И.Я.ЕМЕЛЬЯНОВ
АИ. ЕФАНОВ
Л.В. КОНСТАНТИНОВ

НАУЧНОТЕХНИЧЕСКИЕ
ОСНОВЫ
УПРАВЛЕНИЯ
ЯДЕРНЫМИ
РЕАКТОРАМИ

СКАН И ОБРАБОТКУ ВЫПОЛНИЛ OLEG-1955

И. Я. ЕМЕЛЬЯНОВ
А.И. ЕФАНОВ .
Л. В. КОНСТАНТИНОВ

НАУЧНО ТЕХНИЧЕСКИЕ
ОСНОВЫ
УПРАВЛЕНИЯ
ЯДЕРНЫМИ
РЕАКТОРАМИ
Под общей редакцией
академика Н. А. Доллежаля

Допущено Министерством высшего и сред­
него специального
образования СССР
в качестве учебного пособия для студен­
тов энергомашиностроительных специаль­
ностей высших технических учебных заве­
дений

МОСКВА ЭНЕРГОИЗДАТ 1981

ББК 31.46
Е 60
УДК 621.039.515(075.8)

Рецензенты:
Кафедра «Автоматика и телемеханика» Московского
ордена Трудового Красного Знамени инженерно-физического
института.
Д-р техн. наук Г. А. Филиппов.

60

Емельянов И. Я. и др.
Научно-технические основы управления ядерны­
ми
реакторами:
Учеб.
пособие
для
вузов/
И. Я. Емельянов, А . И. Ефанов, Л . В. Константинов;
Под о б щ . ред. акад. Н. А. Доллежаля. — М.: Энергоиздат, 1981. — 360 с , ил.
В пер.: 1 р. 10 к.
Рассмотрены физические основы управления цепной реакцией деле­
ния, характеристики ядерного реактора как объекта контроля и регулиро­
вания, основные элементы, входящие в состав систем управления и защиты
(СУЗ) ядерных реакторов, детекторы потока нейтронов, аппаратура преобра­
зования сигнала детектора в управляющее воздействие, исполнительные
механизмы и органы регулирования реактивности. Пособие входит в серию
учебных пособий «Ядерные реакторы и энергетические установки» под об­
щей редакцией акад. Н. А. Доллежаля.
Для студентов вузов, специализирующихся в области реакторостроения. Может быть полезна также инженерам, проектирующим системы конт­
роля и управления, эксплуатационному персоналу АЭС.
Е

30315—244
Л051(01)—81
« # м Г " • « " « — 8 1 |1А |'.

ББК 31.46
6 П 2.8

2304000000

ИВАН ЯКОВЛЕВИЧ ЕМЕЛЬЯНОВ
АЛЬБЕРТ ИВАНОВИЧ ЕФАНОВ
ЛЕОНАРД ВАСИЛЬЕВИЧ КОНСТАНТИНОВ

Научно-технические основы управления
ядерными реакторами
Редактор О. А. С т е п е и н о в а
Художественный редактор А. Т. К и р ь я н о в
Переплет художника О. Н. Г р е б е н ю к
Технический редактор О. Н. А д а с к и н а
Корректор С. А. Л е о н о в а
ИБ № 227 (Атомиздат)
Сдано в набор 31.10.80
Подписано в печать 09.02.81
T-01055
Формат 60X90Vie
Бумага типографская № 1
Гарн. шрифта литературная
Печать высокая
Усл. печ. л. 22,5 Уч.-изд. л. 25,71 Тираж 2900 экз.
Заказ 806
Цена 1 р. 10 к.
Энергоиздат, 113114, Москва, M-114, Шлюзовая наб., 10
Московская типография № 10 Союзполиграфпрома при Государствен­
ном комитете СССР по делам издательств, полиграфии и книжной
торговли. 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10
©

Энергоиздат, 198!

ПРЕДИСЛОВИЕ

С развитием ядерной энергетики возникла необходимость в более
полном и детальном понимании научно-технических основ управ­
ления ядерными реакторами. Хотя к настоящему времени выпуще­
но несколько хороших книг, посвященных технике регулирования
ядерных реакторов, многие важные аспекты этой проблемы не наш­
ли в них должного отражения. Например, недостаточно освещены
вопросы контроля и регулирования распределения мощности по
объему активной зоны (энергораспределения) в больших энерге­
тических реакторах. На наш взгляд, требует обобщения и систе­
матизации отечественный опыт разработки и создания систем уп­
равления и защиты (СУЗ) энергетических ядерных реакторов.
Цель этой книги — изложение теоретических основ управления
ядерным реактором, методов и средств регулирования его основ­
ных параметров (реактивности, мощности и энергораспределения),
описание конкретных систем контроля, управления и защиты.
Большое внимание авторы уделяют рассмотрению опыта раз­
работки систем контроля, управления и защиты канального водографитового реактора большой мощности с кипящим теплоноси­
телем электрической мощностью 1000 МВт (РБМК-ЮОО). Такой
характер изложения не случаен, поскольку реакторы РБМК-ЮОО
являются типовыми для многих АЭС, строящихся в СССР. Разра­
ботка и создание систем контроля, управления и защиты реактора
РБМК-ЮОО проводились при участии авторов книги, что позволи­
ло отразить их личный опыт проектирования таких систем.
Книга является учебным пособием для студентов вузов и бу­
дет полезна при подготовке специалистов по реакторостроению.
Мы предполагаем, однако, что читатель достаточно хорошо зна­
ком с элементарными основами теории ядерных реакторов, теории
автоматического регулирования и основными принципами построе­
ния автоматизированных систем управления технологическими
процессами на базе ЭВМ.
При написании книги использованы отечественные и зарубеж­
ные литературные источники, журнальные публикации, собствен­
ные разработки авторов, а также опыт преподавания авторами
аналогичных курсов и предметов в высших учебных заведениях.
Книга не претендует на полноту изложения всех вопросов, свя­
занных с управлением ядерными реакторами. В ней не нашли от 3

ражения, например, вопросы моделирования систем автоматиче­
ского регулирования ядерного реактора, экспериментального оп­
ределения динамических характеристик реакторов. Отчасти это
объясняется ограниченным объемом книги.
Авторы благодарны многим своим коллегам за помощь в рабо­
те. Особую признательность авторы приносят кандидатам техни­
ческих наук В. В. Воскобойникову и Ю. В. Журавскому, инжене­
рам А. С. Левчуку и В. С. Лаврухину за подготовку некоторых
материалов, использованных в книге.

ВВЕДЕНИЕ

Пуск в Советском Союзе в 1954 г. Первой АЭС является началом
мирного использования ядерной энергии. Сегодня в мире действует
более 250 энергетических реакторов на АЭС общей установленной
мощностью около 120 млн. кВт. В дальнейшем количество вводи­
мых в эксплуатацию энергетических реакторов будет возрастать,
и к 2000 г. АЭС должны обеспечить значительную долю вырабаты­
ваемой во всем мире электроэнергии.
В настоящее время развитие ядерной энергетики основано на
применение реакторов на тепловых нейтронах. В мировой практике
сложились три основных типа энергетических реакторов на тепло­
вых нейтронах, получившие наиболее широкое распространение и
составляющие основу национальных программ по развитию ядер­
ной энергетики на ближайшие десятилетия.
Водо-водяные реакторы корпусного типа, в которых замедли­
телем и' теплоносителем служит обычная вода, циркулирующая в
контуре под давлением. Реакторы этого типа разделяют на две
группы: с некипящей водой под давлением (PWR*) и с кипящей
водой (BWR**).
Газоохлаждаемые реакторы корпусного типа с углекислым га­
зом в качестве теплоносителя и графитовым замедлителем.
Реакторы канального типа, которые разделяют на две подгруп­
пы— водо-графитовые, охлаждаемые кипящей обычной водой с
графитовым замедлителем, и тяжеловодные с кипящей или неки­
пящей обычной или тяжелой водой в качестве теплоносителя и тя­
желоводным замедлителем.
Будущее ядерной энергетики основано на разработке и соору­
жении энергетических реакторов на быстрых нейтронах, позволя­
ющих наиболее рационально и эффективно использовать ядерное
горючее. Предполагается, что головные образцы экономически оп­
равданных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах будут освое­
ны в капиталистических странах не ранее 1985 г., после чего нач­
нется их промышленное сооружение. Работы по созданию АЭС с
такими реакторами ведутся во Франции, ФРГ, Японии и США.
Проблема создания ядерных реакторов для АЭС в нашей стра­
не решается в следующих направлениях: разработка и ввод в эк* PWR — Pressure Water Reactor.
** BWR — Boiling Water Reactor.
5

сплуатацию реакторов канального типа с графитовым замедлите­
лем, охлаждаемых водой (водо-графито'вые); сооружение реакто­
ров корпусного типа с водой в качестве замедлителя и тепло­
носителя (водо-водяные); разработка реакторов на быстрых
нейтронах.
Следует отметить, что на ближайшие 10—15 лет основными
будут первые два направления, в то время как в будущем наме­
чается разработка и сооружение АЭС с энергетическими реакто­
рами на быстрых нейтронах. Действующие реакторы на быстрых
нейтронах БН-350 в г. Шевченко и БН-600 [Белоярская АЭС
(БАЭС) им. И. В. Курчатова, III блок] представляют собой опыт­
ные установки, предназначенные для решения вопроса о выборе
типа энергетической установки в качестве серийной.
Водо-графитовые реакторы канального типа по эволюции свое­
го развития можно разделить на группы:
к первой группе относятся реакторы Первой АЭС и БАЭС (I и
II блоки);
ко второй — реакторы с улучшенным топливным циклом (Си­
бирская АЭС), канальные реакторы большой мощности, охлаж­
даемые кипящей водой (РБМК-ЮОО), являющиеся типовыми для
многих АЭС, каждый единичной электрической мощностью
1 млн. кВт.
В настоящее время уже введены в промышленную эксплуата­
цию Ленинградская АЭС им. В. И. Ленина, Курская и Чернобыль­
ская АЭС им. В. И. Ленина с реакторами.типа РБМК-1000.
Из водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) по хроно­
логии их пуска и по техническим показателям можно выделить
опытно-промышленные реакторы ВВЭР-210 и ВВЭР-365 (Новово­
ронежская АЭС им. 50-летия СССР (НВАЭС), I и II блоки) еди­
ничной электрической мощностью 210 и 365 тыс. кВт соответствен­
но и серийный реактор средней мощности ВВЭР-440 единичной
электрической мощностью 440 тыс. кВт.
В соответствии с программой развития ядерной энергетики
СССР в течение ближайших пяти лет намечено ввести в дейст­
вие АЭС общей мощностью 23—25 тыс. МВт. Успешная эксплуата­
ция реакторов ВВЭР и РБМК позволяет приступить к созданию бо­
лее экономичных реакторов на тепловых нейтронах единичной
мощностью около 1,5 млн. кВт. Разработан проект секционно-блочного канального водо-графитового реактора РБМКП-2400 и с ядер­
ным перегревом пара электрической мощностью 2,4 млн. кВт.
Интенсивное развитие ядерной энергетики и стремление к уве­
личению единичной мощности ставят задачу безопасной, надежной
и экономичной эксплуатации ядерных реакторов. Обеспечение
«управляемости» процессов в ядерном реакторе и создание систем
контроля, регулирования и защиты — важнейшие средства решения
этой задачи.
Особенность ядерных реакторов — потенциальная возможность
выделения огромной энергии за чрезвычайно малые промежутки
времени. Такие аварийные режимы работы ядерного реактора сопб

