ных реакторов. М., Атомиздат, 1975.
5.	Доллежаль Н, А., Емельянов И. Я. Опыт создания мощных энергетических реакторов в
СССР. — Атомная энергия, 1976, т. 40, ЛЬ 2, с. 117.
6.	Александров А. П.,‘ Доллежаль Н. А. Развитие уран-графитовых канальных реакторов
в СССР. — Атомная энергия, 1977, т. 43, ЛЬ 5, с. 337.
7.	Твэл реактора РБМК-1000/Аден В. Г., Бибилашвилли Ю. К-, Займовский А. С. и др. —
Атомная энергия, 1977, т. 43, ЛЬ 4, с. 235.
S.	Цыканов В. А.; Давыдов Е. Ф. Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов
ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1977.
9.	Секционно-блочный канальный реактор с ядерным перегревом пара электрической мощ-
ностью 2 млн. кВт/ Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я., Булкин Ю. М. и др. — В ки.:
Опыт эксплуатации АЭС и пути дальнейшего развития атомной энергетики. Обнинск.
ФЭИ, 1974,’т. 2, с. 233.
10.	Некоторые итоги эксплуатации Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова/Доллежаль Н. А.,
Малышев В. М., Широков С. В. и др. — Атомная энергия, 1974, т. 36, ЛЬ 6, с. 432.
11.	Емельянов И. Я-i Жирнов А. Д., Пушкарев В. И., Сироткин А. П. Повышение эффектив-
ности использования урана в РБМК-1 000. — Атомная энергия, 1971, т. 46, № 3, с. 139.
СПИСОК АББРЕВИАТУР
АЗ — аварийная защита
АР — автоматический регулятор
БРУ-К — быстродействующее редукционное устройство со сбросом в конденсатор-
БРУ-Д — быстродействующее редукционное устройство со сбросом в деаэратор
ГЦН — главный циркуляционный насос
ДКЭ—датчик контроля энерговыделения
ДП — дополнительный поглотитель
ЖБСЦК — железобарийсерпентикитовый цементный камень
КГО •— система контроля герметичности оболочек твэлов
КЦТК — контроль целостности технологических каналов
ЛАЗ — система локальной аварийной защиты
ЛАР — система локального автоматического регулирования
МПЦ — многократная принудительная циркуляция
ППР — планово-предупредительный ремонт
ПС — предупредительная сигнализация
РБМК — реактор большой мощности, кипящий
РЗМ — разгрузочно-загрузочная машина
РР — ручное регулирование
САОР — система аварийного охлаждения реактора
СБР — секционно-блочный реактор
СП — стерженек-поглотитель
СУЗ — система управления и защиты
СФКРЭ — система физического контроля энерговыделения
ТВС — тепловыделяющая сборка
ЦВД — цилиндр высокого давления
ЦНД — цилиндр низкого давления
ЭВМ — электронно-вычислительная машина
ПРЕДМЕТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ
Автоматический регулятор мощности 121
Активная зона 11
Атомная электростанция (АЭС) 7
Белоярская 8, 15
Игналинская 10
Курская 10
Ленинградская 8, 9
Первая в мире 7, 8
Смоленская 4 0
Сибирская 8
Чернобыльская 10
Биологическая защита 48, 87
конструкция 163
методы расчета 156
основные требования 153
экспериментальная проверка 165
Внешний вычислительный центр 105
Газовый контур 93
Гидравлическое сопротивление 68
Глубина выгорания 36, 37
Графитовая кладка Ц
конструкция 48, 52
температурный режим 53, 67, 73
Графитовое кольцо II, 53
Групповой коллектор 51
Датчик 13
бета-эмиссионный 13
камеры деления 13
контроля по радиусу 107
в пусковых режимах 122
Деаэраторно-питательный узел 92
Детерминированная составляющая энерго-
распределения 114
Динамические свойства реактора 131
влияние внешнего контура 136
оптимизация характеристик 134
Дискретный контроль энергораспределе-
Дополнительный поглотитель 11
размещение 21
эффективность 19
Загрузка 9
Замедлитель 5
графит 8
обычная вода 5
Запорное устройство 56
Каналы:
активной зоны 1I
контроля 11, 12
пароперегревательные 8
технологические 11, 12
управления 11, 12, 57, 86
Качество воды 66
Контур:
вакуумирования 93
усовершенствованный 199
циркуляции 7
Корпус реактора 5
Коэффициент размножения 14
Кризис теплообмена 70
Металлоконструкция реактора 50
Мощность 5
единичная 5, 6
канала 13
максимальная 6
проектная 9
распределение по макроячейке 15
тепловая 8
установочная 9
энергосистемы 6
Надежность ТВС 98
Нейтроны 14
быстрые 14
генерация 14
диффузия 14
запаздывающие 34
перетечка 14
тепловые 14
Обогащение 335 U 18
Оборудование 8
напорного коллектора 48
теплотехническое 8
турбины 8
Оптимальное энергораспределение 117
205
Отражатель 11
Парогенератор 5
Пароперегрев 8
Паросодержание 1 2
Периодическая поверка детекторов П2
Плутоний 7
Поток нейтронов 15
аксиальное распределение 117
распределение по кассете 26
Программно-математическое обеспечение 112
Программы расчета для ЭВМ 17
Пуск реактора 9
второго блока ЛАЭС 46
физический 9, 42
энергетический 9, 42
Радиационное тепловыделение 159
Разгрузочно-загрузочная машина 182
Распределение расходов воды по ТВС 117
Расчет реактора 13
выгорания топлива 13, 14
физический 13
Реактивность 9, 18, 30, <33