ровождаются резким возрастанием интенсивности ионизирующих
излучений.
В активной зоне ядерного реактора находится избыток топлива
по сравнению с его критической массой. Система контроля, регу­
лирования и защиты должна обеспечить компенсацию избытка
топлива при любых условиях и исключить возможность неуправляе­
мого процесса нарастания мощности ядерного реактора и связан­
ного с ним превышения допустимого уровня ионизирующих излу­
чений, т. е. обеспечить ядерную безопасность реактора. При откло­
нениях от пределов и условий безопасной эксплуатации реактора
цепная реакция деления должна быть прекращена и реактор за­
глушён. Следует подчеркнуть, что даже после прекращения цепной
реакции деления в активной зоне продолжается выделение теп­
ла за счет р- и 7 _ и з л У ч е н и й продуктов деления. Для охлаждения
остановленного после работы на большой мощности ядерного реак­
тора в случае потери теплоносителя необходимо предусмотреть
специальную систему аварийного расхолаживания.
Другая особенность ядерного реактора — наличие значитель­
ной радиоактивности в местах расположения различных элемен­
тов систем контроля, регулирования и защиты, что затрудняет эк­
сплуатацию и ремонт оборудования. Длительная работа, напри­
мер, датчиков (детекторов) этих систем при высоких уровнях из­
лучения может привести к ухудшению характеристик датчиков и
изменению электрического сигнала. Таким образом, как объект
управления ядерный реактор обладает существенными особенно­
стями по сравнению с объектами других областей техники. Эти
особенности предъявляют высокие требования к системам конт­
роля, регулирования и защиты и к надежности всех их элементов.
Конструкторы должны обеспечить простоту эксплуатации, ремон­
та или замены оборудования систем, а на персонал, осуществляю­
щий профилактические и ремонтные работы, накладывается по­
вышенная ответственность.
Как отмечалось выше, дальнейший прогресс в разработке ядер­
ных реакторов для АЭС характеризуется увеличением единичной
мощности, что достигается, с одной стороны, увеличением разме­
ров активной зоны, с другой — повышением удельной мощности
(на единицу объема активной зоны). Большие размеры активной
зоны усложняют контроль и регулирование распределения плот­
ности потока нейтронов и, следовательно, контроль и регулирова­
ние распределения мощности по объему активной зоны. На усло­
вия работы тепловыделяющих элементов (твэлов), количество ко­
торых в больших реакторах составляет несколько десятков тысяч,
влияют: уровень мощности реактора, скорость потока теплоносите­
ля, положение стержней регулирования, распределение концент­
рации ядер продуктов деления, вызывающих отравление реакто­
ра, особенно при переходных процессах, изотопный состав топли­
ва, который может меняться по активной зоне в силу неоднород­
ных местных условий выгорания, состав загрузки по обогащению.
7

Работа при высокой удельной мощности создает тенденцию при­
ближения значений технологических параметров, обеспечивающих
нормальные условия эксплуатации твэлов, и других элементов ак­
тивной зоны к предельным значениям, принятым для защиты от
повреждения в первую очередь твэлов в различных условиях
(уменьшение запасов). Таким образом, возникает необходимость
точных измерений и регулирования распределения мощности по
объему активной зоны в целях обеспечения при эксплуатации ми­
нимально допустимых запасов в любой точке активной зоны. Кон­
троль и регулирование распределения мощности позволяют повы­
сить экономичность ядерного реактора и обеспечить его безопас­
ную эксплуатацию.
Аварийные остановки ядерной энергетической установки (ЯЭУ)
мощностью 1 млн. кВт и более, включенной в энергосистему, свя­
заны с большими экономическими потерями и техническими слож­
ностями в энергосистеме и в самой установке. Перевод таких ЯЭУ
на рабочий режим после аварийной остановки — нелегкая задача,
требующая значительного времени. Поэтому принципы управле­
ния ядерным реактором, обеспечивая, с одной стороны, ядерную
безопасность, с другой—должны гарантировать исключение слу­
чайных, ложных и неплановых остановок реактора.
Чтобы надежно управлять ядерным реактором, необходимо
иметь возможность: 1) контролировать мощность (интенсивность
цепной реакции) реактора; 2) управлять цепной реакцией; 3) бы­
стро гасить цепную реакцию, а также поддерживать реактор в подкритическом состоянии. Эти функции выполняет СУЗ. Контроль
и регулирование распределения мощности (энергораспределения)
по объему активной зоны большого энергетического реактора осу­
ществляется с помощью системы контроля энергораспределения
(СКЭ) и органов регулирования, входящих в состав СУЗ. (В ли­
тературе СКЭ иногда называют системой внутриреакторного кон­
троля— СВРК.) Как будет показано далее, тенденция развития
современных систем управления реактором приводит к объедине­
нию СУЗ и СКЭ в единую систему.
В связи с увеличением объема информации, поступающей от
датчиков плотности потока нейтронов и других технологических
параметров ЯЭУ (температура теплоносителя и замедлителя, рас­
ход теплоносителя, давление в контуре теплоносителя и т. д.), для
обработки этой информации и выдачи ее оператору, управляюще­
му реактором, в настоящее время применяются электронно-вычис­
лительные машины (ЭВМ). ЭВМ может принимать информацию
из СУЗ и СКЭ, а также выдавать электрические сигналы в СУЗ,
в том числе сигналы аварийного снижения мощности. На базе
ЭВМ создаются автоматизированные системы контроля и управле­
ния (АСКУ), с помощью которых оператор ведет управление ре­
актором и технологическим процессом в ЯЭУ.
Ведутся работы по объединению функций СУЗ, СКЭ и АСКУ
с помощью управляющей ЭВМ, включенной в замкнутый контур
регулированя. Роль оператора в этом случае сводится к наблюде8

нию за работой ЭВМ. Однако недостаточная надежность и быст­
родействие ЭВМ не позволяют в настоящее время передать полно­
стью функции контроля, управления и защиты реактора вычисли­
тельной машине.
В зависимости от назначения и*типа реактора несколько раз­
личаются средства контроля, регулирования и аварийной защи­
ты (A3), но для всех реакторов есть много общих и аналогичных
задач и решений.
В состав этих средств входят датчики плотности потока ней­
тронов и технологических параметров, электронные усилители,
преобразователи и формирователи электрических сигналов, кото­
рые выдают информацию оператору и автоматическим системам,
исполнительные механизмы, представляющие собой сложные
электромеханические, гидравлические или пневматические уст­
ройства, органы воздействия на условия протекания цепной реак­
ции деления*
Все эти средства должны удовлетворять главнейшему и опре­
деляющему требованию — обеспечению безопасности во всех ре­
жимах эксплуатации реактора. Совершенно обязательным усло­
вием эксплуатации является выполнение следующих требований:
исключение потери контроля и управления цепной реакцией деле­
ния, сохранение средствами защиты способности прекращать цеп­
ную реакцию при возникновении любых отклонений от пределов
и условий безопасной эксплуатации реактора.
Повышение экономичности ЯЭУ требует от конструктора ис­
пользования конструкционных материалов и горючего при пара­
метрах, имеющих минимальные запасы по сравнению с предель­
ными. Точность поддержания этих запасов зависит от точности и
надежности систем контроля и управления ЯЭУ. Таким образом,
можно сказать, что без разработки высокоточной, очень надежной
многофункциональной системы контроля и управления создание
современной ЯЭУ было бы невыполнимой задачей.
Следует отметить, что проектирование собственно реактора —
кострукционной,
ядерно-физической и теплофизической
его
частей — и проектирование систем контроля, регулирования и за­
щиты являются, единым глубоко взаимосвязанным процессом.
Очевидно, что безопасность ЯЭУ в первую очередь должна обес­
печиваться конструкцией ядерного реактора. Поэтому проектиро­
ванию систем контроля, регулирования и защиты должен предше­
ствовать тщательный анализ характеристик ЯЭУ во всех режимах
ее работы, включая аварийные, вызванные изменениями внутрен­
них и внешних условий.

9

Глава 1
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ УПРАВЛЕНИЯ
ЦЕПНОЙ РЕАКЦИЕЙ ДЕЛЕНИЯ
§ 1.1. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ

Ядерный реактор — это аппарат, в котором происходит управляе­
мая цепная реакция деления ядер, в результате чего выделяются
тепловая энергия и ионизирующее излучение. Ядерный реактор со­
стоит из активной зоны, отражателя, системы охлаждения, систе­
мы контроля и управления и биологической защиты (рис. 1.1).
В активной зоне находится ядерное горючее. В этой зоне про­
текает непосредственно цепная ядерная реакция с выделением
энергии, главным образом, в виВыход теплоносителя
осуществления
де
тепла
Для
цепной реакции в ядерном реак­
торе используются тяжелые нук­
лиды 233U, 235U и 239Ри, ядра ко­
торых могут делиться медленны­
ми нейтронами. Наиболее рас5
пространенным ядерным горю­
чим в настоящее время является
6 природный уран, содержащий
99,3% изотопа 238U и 0,7% изо7 топа 235U, или уран, обогащен­
ный 235U до 1,5% и более.
В зависимости от средней
энергии нейтронов, при которой
Вход теплоносителя
происходит основная масса деле­
ний, различают ядерные реакто­
Рис. 1.1. Основные элементы реактора
ры на быстрых, промежуточных
и тепловых нейтронах.
Энергия нейтронов в ядерном реакторе определяется степенью
замедления быстрых нейтронов, рождающихся при акте деления.
Степень замедления нейтронов зависит от замедляющих свойств
материалов, входящих в состав активной зоны реактора.
Элементы с ядерным горючим / (рис. 1.1) или, как их принято
называть, твэлы вместе с замедлителем 5 образуют активную зону
ядерного реактора, которая окружена отражателем 6, уменьшаю­
щим вероятность утечки нейтронов из активной зоны. В каналы,
пронизывающие активную зону, вводятся органы управления 3 и
аварийной защиты 4, выполненные из материала, хорошо погло­
щающего нейтроны. В толще отражателя или за ним в специалью

ные каналы помещаются детекторы плотности потока нейтронов 2.
Детекторы могут устанавливаться в активную зону ядерного реак­
тора. Твэлы помещены в каналы, в которых циркулирует теплоно­
ситель. Стрелками обозначены вход^ теплоносителя в реактор и вы­
ход из него. Вся конструкция окружена биологической защитой 7,
обеспечивающей снижение уровня ионизирующего излучения до
значений, безопасных для персонала, обслуживающего реактор.
Органы управления 3 — это устройства, предназначенные для
заданного изменения уровня мощности реактора. В зависимости
от назначения они могут входить в систему автоматического под­
держания и изменения уровня мощности реактора, в систему
управления энергораспределением по активной зоне или в систему
компенсации запаса реактивности. Нередко органы управления
совмещают несколько функций, например, функции управления
энергораспределением и компенсации реактивности.
Органы A3 — это устройства, обеспечивающие быстрое сниже­
ние мощности реактора и полное прекращение цепной реакции
в течение достаточно малого промежутка времени. Они срабаты­
вают автоматически при достижении таких значений основных па­
раметров реактора (уровень мощности или скорость нарастания
мощности и т. п.), при которых может возникнуть ситуация, угро­
жающая повреждением или разрушением реактора.
С помощью органов A3 возможна также (при необходимости)
быстрая остановка реактора оператором с пульта управления.
Детекторы нейтронов 2 представляют собой ионизационную ка­
меру или какое-либо другое устройство, осуществляющее форми­
рование электрического сигнала, пропорционального плотности по­
тока нейтронов в активной зоне.
Тип реактора определяется его назначением, энергией нейтро­
нов, при которой происходит большинство делений; видами горю­
чего, замедлителя и теплоносителя. Ниже дана классификация
реакторов по указанным признакам.
Назначение реактора. По функциональному назначению разли­
чают исследовательские, энергетические, промышленные и двухцелевые ядерные реакторы.
Исследовательские реакторы предназначены для получения
ионизирующих излучений различного типа, используемых для
исследований в области физики, химии, биологии, медицины, мате­
риаловедения и т. д. Эти реакторы оборудованы устройствами для
облучения образцов материалов. Исследовательские реакторы
имеют обычно низкую температуру теплоносителя. В активной
зоне иногда размещаются специальные исследовательские каналы
с собственными автономными контурами охлаждения, предназна­
ченные для испытаний элементов конструкции реакторов различ­
ного назначения. Такие каналы называют петлями. Известны
исследовательские реакторы, обладающие весьма высокими плот­
ностями потоков нейтронов (до 5-Ю15 нейтр./(см 2 -с)) и широким
диапазоном энергий нейтронов. Исследовательские реакторы тре­
буют такой системы управления, которая обеспечивала бы без-

и

опасность работы при частых пусках, остановках и изменениях
мощности, определяемых программой экспериментов.
Реакторы, оборудованные несколькими исследовательскими ка­
налами или петлями, должны обеспечивать заданные значения плот­
ностей потока нейтронов в каждом канале, т. е. обеспечивать за­
данное распределение плотности потока нейтронов в активной
зоне.
Известно использование исследовательских реакторов с малой
мощностью в учебных целях. На них обучают будущий эксплуата­
ционный персонал реактора управлению цепной реакцией, а также
проводят эксперименты с использованием -у- и з л У ч е н и я и пучков
нейтронов.
Исследовательские импульсные реакторы предназначены для
получения кратковременных импульсов потока нейтронов весьма
большой интенсивности для изучения воздействия ионизирующего
излучения на вещество и для отработки твэлов ядерных ракетных
двигателей. Важнейшая проблема управления этими реактора­
ми— самогашение цепной реакции деления за счет большого отри­
цательного температурного эффекта реактивности.
Энергетические реакторы предназначены для получения тепла,
используемого в дальнейшем для преобразования в электрическую
энергию. На базе ядерных реакторов создаются электрические
станции или двигатели, используемые для морских судов, подвод­
ных лодок и летательных аппаратов. Для энергетических реакто­
ров характерны высокие температуры теплоносителя (250—300°С
и выше) и режимы длительной непрерывной работы на постоян­
ном уровне мощности. Для базисного режима АЭС характерна
работа реактора на максимальном уровне мощности. В режиме
переменной нагрузки АЭС мощность реактора должна достаточно
быстро меняться. Существует несколько модификаций энергетиче­
ских реакторов, различающихся конструкцией активной зоны и
уровнем мощности.
В настоящее время строят и проектируют реакторы мощностью
от нескольких сот до нескольких тысяч мегаватт. Системы управ­
ления реакторов этого типа должны обеспечивать длительную не­
прерывную работу ЯЭУ на заданном уровне мощности, а также
изменения уровня мощности с заданной скоростью и кратковре­
менную работу с постоянной мощностью с учетом условий безопас­
ности при наличии очень больших запасов энергии в активной зо­
не. В то же время должны быть предельно исключены случаи
ложной остановки ЯЭУ. Одним из основных требований к систе­
мам управления энергетических реакторов является требование
поддержания заданного энергораспределения в объеме активной
зоны.
Системы управления энергетическими транспортными реактора­
ми должны удовлетворять некоторым дополнительным особенно­
стям этих ЯЭУ, обеспечивая быстрое протекание переходных про­
цессов при изменении нагрузки и безопасную работу реактора
12

в условиях повышенных вибраций, ускорений, изменений направ­
ления и величины нагрузок.
Промышленные реакторы предназначены для переработки
238U- в

239

Ри.

Если наряду с производством плутония промышленные реакто­
ры вырабатывают электроэнергию, то такие установки принято на­
зывать двухцелевыми. Требования к системам управления про­
мышленными и двухцелевыми реакторами являются, в основном,
такими же, как и к системам энергетических реакторов.
Энергия нейтронов. При делении ядер урана испускаются ней­
троны с энергией от 0,1 до 17 МэВ. В зависимости от типа реакто­
ра энергия нейтронов, захватываемых делящимися ядрами, может
существенно отличаться от указанного значения, так как возможно
замедление нейтронов, образующихся при делении, посредством
передачи части их энергии ядрам другого вещества, называемого
замедлителем.
Если в активной зоне реактора замедлителя нет и основная
часть делений происходит в результате захвата нейтронов с энер­
гиями около 0,1 МэВ и выше, то такие реакторы называют реак­
торами на быстрых нейтронах.
Если вследствие процесса замедления нейтронов в активной
зоне они захватываются делящимися ядрами при энергиях мень­
ших 0,1 эВ, то такие реакторы называют обычно реакторами на
тепловых нейтронах.
.
Существуют реакторы на промежуточных нейтронах, энергети­
ческий спектр нейтронов в активной зоне которых находится в диа­
пазоне 0,01—100 кэВ. Следует отметить, что спектр энергий нейтро­
нов существенно влияет на кинетические параметры реактора.
Твэлы — одна из важнейших частей реактора, в них происходит
ядерная реакция и выделение тепла.
Конструкционно твэлы могут быть выполнены стержневыми,
пластинчатыми, трубчатыми, шаровыми и т. д. Чаще всего твэлы
делают стержневыми. Они представляют собой длинные (от 0,5 м
и более) стержни (диаметром около 10 мм), содержащие ядерное
топливо. В качестве топлива применяют металлический уран, дву­
окись урана (U0 2 ), карбид урана (UC 2 ), смесь урана с графитом,
сплав урана с алюминием или с другими металлами. Обычно твэ­
лы собирают из урановых таблеток или из коротких трубок и пла­
стин. В энергетических реакторах наиболее распространенным ви­
дом топлива в настоящее время является двуокись урана.
Снаружи твэлы покрывают герметичной коррозионно-устойчивой
тонкой металлической оболочкой. Такая оболочка предохраняет
топливо от химического воздействия охлаждающей жидкости или
газа, а также теплоноситель от попадания частиц ядерного топли­
ва и осколков деления, так как в процессе работы твэлы находятся
в горячем состоянии и подвергаются усиленному облучению и хи­
мическому воздействию. В зависимости от рабочей температуры
в качестве покрытий твэла используют: алюминий, циркониевые
сплавы, нержавеющую жаропрочную сталь и керамику.
13

Для удобства монтажа, перегрузки топлива, перестановки твэлов по мере сгорания горючего из одной области активной зоны
в другую твэлы комплектуют группами. Эти группы составляют
единую конструкцию и представляют собой целую тепловыделяю­
щую сборку (ТВС). Крупные сборки называют иногда кассетами.
Твэлы в кассетах обычно располагаются на одинаковом расстоя­
нии друг от друга.
В каждой кассете количество твэлов может достигать несколь­
ких десятков и даже сотен. Кассеты монтируются внутри реактора
и вместе с замедлителем и теплоносителем составляют активную
зону. В мощных энергетических реакторах число кассет или ТВС
достигает нескольких сот, а в некоторых реакторах превосхо­
дит 1000. Например, первый реактор Нововоронежской АЭС имеет
около 350 шестигранных кассет, а в активную зону реактора
РБМК-Ю00 загружается до 1700 кассет.
Через некоторое время работы реактора количество первичного
делящегося вещества в активной зоне уменьшается и возникает
необходимость замены отработавших твэлов новыми. Замену
в реакторе отработавших твэлов, т. е. замену облученного и выго­
ревшего до определенной степени горючего свежим, называют пе­
регрузкой реактора. Перегрузка может осуществляться как при
остановке реактора, так и при его работе на энергетических уров­
нях мощности.
В зависимости от вида ядерного горючего и состава конструк­
ционных материалов активной зоны изменяется такой важный па­
раметр цепной реакции, как время жизни нейтронов, т. е. среднее
статистическое время от момента рождения нейтрона в результате
деления ядра до поглощения или утечки нейтрона.
Как будет видно из дальнейшего изложения, время жизни ней­
тронов оказывает существенное влияние на динамические свойства
реактора.
Замедлитель. В активной зоне реакторов на тепловых и проме­
жуточных нейтронах обязательно присутствует замедлитель, обес­
печивающий уменьшение энергии нейтронов за счет упругих столк­
новений нейтронов с его ядрами. В качестве замедлителя приме­
няются материалы, содержащие легкие элементы (с массовым
числом не более 12), имеющие достаточно большие сечения упруго­
го рассеяния и малые сечения поглощения тепловых нейтронов.
Наиболее широкое применение в качестве замедлителей полу­
чили графит, обычная и тяжелая вода, бериллий. От вида замед­
лителя существенно зависит конструкция и размеры активной зоны
реактора.
Так, размеры реактора с графитовым замедлителем значитель­
но больше размеров реактора с водным замедлителем и конструк­
ции активных зон этих реакторов сильно отличаются одна от дру­
гой. Конструкция органов управления также различна для реакто­
ров с различными типами замедлителя. Выбор замедлителя ока­
зывает влияние на свойства саморегулирования реактора.
14

Теплоноситель представляет собой жидкое или газообразное ра­
бочее тело, обеспечивающее отвод тепла, выделяющегося в твэлах
при делении содержащихся в них ядер горючего. Наиболее широкое
распространение в качестве теплоносителя получила обычная вода
(Н 2 0), но известно также применение и других материалов — тяже­
лой воды (D'20), газов (С0 2 , Н2, Не), жидких металлов (Na, К),
органических жидкостей.

-От-

L

5rV

Рис. 1.2. Принципиальная тепловая схема одноконтурной ЯЭУ:
/ — ядерный реактор; 2 — биологическая защита; 3 — паропровод; 4 — паровая турбина; 5 —
электрогенератор; 6 — конденсатор; 7 — конденсатный насос; 8 — регенеративный подогрева­
тель; 9 — деаэратор; 10 — питательный насос; / / — барабан-сепаратор; 12 — питательный на­
сос; 13 — резервуар; 14 — ГЦН

Поскольку теплоноситель, находясь в активной зоне реактора,
взаимодействует с нейтронами, то его замедляющие и поглощаю­
щие свойства существенно влияют на среднюю энергию ней­
тронов.
t

3

w/wwww^> <»wwfczzzz\

, v/wWA

w/w//ww,

13 11 11

>10
Вход воды

Рис. 1.3. Принципиальная тепловая схема двухконтурной ЯЭУ:
/-ядерный реактор; 2 - биологическая защита реактора; 3 - биологическая зашита ПГ4 -паропровод; 5-паровая турбина; 6 - электрогенератор; 7 -конденсатов 5 - к о н Д н

15

Так, все водород- и углеродсодержащие теплоносители являют­
ся интенсивными замедлителями и применяются только в реакто­
рах на тепловых и промежуточных нейтронах. В реакторах на бы­
стрых нейтронах они не могут использоваться.
Жидкие металлы обладают небольшим сечением рассеяния и
мало замедляют нейтроны из-за большого массового числа. По2

3

6
TZZZZZZZZZZZZuZJX

К пароб о и
турбине

Г<Я
< ^
•ys/s;,,s,j//. /ssf\ '/,/,'////,<•,/', - >/,,, - •///)..