влияние технологических параметров 36
запас 9
отравление 1S5Xe 34
температурный эффект 44
экспериментальная проверка 45
Реактор 5
ВВЭР 6
канальный 6, 7
кипящий 5
корпусной 5. 6
на быстрых нейтронах 7
РБМК 6, 9
уран-графитовый 7
Регламентированное макрораспределение по
радиусу 117
Регулирование расхода воды 72
Режим 46
групповой перегрузки 46
непрерывный 28
перегрузок 14
стационарный 31
Ресурсные испытания ТВС 100
Ручное регулирование 119
Система копденсатоочистки 91
Система управления и защиты 103
Стержни поглотители 11
конструкция 37
распределение по назначению 121
ручного регулирования 24
управления 12
эффективность 38
Соединение сталь — цирконий 54
Структура регулирования 121
Твэл 8, 97
Тензометрирование 75	11
Тепловыделяющая кассета 11
конструкция 96	;
расчет запасов в ТВС 116	:
экспериментальное исследование 99
Теплоноситель 5	!
обычная вода 5	
пароводяная смесь	48	i
Теплотехническая надежность 170
разгерметизация контура охлаждения 174'
остановки главных циркуляционных на-
сосов 180
Технологический канал 15, 54
конструкция 54
прочностные исследования 76
Технологический контроль 139
комплексной автоматизированной системы
148
поканальиый 7
Топливный цикл 33
Требования к средствам управления 102
Уран 8
Усовершенствование конструкции реактора
192
Уставка для сигналов ДКЭ (р) 118
Частота регулирования расхода 118
Электронная аппаратура системы контроля
энерговыделеиия 108, 110
Энерговыделение в активной зоне 9
датчики контроля 13
динамические свойства 131
исследование полей 45
поле 9
распределение 22, 32, 119
расчет 115
система физического контроля 13,103
Энерговыделение в ТВС 114
Ядерпая безопасность 41
перегрузка 7, 20
температура 73
топливо 7
энергетика 5	
Ядерный перегрев пара 196
Ячейка выравнивания 117
Ячейка периодичности 15, 27
перекос мощности 21
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие............................................................ 3
Глава I. Общие вопросы.............о.............................     .	5
1.1. Технико-экономические предпосылки создания ядерных энергетических реак-
торов большой МОЩНОСТИ.............................................. 5
1.2. От 5 до 1500 .МВт ................................................ 7
Список литературы ............................... 10
Глава 2. Физические характеристики активной зоны.......................II
2.1.	Структура активной зоны...........................................11
2.2.	Методика нейтронно-физического расчета............................13
2.3.	Физические эксперименты . ........................................17
2.4.	Расчетные нейтронно-физические характеристики.....................20
2.4.1.	Основные периоды работы реактора............................20
2.4.2.	' Начальная загрузка реактора...............................21
2.4.3.	Переходный период работы реактора...........................27
2.4.4.	Стационарный режим перегрузки топлива.......................31
2.4.5.	Эффективность органов управления и контроля.................37
2.5.	Ядерная безопасность..............................................41
2.6.	Физический и энергетический пуск реактора.........................42
Список литературы ................................ 47
Глава 3. Конструкция реакторной установки..............................48
3.1.	Реактор.........................................................  48
3.2.	Технологический канал..........................................  .	54
3.3.	Коммуникации реактора.............................................59
3.4.	Регуляторы расхода................................................60
3.5.	Выбор конструкционных материалов и водно-химический	режим.........62
3.6.	Тепловые и гидравлические характеристики..........................66
3.6.1.	Определяющие теплотехнические параметры.....................66
3.6.2.	Гидравлика циркуляционного контура и теплообмен в активной зоне ре-
актора ............................................................68
3.6.3.	Теплотехнические характеристики реактора на стационарных уровнях
мощности.........................................................  71
3.7.	Исследование прочности оборудования и трубопроводов ............. 74
Список литературы. ........................  \.........................76
Глава 4, Основные принципиальные гидравлические схемы..................80
4.1.	Гидравлические системы реакторной установки.......................80
4.2.	Гидравлические системы турбинной установки........................90
4.2.1.	Основные технологические схемы машинного отделения..........90
4.2.2.	Схема деаэраторно-питательного узла.........................92