^

<v

Рис. 1.4. Схема производства пара на трехконтурной ЯЭУ с реактором, охлаж­
даемым жидким натрием:
7 —реактор; 2 — компенсаторы объема; 3 — биологическая защита реактора; 4 — перека­
чивающий насос первого контура; 5 — промежуточный теплообменник; 6 — биологическая
защита промежуточного контура; 7 — ПГ; 8 — перекачивающий насос промежуточного кон­
тура

этому они применяются в реакторах на быстрых и промежуточных
нейтронах.
В водо-водяных реакторах вода является одновременно и за­
медлителем и теплоносителем. Если в активной зоне реактора вода

15 Н

Рис. 1.5. Схема производства пара на II блоке БАЭС (одноконтурная схемас ядерным перегревом пара):
/ — ядерный реактор; 2 — барботер; 3 — турбогенератор; 4 — конденсатор; 5 — конденсатный
насос; 6 — конденсатоочистка; 7 — регенеративный подогреватель низкого давления; 8 —
деаэратор; 9 — питательный насос; /0 — регенеративный подогреватель высокого давления;
// — регенеративный подогреватель; 12 — сепаратор пара; 13 — циркуляционный насос; 14 —
испарительный канал; 15 — перегревательный канал
16

доводится до кипения, то такие реакторы называют кипящими.
Для водо-водяных и кипящих реакторов характерно изменениеколичества замедлителя в активной зоне вследствие кипения теп­
лоносителя или изменения температуры, что обеспечивает саморе­
гулирование таких реакторов и позволяет в ряде случаев отказать­
ся от автоматического регулятора мощности реактора.
В водо-графитовых реакторах основной замедлитель — графи­
товая кладка, в которой равномерно распределены каналы с твэлами, охлаждаемые водой или паром. При использовании в каче­
стве теплоносителя воды и перегретого пара в водо-графитовых:
реакторах делают два типа каналов: испарительные, в которых,
вода доводится до кипения; пароперегревательные, в которые по­
ступает пар, сепарированный из теплоносителя, выходящего из.
испарительных каналов. Реакторами такого типа оснащена БАЭС.
Тепловые схемы ЯЭУ. Передача тепла, выделяющегося при*
ядерной реакции в активной зоне реактора, к рабочему телу дви­
гателя (турбины) в ЯЭУ осуществляется по одноконтурной
(рис. 1.2), двухконтурной (рис. 1.3) и трехконтурной (рис. 1.4)
тепловым схемам. Каждый контур представляет собой замкнутую»
систему. При установлении числа циркуляционных контуров опре­
деляющим является тип реактора, применяемый теплоноситель, егоядерно-физические свойства, степень радиоактивности и пригод­
ность для использования в качестве рабочего тела в турбине.
По одноконтурной схеме работают, например, кипящие корпус­
ные (типа BWR) реакторы и РБМК. В канальном реакторе РБМК
теплоноситель (вода) подводится снизу к каждому каналу, нагре­
вается до кипения и частично испаряется в активной зоне. Обра­
зующаяся пароводяная смесь отводится от каждого
канала в се­
параторы. Насыщенный пар при давлении 70-105 Па направляется
к двум турбинам мощностью по 500 тыс. кВт каждая, а отсепарированная вода, смешиваясь с питательной водой, подается глав­
ным циркуляционным насосом (ГЦН) на вход в каналы через си­
стему разделительных коллекторов.
На рис. 1.5 показана принципиальная тепловая схема однокон­
турной АЭС с ядерным перегревом пара (II блок БАЭС). Особен­
ностью схемы является наличие пароперегревательных каналов.
По двухконтурной схеме работают реакторы с некипящей во­
дой под давлением типа ВВЭР (PWR), а также тяжеловодные
реакторы с некипящей тяжелой или природной водой в качестветеплоносителя. При двухконтурной схеме нагретый в реакторе теп­
лоноситель поступает в парогенератор-теплообменник, где теплопосредством поверхностного подогрева передается от теплоноси­
теля к рабочему телу (питательной воде) второго контура. Вода
второго контура, нагреваясь в парогенераторе (ПГ), превращает­
ся в пар, который поступает в турбину. В первом контуре цирку­
лирует теплоноситель, который последовательно проходит цепоч­
ку: реактор — ПГ — циркуляционный насос — реактор. Схема вто­
рого контура включает парогенераторную установку, турбогенера­
тор в систему регенеративного подогрева воды.
2—806

\т

Трехконтурными установками являются энергетические реак­
торы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносите­
лем в первом и втором контурах. В этих установках тепло от пер­
вичного теплоносителя передается другому теплоносителю (также
жидкому металлу), являющемуся греющим для парогенераторной
установки. Промежуточный теплообменник отделяет контур вы­
сокой радиоактивности от рабочего контура, а также локализует
последствия аварии при случайном контакте натрия с водой.
Иногда применяются смешанные схемы, состоящие из одноконтурой и двухконтурной частей. Примером таких схем являются схе­
мы производства пара на I блоках БАЭС и АЭС «Дрезден»
<США).
1U

N

* 10°

0,6

1 W'1 -

0,5

| яг* - /

о,з

8

«8

0,1

-/
70-4 [L

10

I I

i

i

i

i

i

90
110 Ш 150
MaccoSoe число

0

Е„,МЭВ

Тис. 1.6. Распределение выхода осколков в зависимости от массового числа при
делении 235U
*Рис. 1.7. Спектр нейтронов деления

236

U

Рассмотрение тепловых схем энергетических установок с раз­
личными ядерными реакторами показывает, что они существенным
образом влияют на принципы проектирования системы контроля,
регулирования и защиты собственно ядерного реактора, причем
это влияние проявляется как в выборе программы регулирования,
так и в организации аварийной защиты.
•§ 1.2. ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР

Общие сведения. При бомбардировке ядер урана нейтронами
происходит деление ядер с освобождением значительной энергии.
При каждом акте деления, вызванном одним нейтроном, испуска­
ется по два нейтрона и более. Следовательно, при определенных
условиях процесс деления ядер урана может быть самоподдержиБающимся и сопровождаться непрерывной генерацией тепловой
энергии.
IS

Ядра изотопов 233U, 23бО и 239Ри могут делиться нейтронами
любых энергий, тогда как ядра изотопов 232Th и 238U делятся толь­
ко быстрыми нейтронами.
При делении ядра образуются два осколка с различными мас­
сами. Распределение по массовым "числам для осколков ядра 235U,
бомбардируемого тепловыми нейтронами, изображено на рис. 1.6.
В самом общем случае два осколка, образующиеся в одном акте
деления, имеют неравные массы;
Т а б л и ц а 1. t
наиболее вероятная масса тяже­
Выход нейтронов при делении
лого осколка примерно равна
на тепловых нейтронах
139 а. е. м., легкого — около 95
а. е. м. Распределение осколков
деления по массам удобно выра­ Делящийся
Ч
нуклид
жать в виде процентного выхода
осколков сданной массой на один
2,31+0,03
2,49+0,03
акт деления и строить как функ­
2,08+0,02
2,43+0,02
цию массового числа осколка.
2,87+0,04
2,03+0,03
Образующиеся при делении
осколки имеют в своем составе
избыточные нейтроны по отношению к устойчивому состоянию
ядра. Почти все нейтроны освобождаются мгновенно в момент
деления (99,35% для 235 U). Такие нейтроны называют мгновен­
ными. Спектр нейтронов деления 235U показан на рис. 1.7. Осталь­
ные нейтроны испускаются осколками с задержкой в различные
промежутки времени, эти нейтроны называют запаздывающими.
Нейтронный баланс. Главной частью изучения временного пове­
дения плотности нейтронов в системах, где осуществляется цепная
реакция деления, является рассмотрение нейтронного баланса,
т. е. сравнение процессов, в результате которых нейтроны рожда­
ются, с процессами, в результате которых они исчезают.
Важными параметрами при составлении нейтронного баланса
являются: среднее число нейтронов v, образующихся при одном
акте деления, число нейтронов, рожденных на один захваченный
в делящемся веществе нейтрон г), отношение сечения захвата в го­
рючем к сечению деления а. Все три величины зависят от энергии
нейтронов и от конкретных свойств делящегося вещества. Полное
число нейтронов, которое поглощается в делящемся материале на
один акт деления, составляет
V

??1

[of(F)+Oc(F)]/of(F)=l+a(F),

(1.1)

где a(F) —отношение сечений захвата а с и деления а/ в изото­
пе F. Величина т| связана с v и а следующим соотношением:

-n(F) = v(Fy[\+a(F)].

(1.2)

Значения v и г\ для деления 233U, 235U и 239Pu тепловыми ней­
тронами приведены в табл. 1.1.
Ясно, что если величина т|<1, то самоподдерживающаяся ядер­
ная цепная реакция не может осуществиться.
2*

19

Для изучения баланса нейтронов в реакторе схему деления, на­
пример, 235U можно представить в следующем виде:
235,,
л _|_"»и

. / 2M,3U}*.in*_^.x_|_
—{

236

-'4.-''Y-j-v/i4-Y,

(1.3)

Здесь символ { }* указывает, что получившееся ядро находится
в возбужденном состоянии; X, Y —осколки деления, верхний
индекс указывает массовое число ядра, нижний индекс — заряд;
величины у и р характеризуют испускание мгновенных и запазды­
вающих 7 _ к в а н т о в и Р-частиц соответственно; v — количество
испущенных нейтронов (включая запаздывающие нейтроны, испу­
щенные осколками деления).
§ 1.3. ЭНЕРГИЯ ДЕЛЕНИЯ

Распределение энергии деления. Основную часть энергии, осво­
бождающейся при делении ядер, составляет кинетическая энергия
осколков деления. Кроме того, определенную часть энергии несут
дейтроны, появившиеся в момент деления (мгновенные нейтро­
ны), а также р- и у-излучение, сопровождающее акт деления.
Распределение энергии между различными продуктами деления
приведено в табл. 1.2.
В расчетах следует также учитывать энергию, выделяемую ма­
териалами, захватившими нейтроны, при ^-излучении. Эта энергия
зависит от материала, в котором происходит поглощение нейтро­
нов и составляет примерно 10 МэВ на один акт деления.
Средняя кинетическая энергия осколков деления от изменения
энергии нейтронов деления существенно не изменяется.
Необходимо рассмотреть, как распределяется выделение энер­
гии во времени. Энергия осколков деления, выделяющаяся мгно­
венно, передается горючему, а за­
,-2
тем
теплоносителю через оболоч­
ю
ку тепловыделяющего элемента.
ста 10-3
Энергия,
выделяющаяся при р- и
о
у-излучении, распределяется во
10-4
времени. Выделение энергии пос­
s:
ле
акта деления представлено на
„.«^ 10-ь
<
ъ
^3
рис. 1.8.
5:
10-6
Как видно из рис. 1.8, пос­
<ъ
ле акта деления освобождение
*Хэ
7
энергии происходит в течение
•*§
«5) w
длительного
времени. Энергия
10'•8
S5:
захватного у-излучения различ­
•9
ными элементами активной зо10'
/02
10*
106
108 ны зависит от вида материала,
дремя после акта деления, с
захватившего нейтрон, ^ ^ л е н и
аб ТЫ
Рис. 1.8. Временная зависимость спа- Р °
Р е а к т ° Р * И врёМШи, в
да полного энерговыделения последе- течение которого реактор оста.ления 235и
новлен.
ч,».*

OQ

О}

CV»

О}

'.20

Характерной особенностью осколков деления является их радио­
активность. Образующиеся при делении ядра имеют слишком
большое значение отношения числа нейтронов к числу протонов,
чтобы быть устойчивыми. Непосредственные продукты распада
Энергия, выделяющаяся при делении нуклидов

233

U,

235

Продукты деления

S83U

а»и

Легкие осколки
Тяжелые осколки
Нейтроны деления
Мгновенные у-кванты
р-Частицы, испускаемые про­
дуктами деления
Y-Излучение продуктов деле«ия
Полная энергия, выделяющая­
ся в результате одного акта де­
ления
1

99,9+1
67,9+0,7
5,0
7
8

99,8+1
68,4+0,7
4,8
7,5
7,8

4,2
192

6,8
195

Т а б л и ц а 1.2
U и 239 Pu, МэВ
азврц

101,8+1
1 73,2+0,7
!
5,8
7
8
6,2
202

также бывают радиоактивными.
Около 5% всей энергии, полу­
235
чающейся при делении U, выделяется в течение продолжитель­
ного времени в виде (}- и ^-излучения в процессе радиоактивного
распада ядер продуктов деления.
Из изложенного ясно, что имеют место принципиально различ­
ные режимы выделения мощности, когда в реакторе протекает
цепная реакция и когда реактор остановлен.
Мощность реактора. Рассмотрим энерговыделение при работе
реактора на уровне тепловой мощности Q. Общее количество де­
лений в реакторе в течение 1 с составляет
A=nvNofV=<p2fV,
(1.4)
где п — средняя
плотность нейтронов, т. е. среднее число нейтро­
3
нов в 1 см ; v — средняя скорость нейтронов,
см/с; ср=т> — сред­
2
няя плотность потока нейтронов, нейтр./(см «с); а/ — микроскопи­
ческое сечение деления
ядерного горючего; N — число ядер деляще­
3
гося изотопа в 1 см ; V — объем активной зоны2 реактора, см3;
Hf=Nof — макроскопическое сечение деления, см .
Зная, что при делении каждого ядра 235U выделяется
около
13
и
190 МэВ тепловой энергии (или 190.1,6-10- ^3,(Ы0- Дж),
можно определить мощность реактора (в*Вт):
Q=3,0.10-11.X=3.10-11(p2/V.
(1.5)
235
Удобно выражать мощность реактора
через
массу
U в реак­
235
торе23g. Учитывая, что число ядер U в реакторе есть NV=g6,02x
Х10 /235, получаем
Q=3.10- n (^6,02.10 23 /235)9a/.

21

Микроскопическое сечение деления 235U тепловыми нейтронами
(7/=582-10-24 см2. Подставляя значения NV и а/ в формулу (1.5),
получаем (в Вт)
Q ^ S I O - 1 1 - ^ ^ | з ^ - - 9 582.10- 24 = 4,5.10-11^ср,

(1.6)

где значения g даны в граммах.
Из выражения (1.6) видно, что энергия, выделяющаяся
в активной зоне реактора, пропорциональна плотности потока ней­
тронов. Поэтому для контроля и управления мощностью реактора
можно контролировать плотность потока нейтронов ф или плот­
ность нейтронов п. Поскольку энергия в реакторе выделяется
в виде тепла, измерение можно весги и непосредственно в едини­
цах тепловой мощности. Для этой цели необходимо контролиро­
вать температуру теплоносителя на входе в реактор и выходе из
него, а также расход теплоносителя. Такой метод контроля имеет,
однако, два существенных недостатка, которые необходимо учиты­
вать при его использовании. Первый — большая тепловая инерция
системы контроля по сравнению со скоростью изменения процессов
деления. Второй заключается в том, что при малых уровнях мощ­
ности разность между входной и выходной температурами тепло­
носителя мала и, следовательно, погрешность в измерениях будет
недопустимо велика. Следует также отметить, что этот метод кон­
троля неприменим для кипящих реакторов.
Энерговыделение в остановленном реакторе. При длительной
работе реактора на постоянной мощности устанавливается ста­
бильный уровень ионизирующего излучения, характеризуемый рав­
новесием процессов нарастания концентрации ядер-излучателей и
их радиоактивного распада.
Если цепная, реакция деления прекращена, т. е. поток нейтро­
нов практически равен нулю, энерговыделение в реакторе в тече­
ние продолжительного времени остается значительным. Это энерго­
выделение определяется радиоактивным распадом продуктов де­
ления.
После остановки реактора регулировать энерговыделение не­
возможно, так как процесс радиоактивного распада ядер опреде­
ляется их постоянными распада.
Для времени t в интервале от 1 до 105с после акта деления
временные зависимости энергии р- и у-распадов продуктов деле­
ния (МэВ) приблизительно таковы:

£P(^1,4M.2;}
Ят(*)~ U / - 1 ^

J

к

'

}

Для времени после остановки реактора />10 4 с изменение оста­
точной мощности реактора Q продуктов деления (МэВ/с) описы­
вается соотношением
Q(/)^6,62.10- 2 QoH4
(1.8)
где Q — мощность реактора перед остановкой, Вт.
22

§ 1.4. КРИТИЧНОСТЬ И КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ

Условие критичности реактора. Для того чтобы выделение энер­
гии протекало непрерывно, необходимо обеспечить условия само­
поддерживающейся цепной реакции-.
В реакторе, конечно, не все нейтроны захватываются ядрами
делящихся изотопов. Часть нейтронов вылетает из системы, ввиду
ее ограниченных размеров, а часть захватывается ядрами неделящихся изотопов, входящих в состав активной зоны (теплоноси­
тель, замедлитель, ядра, входящие в композицию твэлов, средства
регулирования и конструкционные материалы активной зоны).
Условием для стационарной самоподдерживающейся цепной
реакции деления является то, чтобы на каждый нейтрон, вызвав­
ший деление ядра, образовался новый нейтрон, снова вызывающий
деление ядра горючего.
Ниже рассматривается упрощенная точечная модель реактора
в одногрупповом приближении. Эта модель весьма идеализирована,
однако с ее помощью можно понять природу цепной реакции и
объяснить некоторые основные свойства всех реакторов. В приня­
той модели предполагается, что все нейтроны в среде рождаются
и поглощаются в одной точке и имеют одинаковую скорость. По­
этому из рассмотрения исключается пространственная зависимость
плотности нейтронов.
В таком реакторе можно записать условие баланса для плотно­
сти нейтронов в единичном объеме
dn/dt=v'SfVn—2аая,

(1.9)

где v — число нейтронов, выделяющихся на один акт деления; 2 а —
полное макроскопическое сечение поглощения среды в реакторной
системе.
Если плотность нейтронов сохраняется постоянной во времени,
то dn/dt=0, из уравнения (1.9) следует:
vS//Se=l.

(1.10)

Уравнение (1.10) является условием критичности для реактора
в принятом приближении. Реактор, отвечающий этому условию, на­
зывают критическим.
Коэффициент размножения. Если равенство (1.10) не выполня­
ется, то имеет место изменение плотности нейтронов во времени.
Для характеристики состояния происходящей в реакторе цепной
реакции введен коэффициент размножения k. Этот коэффициент
можно определять как отношение плотности нейтронов данного
поколения к плотности нейтронов поколения, ему непосредственно
предшествующего, т. е.
k=nijrii-\.
Если &=1, то количества нейтронов, исчезающих и рождающих­
ся в единицу времени, равны. В этом случае мощность реактора
23

сохраняется постоянной, а реактор находится в критическом со­
стоянии.
Если &>1, то имеет место увеличение плотности нейтронов,
а следовательно, и мощности реактора. Такое состояние реактора
называют надкритическим.
Если k<l, имеет место непрерыв­
ное снижение плотности нейтронов,
а также и мощности реактора. В ко­
нечном счете происходит полное пре­
кращение цепной реакции. Такое со­
стояние реактора называют подкритическим. Таким образом, если иметь
средства, позволяющие изменять ко­
эффициент размножения, то можно»
обеспечить
управление реактором.
Поддерживая k = \, обеспечивают по­
стоянство уровня мощности. Изменяя
Рис. 1.9. Зависимость плотно­
k, можно изменять уровень мощности
сти нейтронов от времени при
до необходимых значений и, восстано­
различных значениях коэффици­
вив k на новом уровне до единицы,
ента размножения k
обеспечить стабилизацию процесса.
В принятой модели реактора
(1.11)
Решение уравнения (1.9) будет
п (t) =п0 ехр [ (k— 1) vZJ],

(1.12)

где по — стационарная плотность нейтронов до момента времени
/ = 0 при Л=1.
Введем величину l/(t>2 a )=ha/f, где А,а — средний полный путь,
который проходит нейтрон от точки рождения до точки поглощения
(длина поглощения). Введенная величина определяет среднее вре­
мя жизни нейтронов в реакторе /. Таким образом,
n(t)=n0exp[(k—

1)*//].

Следовательно, плотность нейтронов экспоненциально возраста­
ет с течением времени, если & > 1 , а если k<l, то падает по экспо­
ненте. Рост плотности нейтронов означает увеличение делений и,
следовательно, повышение мощности реактора.
Следует отметить, что все нейтроны в модели реактора при­
няты мгновенными. Влияние запаздывающих нейтронов на кине­
тику реактора рассматривается в следующих разделах.
Изменения плотности нейтронов во времени при различных зна­
чениях коэффициента размножения показаны на рис. 1.9. Таким
образом, регулирование уровня мощности реактора осуществляется
изменением коэффициента размножения, как это показано на
рис. 1.10, 1.11.
24

Для реакторов бесконечных размеров коэффициент размноже­
ния &«> определяется свойствами материалов и композицией их
в активной зоне. Этот коэффициент может быть представлен в виде
четырех сомножителей:
£оо=ерг)/,
(1.12а)
где е — коэффициент размножения на быстрых нейтронах; р — ве­
роятность избежать резонансного захвата; / — коэффициент тепло­
вого использования; г) — число быстрых нейтронов, произведенных
на каждый тепловой нейтрон, поглощенный в горючем.
Для того чтобы реактор конечных размеров был критичен, не­
обходимо учитывать утечку нейтронов из системы. Если обозначить
ру вероятность избежать утечку нейтронов из реактора конечных
размеров, то коэффициент размножения в нем будет равен

Величину &Эф называют эффективным коэффициентом размно
жения реактора конечных размеров. При &Эф=1 имеет место по­
стоянство плотности нейтронов, т. е. количества исчезающих и
г^

1

s/

L* -

- ji_

'
К<1

A-t
- J1

J

L *-i _L *>* JUH
\

i

Рис. 1.10. Изменение плотности нейтронов при переводе реактора на более низ­
кий уровень мощности
Рис. 1.11. Изменение плотности нейтронов при переводе реактора на более вы­
сокий уровень мощности

образующихся нейтронов равны. При отклонении &Эф от единицы
будет иметь место нарушение этого баланса, причем изменение
количества нейтронов в новом поколении по отношению к нейтро­
нам предыдущего поколения будет равно
(&эф— 1)

По=П\—flQ.