4.2.3.	Система сжигания водорода...................................93
4.2.4.	Схема вакуумирования основного контура......................93
4.3.	Газовый контур . .................................................93
Глава 5. Тепловыделяющие сборки . .....................................95
5.1. Условия работы и основные характеристики..........................95
0.2. Результаты основных экспериментальных работ по оценке надежности ТВС ... 98
Глава 6. Средства управления « . . . .................................102
6.1.	Контроль и регулирование распределения энерговыделеиия в активной зоне 102
6.1.1.	Технические предпосылки дискретного контроля распределения энерго-
выделения ........................................................102
6.1.2.	Структура контроля и регулирования распределений энерговыделеиия 103
6.1.3.	Система физического контроля распределений энерговыделеиия по ра-
диусу реактора....................................................106
207
6.1.4. Система физического контроля распределений эиерговыделения по высоте
реактора......................................................109
6.1.5.	Устройства для периодической поверки детекторов.............111
6.1.6.	Программно-математическое обеспечение контроля и регулирования вну-
триреакторных параметров...........................................112
6.1.7.	Расчет эиерговыделения в тепловыделяющей	кассете............114
6.1.8.	Регулирование распределений эиерговыделения.................119
6.2.	Система регулирования мощности реактора...........................121
6.3.	Электронная аппаратура системы управления........................ 126
6.4.	Динамические процессы.............................................131
Список литературы .....................................................137
Глава 7. Контрольно-вычислительный комплекс............................139
7.1.	Схема контрольных измерений.....................................  139
7.2.	Описание основных систем и приборов...............................140
7.3.	Система централизованного контроля .............................. 148
Глава 8. Биологическая защита......................................... 153
8.1.	Особенности АЭС с кипящим реактором и требования к защите РБМК .... 153
8.2.	Расчетные и экспериментальные исследования при разработке проекта защиты 154
8.3.	Описание конструкции защиты.......................................161
8.4.	Результаты экспериментальной проверки защиты и радиационной безопасности
АЭС с реактором РБМК...............................................165
Список литературы .................................................... 169
Глава 9. Исследование вопросов безопасности............................170
9.1.	Оценка теплотехнической надежности реактора.......................170
9.2.	Исследование аварийных ситуаций ..................................174
9.3.	Исследование аварийных ситуаций при остановке главных циркуляционных на-
сосов .............................................................180
Список литературы ............................... 181
Глава 10. Перегрузочная машина.............................................182
10.1.	Компоновка и конструкция.............................................182
10.2.	Режимы работы........................................................187
Глава И. Перспективы развития канальных уран-графитовых реакторов . . . 189
11.1.	Принципы совершенствования активной	зоны...........................189
11.2.	Секционно-блочная конструкция реактора...............................192
11.3.	Перегрев пара в активной зоне........................................196
11.4.	Контур теплоносителя и компоновка	оборудования.......................198
Список литературы .......................................................  203
Список аббревиатур ....................................................... 204
Предметный указатель.......................................................205
И Б № 924
Николай Антонович Доллежаль. Иван Яковлевич Емельянов
КАНАЛЬНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ РЕАКСОР
Редактор Ю, С. Аборин
Художественный редактор А. Т, Кирьянов.
Переплет художника В. Громова
Технический редактор И. А. Власова
Корректор И, И. Курьянова
Сдано в набор 03.08,80.	Подписано к печати 27,03.80.	Т-077Г1*	Формат 70X90Vtg,
Бумага кн.-журн. Гарнитура литературная. Печать высокая. Уел. печ. л, 15.21, Уч.-изд. л. 17,04.
Тираж 2550 экз.	Зак. изд. *77130.	Зак. тип. 1282.	Цена 2 р. 80 к.
Атомиздат, 103031 Москва K-3I. ул. Жданова, 5
Московская типография № 4 Союзполиграфпрома при Государственном комитете СССР по делам
издательств, полиграфии и книжной торговли, Москва, 129041, Ь. Переяславская, 46