Следовательно, если в реакторе имеется п нейтронов в 1 см3,
то за время, равное среднему времени жизни нейтронов в нем,
будет происходить изменение плотности нейтронов на величину
Д/1=(6эф—1)/*.

Если среднее время жизни нейтронов равно /, то скорость из­
менения плотности нейтронов составит
dn\dt=(k^—\)n\l=bkn\l,
(1.13)
где 8k — отклонение эффективного коэффициента размножения от
его стационарного значения &Эф=1, соответствующего критическо25

му состоянию реактора, называемое избыточным коэффициентом
размножения. Следует отметить, что из-за влияния утечки среднее
время жизни нейтронов в реакторе конечных размеров несколько
меньше, чем в бесконечном реакторе.
Для определения плотности нейтронов в любой момент времени
после скачкообразного изменения £Эф от 1 до l+8k уравнение
(1.13) нужно проинтегрировать, учитывая начальные условия при
t=0; п=п0; dn/dt=0. Тогда получим
n(t)=n0exp(8kt/l).
(1.14)
Уравнение (1.14) показывает, что при б £ > 0 плотность нейтро­
нов возрастает экспоненциально, при 8k=0 остается постоянной,
а при 6&<0 убывает по экспоненте. Чем длительнее время, в те­
чение которого 8£>0, тем больше скорость нарастания п. При
увеличении скачка 8k скорость нарастания п также увеличивается.
Увеличивается она и при уменьшении времени жизни нейтро­
нов /.
Величину 8k можно изменять средствами управления. Что ка­
сается среднего времени жизни нейтронов, то оно определяется
в основном композицией материалов активной зоны -реактора и
практически не регулируется.
§ 1.5. ПЕРИОД РЕАКТОРА

Время, в течение которого мощность реактора возрастает, в е
раз, называют периодом реактора и обозначают Г. Период можно
определить из уравнения (1.14). Из условия определения периода
t = T при n(t)/n = e следует: 8kT/l =
= 1, отсюда
T=l/(6k).
В случае Г > 0 мощность реак­
тора должна неограниченно возра­
стать. При Г < 0 мощность реактора
падает. Рассмотрим, какая плот­
ность нейтронов в этом случае уста­
новится. Предположим, что в систе­
ме имеется искусственный источ•0
+ ник нейтронов интенсивности S
Рис. 1.12. Зависимость плотности нейтр./(см 3 -с) и коэффициент разнейтронов от времени при раз- множения меньше единицы ( 6 # < 0 ) ,
ных значениях подкритичности тогда можно написать:

6^(|б^з|>|б^ 2 |>|б^|)

dn/dt=(k9<b—l)nll+S.
(1.15)
С течением времени изменение плотности нейтронов прекраща­
ется, т. е.
(&эф— l ) / z / / + S = 0 ,
тогда
п=—5//(^Эф-1),
26

или

(1.16)

/ i = S / / ( l — &Эф).

Чем больше модуль величины 6&, тем меньше плотность ней­
тронов в подкритическом реакторе (рис. 1.12). Таким образом,
реактор будет вести себя как размножитель нейтронов с коэффи­
циентом размножения, равным 1 /1 bk | ss 1 / (1—&Эф). Величину
(1—&эф) называют подкритичностью реактора.
§ 1.6. ЗАПАЗДЫВАЮЩИЕ НЕЙТРОНЫ

Характеристики запаздывающих нейтронов. Основное количест­
во нейтронов при делении
ядер испускается мгновенно, т. е. за
время порядка 10~14с. Эти нейтроны, называемые мгновенными.
обладают кинетической энергией около 1 МэВ и в дальнейшем,
если процес деления идет в основном на тепловых или промежу­
точных нейтронах, происходит их замедление
и диффузия.
Время замедления имеет порядок 10~4—Ю-5 с, а процесс
диф­
фузии тепловых нейтронов протекает за время около 10~3 с. Сред­
нее время жизни нейтронов в реакторах с графитовым
или тяже­
ловодным замедлителем составляет около
Ю-3 с, в реакторах
4
с обычной водой — приблизительно
10~ с, а в реакторах на быст­
рых нейтронах — в пределах Ю-7—10~8 с.
Кроме мгновенных нейтронов деления, небольшое количество
их испускается дочерними ядрами от первоначальных осколков
деления в результате радиоактивного распада ядер. Эти нейтроны
вылетают из ядер, получающихся в результате распада некоторых
типов осколков деления, поэтому время их выхода определяется
периодом распада этих ядер. Такие нейтроны называют запазды­
вающими нейтронами.
Время выделения, а также доля запаздывающих нейтронов
в общем балансе нейтронов приведены в табл. 1.3. Как видно из
таблицы, запаздывающие нейтроны можно представить в виде
шести групп. Следует отметить, что представление запаздывающих
нейтронов шестью группами может рассматриваться как искусст­
венное в том смысле, что периодов существует значительно больше;
Таблица
Гериоды полураспада, постоянные распада и выходы
запаздывающих нейтронов при делении m U
Номер группы

7*1/2.» с

1
2
3
4
5
6

55,72
22,72
6,22
2,30
0,61
0,23

V с-

Р,/Э

0,0124
0,0305
0,1110
0,301
1,130
3,0000

0,033
0,219
0,196
0,395
0,115
0,042

n3i(F,

1.3

Ю-»

0,052
0,346
0,310
0,624
0,182
0,066
27

однако, опыт показывает, что шесть групп обеспечивают оптималь­
ное представление для расчетов кинетики реакторов.
Группы запаздывающих нейтронов характеризуются временем
полураспада или временем жизни предшественника и выходом
запаздывающих нейтронов на каждый акт деления или на каждый
образовавшийся при делении ядра нейтрон (доля запаздывающих
нейтронов).
Если Я/— постоянная распада предшественника i-й группы, то
время жизни — величина, обратная постоянной времени: т/=1Дг.
Время жизни можно определить также, как время, в течение ко­
торого количество ядер-излучателей запаздывающих нейтронов
уменьшается в е раз.
Период полураспада ядер излучателя равен Г 1/2 =0,693/Я,-—
= 1п2/Я/.
Долю запаздывающих нейтронов относительно полного выхода
мгновенных нейтронов для каждой группы обозначают р<, а общая
доля всех групп

Р = 2 Pi-

(1.17)

l=rl

где N— число групп запаздывающих нейтронов.
Запаздывающие нейтроны в общем балансе нейтронов состав­
ляют незначительную долю и, следовательно, их вкладом в оцен­
ку энергии деления можно пренебречь.
Роль запаздывающих нейтронов. Наличие запаздывающих ней­
тронов несущественно и для стационарного состояния реактора.
В этом случае имеет место равновесное состояние, при котором

"з = 2 Я < С "

(1.18)

где п3— число запаздывающих нейтронов, образующихся в еди­
ницу времени; N — число групп запаздывающих нейтронов; С* —
концентрация ядер-излучатеТа б л и ц а

1.4

I
Доли запаздызающнх нейтронов
Нуклид

n3/F

frr

0,0061
0,0066
0,0158

V

2,87
2,49
2,43

0
0,0021
0,0026
0,0065

r ;
" -LP б о з н а ч е н и я : F—полное число деле­
ний; n3/F—количество запаздывающих нейтронов на
одно деление; v— среднее полное число нейтронов на
одно деление; 3—Доля запаздывающих яейтроновпо
огношению к полному числу нейтронов: р = л /(Fv).

28

ле

** Н е й т р о н о в Г-Й г р у п п ы ; Л»—

постоянная распада ядра-излу._ft ' г р у п п ы запазды­
чателя
вающих нейтронов.
В табл. 1.4 приведены аб­
солютные полные выходы за­
паздывающих нейтронов
и
значений р для различных де­
лящихся изотопов на тепловых
нейтронах.
Средняя энергия запазды­
вающих
нейтронов меньше
средней энергии мгновенных
нейтронов и для 235U состав-

ляет примерно 0,5 МэВ. Следовательно, вероятность утечки и по­
глощения для запаздывающих нейтронов в процессе замедления,
будет иная, чем для мгновенных, и в любой системе, где происходит
цепная реакция, эффективность запаздывающих нейтронов отлича­
ется от эффективности мгновенных нейтронов. Поэтому вводится
понятие эффективной доли запаздывающих нейтронов |Зэф=уР>гДе"
у— эффективность запаздывающих нейтронов. Практически для
всех реакторов у > 1 . Для энергетических реакторов с большими ак­
тивными зонами с хорошим приближением можно считать 7 = 1. Ана­
логично эффективность запаздывающих нейтронов для отдельной:
группы может быть принята равной 1, т. е. y=yi=l.
Поэтому
в дальнейшем изложении там, где это не оговорено особо, под ве­
личиной р понимается эффективная доля запаздывающих ней­
тронов.
При нестационарных процессах изменения мощности реактора:
и плотности нейтронов в его активной зоне роль запаздывающих
нейтронов становится весьма существенной.
Сравним времена жизни мгновенных и запаздывающих нейтро­
нов. Для упрощения представим все запаздывающие нейтроны
одной эквивалентной группой. Свойства этой группы определяются*
константой распада Я, а доля всех запаздывающих нейтронов —
величиной [J. Для 235U положим (5 = 0,0065. Величина X определя­
ла
ется выражением р д = 2 |V^//=i

Используя данные табл. 1.4, получаем Я=0,072 с -1 , среднеевремя жизни эквивалентной группы запаздывающих нейтронов
т=13,8 с.
Таким образом, мгновенные нейтроны, относительное число ко­
торых составляет (1—р), имеют время жизни /, равное Ю-3—
Ю -5 с для реакторов на тепловых нейтронах, в то время как за­
паздывающие нейтроны имеют время жизни, равное / плюс сред­
нее время запаздывания до своего появления в системе, т. е. т.^
^=Л0 с. В связи с таким резким отличием времени жизни запазды­
вающих нейтронов от времени жизни мгновенных нейтронов кине­
тика любой системы с цепной реакцией деления при —f}^8fe^(J
определяется преимущественно запаздывающими нейтронами..
Роль запаздывающих нейтронов в кинетике реакторов рассмо­
трена в последующих разделах.
§ 1.7. ХАРАКТЕРИСТИКИ ФОТОНЕЙТРОНОВ,
ОБУСЛОВЛЕННЫХ у-ИЗЛУЧЕНИЕМ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ

Общие сведения. В реакторах, в активной зоне которых содер­
жится тяжелая вода или бериллий, происходит процесс образо­
вания нейтронов под действием ^-излучения. Такие нейтроны по­
лучили название фотонейтронов.
Периоды испускания фотонейтронов, определяемые периодами
ядер-излучателей ^-квантов продуктов деления, значительно боль\

29»

ше, чем периоды запаздывающих нейтронов. Фотонейтроны после
остановки реактора могут создавать в течение длительного време­
ни значительный фон, что используется для контроля подкритического состояния реактора.
Y-Квант выбивает из ядра нейтрон, если его энергия превос­
ходит энергию связи нейтрона в ядре. У большинства ядер эта
энергия превышает 6 МэВ. Только в четырех случаях порог до­
статочно низок, чтобы представлять практический интерес для фи­
зики реакторов, а именно:
£ n o p ( 2 D) = (2,226±0,003)M9B;

£nop(6L'i) = (5,35 ±0,2) МэВ;

£поР(9Ве) = (1,666±0,002)МэВ; £ПОр(13С) = (4,92±0,2)МэВ.
Практически для кинетики реакторов важны только реакции
п) и9Ве(<у, п).
Периоды фотонейтронных групп, обусловленных взаимодейст­
вием ^-квантов продуктов деления 235U с тяжелой водой, лежат
в диапазоне от 2,5 с до нескольких дней.
Фотонейтроны можно рассматривать как дополнительные за­
паздывающие нейтроны с эффективными долями групп угр?Характеристики фотонейтронов. В табл. 1.5 приводятся констан­
ты групп фотонейтронов, [},- представляет собой отношение выходов
'фотонейтронов на деление к полному числу нейтронов v, испускае­
мых при делении 235U тепловыми нейтронами, Я,=1п2/Г 1/2 — посто­
янная распада для f-й группы.
D20(Y,

Таблица

1.5

Групповые константы фотонейтронов для реакции D 2 0 (у* л),
обусловленной Y-ИЗ лучением 2351)
Номер группы

V с"'

эг ю-1

Номер группы

V с-

з,. ю-$

1
2
3
4
5

6,26-Ю- 7
3,63-10-*
4,37-Ю- 5
1,17-10-*
| 4,28-Ю- 4

0,05
0,103
0,323
2,34
2,07

6
7
8
9

1,50.10-»
4,81-Ю- 28
1,69-Ю2,77-Ю- 1

3,36
7,00
20,4
65,1

1

Средний период полураспада для фотонейтронов в реакции
D 2 0(v, п) равен 16,7 мин.
Характеристики фотонейтронов реакции 9 Ве(у, п) приведены
в табл. 1.6. Как и при анализе характеристик обычных запазды­
вающих нейтронов, здесь установлено минимальное число групп
запаздывающих фотонейтронов, с помощью которых можно удов­
летворительно описать кинетику реактора в широком диапазоне
изменения времени.
:зо

Таблица
1 .&
9
Групповые константы запаздывающих фэтонейтронов реакции Ве (Y» /*)»
обусловленной Y-ИЗлучением продуктов деления 235U
Номер группы

V с-

3;, 105

Номер группы

X,. c-t

0., 10»

1
2
3
4
5

6,24-Ю- 7
2,48.10- в
1,59-Ю- 6
6,20-Ю- 5
2,67-Ю- 4

0,057
0,038
0,260
3,20

6
7
8
9

7,42-Ю- 4
3,60-Ю- 3
8,85.10- 3
2,26-Ю- 2

3,68
1,85
3,66
2,07

0,36

1

Средний период полураспада для фотонейтронов в реакции:
Ве(у, п) равен 2,31 ч. Следует учитывать, что на величину р*
существенное влияние оказывает конструкция реактора.

9

§ 1.8. ОСНОВНЫЕ УРАВНЕНИЯ КИНЕТИКИ РЕАКТОРА

Нейтронный баланс с учетом запаздывающих нейтронов. Учег
запаздывающих нейтронов приводит к следующему балансу ней­
тронов в реакторе в одногрупповом приближении.
Скорость изменения плотности нейтронов 3в 1 см3 равна скорос­
ти образования мгновенных нейтронов в 1 см плюс скорость обра­
зования запаздывающих нейтронов 3в 1 см3 плюс интенсивность,
внешнего источника нейтронов в 1 см .
Учитывая, что коэффициент размножения k можно представить
в виде суммы k=k(l—р) +/ф, где А(1—р) — коэффициент разм­
ножения на мгновенных нейтронах; Щ — коэффициент размноже­
ния на запаздывающих нейтронах, уравнение баланса плотности
нейтронов в элементарном объеме с учетом N групп запаздываю­
щих нейтронов будет
Л|/Л = ( л / 0 [ Л ( 1 - р ) - 1 1 + 2 Ifit + S,

(1.19).

где d — плотность предшественников запаздывающих нейтронов
i-й группы (ядер/см 3 ); число групп N=6 (см. табл. 1.3).
Скорость изменения плотности предшествеников запаздываю­
щих нейтронов i-й группы равна скорости производства предше­
ственников запаздывающих нейтронов i-й группы минус скоростьраспада предшественников запаздывающих нейтронов этой жегруппы. Учитывая, что коэффициент размножения на запаздываю­
щих нейтронах для i-й группы равен k$h получаем
dCi\dt=k^in\l—UCi.
(1.20)
Уравнения (1.19) и (1.20) не содержат зависимости от прост­
ранственных координат, поэтому их иногда называют уравнениями
кинетики точечного реактора. Однако они достаточно хорошо опишают временное поведение плотности нейтронов в большинстве-

зь

.ядерных систем. Поэтому уравнения (1.19) и (1.20)—основные
уравнения кинетики реактора. Они являются определяющими для
проектирования систем контроля и управления реакторами.
Отметим, что при анализе кинетики реального реактора в урав­
нениях (1.19) и (1.20) величину k следует рассматривать как
эффективный коэффициент размножения.
Если реактор критический и работает на постоянном уровне
мощности до момента времени / = 0 при S = 0, то tfe=l; п=п0\ С{=
= СЮ; (dn/dt) |/=о=0; (dC<A#) |*=о=0, где индекс «0» означает на­
чальный момент времени.
Подставив эти значения в уравнения (1.19) и (1.20), получим
0 = -Х£1о+Ы1,

(1*)

0 = (л./0(-» + 2*/С /в .

(2*)

Из уравнения (1*) получаем C/o=piAz0/(U<).
Подстановка С*0 в уравнение (2*) дает тождество, что под­
тверждает правильность определений, заложенных в зависимостях
(1.19) и (1.20).
Решение уравнений кинетики для скачка 6k. Решим теперь си­
стему уравнений (1.19), (1.20) для случая скачкообразного изме­
нения от k=\ до k=\+bk в момент времени / = 0 . Считаем, что
внешние источники отсутствуют, т. е. S = 0 .
Будем искать решения уравнений (1.19) и (1.20) в следующем
виде:
п=аехр (<о/);

(1-21)

С/=6ехр (©*)Производными от решений будут
dnldt=a(uexp

(1-22)

(<о/)=со/г;

,

dCi/dt=b(i>exp (ю/)=соСг.
Подставив эти
лучим

величины в уравнения

(1.23)
(1.24)

(1.19) и (1.20),

(od=—XiCi+kfrnll,

по­

(1.25)
N

ш = (n/l) (bk - Щ + 2

Я

А>

(1.26)

/=1

где 8k=k—1.
Решим уравнение (1.25) относительно С*:
Ci=kfrnl[l(to+h)].
32

(1.27)

Подставим значение С< из уравнения
(1.26):

(1.27)

в уравнение

N

1=1

N

ИЛИ

bk _ ml
(о/

^ / hh

о \

При этом учтем, что Р = 2 Р*- Получим
'=1

N

N

(1.28)
Введем новую величину р, называемую реактивностью
(Ь29)
р=(Л—l)/ft=6ft/ft.

Рис. 1.13. Зависимость р от со

Напомним, что здесь k — эффективный коэффициент размно­
жения.
Вместо (1.28) можно записать
(1.30)
/=i

Для вычислений удобно это выражение преобразовать, исполь­
зовав зависимость, выраженную уравнением (1.29) в виде
3-80G

33

£=1/(1—р), тогда

1=1

Уравнение (1.31), называемое иногда уравнением «обратных
часов», представляет собой характеристическое уравнение для си­
стемы (1.19), (1.20). Решая его относительно со, можно найти все
корни или значения ©j, удовлетворяющие указанной системе. Это
уравнение | N + 1 | степени относительно со при заданном значе­
нии р. Для заданного р, положительного или отрицательного, име­
ется N+1 решение уравнения (1.31), где N — число групп запаз­
дывающих нейтронов.
Для оценки общего характера решений построим график зави­
симости р от © (рис. 1.13). Из приведенного графика видно, что
при положительном значении р существует N+1 корень, из кото­
рых один положительный и остальные (N) —отрицательные. В со­
ответствии с (1.21) изменение плотности нейтронов будет иметь
вид

*(0 = S Л-ехрКО.

(1.32)

/=о
При отрицательном значении р все „V+1 корень — отрицательные.
При положительном скачке 8k все члены, кроме первого, быст­
ро убывают, и развитие процесса происходит по закону, выражен­
ному первым членом уравнения (1.32), т. е. n(t) будет экспоненци­
ально возрастать
л(/)=Л 0 ехр (сооО.
(1.33)
Положим
(Оо=1/7\

(1.34)

тогда
/г(0=Л 0 ехр (t/T).
(1.35)
Величину Т можно рассматривать как период разгона реактора
по истечении времени, после которого члены с отрицательными
экспонентами становятся пренебрежимо малыми. Величину Т на­
зывают установившимся периодом реактора. Величины 1 /coi;
1 /сог; ...; 1/CDN называют переходными периодами.
Численные решения уравнения (1.31) показаны на рис. 1.14, где
установившийся период Г ^ ш " 1 и шесть переходных периодов
7,/ = ш7"1 представлены в виде графиков зависимости от реактивно­
сти, выраженной в долях |3, для системы с 235U.
Как отмечалось выше, для подкритической системы все семь
периодов имеют отрицательные значения. В предельном случае,
соответствующем большой отрицательной реактивности, шесть из
них приближаются по абсолютному значению к периодам запаз34

дывающих нейтронов х^. По истечении времени, после которого
члены с большими по абсолютному значению отрицательными
экспонентами становятся пренебрежимо малыми, изменение плот­
ности нейтронов дается выражением^
/г(/)=Лехр(-*/т,),
(1.36)
_
наибольший
период
полураспада
из
всех
групп
предшест­
г д е Tl
венников запаздывающих нейтронов.
При небольших значениях отрицательной реактивности ( | р | <
^ 0,3р) спад плотности нейтронов по истечении времени, после
которого все члены с больши­
ми отрицательными экспонен- jrc
тами становятся пренебрежи­
мо малыми, характеризуется
установившимся
периодом
T^EI/CDO, зависящим от вве­
денной отрицательной реак­
тивности.
Верхняя
правая
часть
рис. 1.14 выражает известное
соотношение,
определяющее
зависимость установившегося
положительного периода от
реактивности. Видно, что при
р ^ 0,3р период практически
не зависит от времени жизни
мгновенных нейтронов. Поэто­
му можно сказать, что в обыч­
ных условиях ( 7 ^ 2 0 с) кине­
тика реактора определяется
главным образом периодами
и относительными выходами
групп запаздывающих ней­
тронов.
-1,0 -0,6 -0,2 0 0,2
Единицы
реактивности.
Реактивность в действительно­ Рис. 1.14. Зависимость установившегося
сти — величина безразмерная, периода и переходных периодов от реак­
нов уравнении (1.31) она изме­ тивности (т ь . . . тб — периоды полурас­
соответствующих групп запазды­
ряется иногда в «обратных ча­ пада
вающих нейтронов для 235U, /—-время
сах». Обратный час — едини­ жизни мгновенных нейтронов)
ца, специфичная для данно­
го реактора, — такое количество реактивности, введение ко­
торого в реактор дает установившийся период, равный 1 ч. Для
реактора с топливом из урана-235 эта реактивность равна 2,4 X
Как видно из формулы (1.31), измерив установившийся пе­
риод, можно получить реактивность в долях р. Поэтому реактив­
ность часто выражают в эффективных долях запаздывающих ней­
тронов. В американской литературе реактивность, равную р, назы35

вают долларом, а равную 0,01 р— центом. Реактивность можно вы­
ражать в процентах, т. е. p=(8k/k) 100%.
Решение уравнений кинетики с одной группой запаздывающих
нейтронов. В целях упрощений расчетов с достаточной степенью
точности все группы запаздывающих нейтронов заменяют одной,
группой р с величиной X, определенной как р/А,=2Рг/А,г-, где Р/ и
Xi — доли и постоянные распада соответственно групп запазды­
вающих нейтронов.
Тогда уравнение (1.31) можно представить в виде
или

Р=ГТГИ(/+^)-

(L38)

Корни ©о и coi легко вычисляются из уравнения (1.38), которое
представляет собой квадратное уравнение относительно ©. Поэтому
Р (1 + И) — (р + X/)
2/ <р — 1)

-

А[р(1 +Х/) —(Р + ^)1 2

1

2

|Л'у

[

/(р-1)

|

~Ж~

/((>-!)

(1.39)
Плотность нейтронов и концентрация предшественников запаз­
дывающих нейтронов будут выражаться следующим образом:
л=Лоехр ((DoO+^iexp (©if):
(1.40);
С=Б 0 ехр (©oO+fiiexp (©rf).
(1.41)
Если принять во внимание начальные условия, то из соотно­
шений (1.40) и (1.41) имеем

Л0 + Д = /г0;
В0 + Вг=С0;

j
I

В0 К + Я) = Др;

\

('-42>

Здесь предполагается, что реактор находится в стационарном со­
стоянии с плотностью потока по вплоть до момента t=0.
При этом условии из системы уравнений (1.42) находим
Л0==со1 (©о+А,) Ло/ [X (©1—©о) ] ;
Ai=(d0(<oi+X)nol[k((Oo—coi)].
(1.43)
Некоторое представление о значениях различных параметров
и изменении плотности нейтронов можно получить из следующего
примера. Пусть в критический реактор, длительное время работав­
ший на постоянном уровне мощности, мгновенно вводится положи­
тельная реактивность, равная 0,1р. Проведем расчет изменения
плотности нейтронов после введения положительной реактивности
36

для следующих численных значений:
р=6,5-Ю-43; Я=0,073
с-1;
3
р=б,5-10- ; /=10- с.
В этом случае в формуле (1.39) можно пренебречь р по срав­
нению с единицей, а также величиной XI по сравнению с единицей.
Тогда

2/—I 1

».. =

±

У 1+ 9-, + 1ку\-

При условии ф — Р + ty* ^* 2/Яр, применяя приближенную фор­
мулу У а* -\-х = а-\- х/2а, получаем

°-,_

2Z

{' —IZ + tf^P + w H r

Отсюда
ю,-[(р—р+Х/)а+Я./р]/[/(р—p+M)];
(1-44)
в»о=Яр/(Р—P+W).
(1.45)
Пренебрегая
Я.
/
по
сравнению
с
(Р—р)
и
lip
по
сравнению
(Р—р)2, получаем
<о,= (р-р)//;
(1.46)
©о«Яр/(р—р).
(1.47)
Используя эти соотношения и формулы (1.43), находим
Л, = рп<,/(р—р); Ло=рп0/(Р—р).
(.1.48)
Выражение для плотности нейтронов имеет вид

n(f) = n.[f±iexp^-f±-fexP[-±^l.\}.

(1.49)

Из выражения (1.49) видно, что плотность нейтронов представ­
ляет собой разность двух членов, из которых первый возрастает,
а второй убывает. Подстановка численных значений в (1.49) дает
n(t)/n0=lM ехр 0,0081*—0,11 ехр (—5,8г),
(1.50)
отн-еВ.
I

1-й член
L
-^

п/п%
2,0

Щ
V

2-й чпен
1
1
1
10 f \
* )I 20 40 60 80tfi\

Ч

7

Ц
0.5
5

V

7,5

^

2Д

*,с

0тносительное

«SL»!:- ;
изменение плотности нейтронов при введении положи­
тельной реактивности в критический реактор (р=0,1р)
37

где t — время. На рис. 1.15 представлено относительное изменение
плотности нейтронов во времени, рассчитанное по формуле (1.50).
Второй член в уравнении (1.50) дает заметный вклад в n(t)
только в течение нескольких первых десятых долей секунды.
В дальнейшем преобладающим становится первый член. Таким
образом, через несколько секунд после скачка реактивности вто­
рым членом можно пренебречь. Тогда
л ( 0 -ЛоЕР/(Р—р) ]ехр[Хр</(р—р) ],
(1.51)
и установившийся период будет равен
Г=(р-р)/р*.
(1.52)
Для рассмотренного случая Г=125 с.
Вычислим значение установившегося периода по приближенной
формуле
Г^рДр,
(1.53)
полученной при р<СР из формулы (1.52). Подстановка численных
значений р=0,1р и Я=0,072 с - 1 дает 7 = 1 3 7 с. Без учета запазды­
вающих нейтронов в соответствии с соотношением (1.14) полу­
чаем (в секундах)
7W/6ft=/(l— р)/р^10- 3 /(6,4.10- 4 )^1,5.
(1.54)
Для реактора с временем жизни нейтронов /=10~ 5 с расчет по
формуле (1.54) дает Г=0,015 с, в то время как при учете запаз­
дывающих нейтронов по-прежнему Г=125 с. Такая огромная раз­
ница в периодах разгона реактора, а следовательно, и в скоростях
возрастания плотности нейтронов служит наглядной иллюстрацией
того, как упрощается проблема регулирования реактора при на­
личии запаздывающих нейтронов.
Рассмотрим случай, когда изменение реактивности положи­
тельно и велико, а именно р>».р. Тогда, пренебрегая р в уравнении
(1.44) по сравнению е р и используя то, что А,/«С1, получаем coi«
^ р / / , или Г = / / р (при р^6&), что практически совпадает с перио­
дом реактора, вычисленным для системы, в которой запаздываю­
щие нейтроны не рассматриваются [см. соотношение (1.54)].
Когда &=1/(1—р), первый член в уравнении (1.19) становится
равным нулю, и реактор критичен уже только на одних мгновен­
ных нейтронах. Такое состояние реактора, когда избыточная реак­
тивность в точности равна доле запаздывающих нейтронов ( р =
= р ) , принято называть мгновенной критичностью в отличие от со­
стояния k=l9 называемого критичностью на запаздывающих ней­
тронах, или просто критическим состоянием. Вблизи мгновенной
критичности плотность нейтронов очень быстро возрастает для
любой положительной величины k(l—р)—1 или р > р . Период
разгона равен отношению среднего времени жизни нейтронов к из­
бытку реактивности.
Для обеспечения безопасной эксплуатации реактора необходи­
мо обеспечить такие условия, чтобы разгон реактора происходил
только на запаздывающих нейтронах, т. е. чтобы всегда соблюда38

лось неравенство
р<Р,
(1.55)
где р — избыточная реактивность, вносимая для изменения мощ­
ности.
При создании конструкции реактора и его обслуживающих
систем должны быть проведены подробные исследования возмож­
ных нарушений неравенства (1.55) в различных ситуациях. Лю­
бые возможные режимы работы реактора, включая аварийные, не
должны приводить к появлению мгновенной положительной реак­
тивности, близкой к р.
Следует отметить, что соотношения (1.52), (1.53) справедливы
и для случая введения в стационарном состоянии реактора не­
большой отрицательной реактивности. При введении большой отри­
цательной реактивности, как уже отмечалось выше, период спада
мощности практически перестает зависеть от введенной реактивно­
сти и принимает значение, соответствующее постоянной времени
распада самого долгоживущего предшественника запаздывающих
нейтронов.
Физическая интепретация описанных переходных процессов
в реакторе при скачкообразном введении реактивности заключа­
ется в следующем. В течение времени, не превышающего несколь­
ких десятых долей секунды после скачка реактивности, концентра­
ция предшественников запаздывающих нейтронов определяется
стационарным уровнем плотности нейтронов, существовавшим
в реакторе перед изменением реактивности. Поэтому процесс идет
на мгновенных нейтронах, и его постоянная времени определяется
только средним временем жизни мгновенных нейтронов в реакторе
и введенной реактивностью. В дальнейшем начинает меняться кон­
центрация предшественников запаздывающих нейтронов и процесс
идет с установившимся периодом, определяемым постоянными за­
паздывающих нейтронов и введенной реактивностью.
§ 1.9. КИНЕТИКА ПОДКРИТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА

Переходные процессы в подкритическом реакторе. В § 1.5 было
получено соотношение n=Slj(\—k)
между плотностью нейтронов
и коэффициентом размножения в подкритическом реакторе. Отсю­
да видно, что для обеспечения безопасности реактора при подходе
к критичности на запаздывающих нейтронах необходимо контро­
лировать плотность нейтронов п или величину 1//г, стремящуюся
к нулю при &->1.
Обычно в процессе ступенчатого изменения реактивности в под­
критическом реакторе при приближении к критичности на запаз­
дывающих нейтронах после каждого скачкообразного добавления
реактивности следует дожидаться стабилизации плотности нейтро­
нов, чтобы точно определить асимптотическое значение я, входя­
щее в уравнение (1.16). Стабильный уровень плотности нейтронов
устанавливается в подкритической системе после очередного изме­
нения реактивности лишь тогда, когда концентрация запаздываю­
щих нейтронов всех групп (и фотонейтронов, если они есть) дости39

гает своего равновесного значения при новом значении k. Резуль­
таты расчетов переходных процессов представлены на рис. 1.16.
Эти расчеты относятся к реакторам с тяжеловодным и бериллиевым замедлителями. Предполагалось, что реактор внезапно пере­
водится из исходного подкритического состояния (подкритичность
Юр) в состояние, соответствующее указанному конечному значе­
нию коэффициента размножения.
На основании построенных кривых можно заключить, что:
1) время, необходимое для достижения равновесия, увеличивается
с увеличением коэффициента размножения; 2) присутствие фото-

Ю2

70 3

W*

ю5

101

Время после скачка реактивности, с

Рис. 1.16. Переходные значения плотности нейтронов, соответствующие & = 0,99;
0,999; 0,9999 для 235U с использованием в качестве замедлителя тяжелой воды
(а) и бериллия (б)
4

без учета фотонейтронов,

с учетом фотонейтронов

нейтронов также приводит к, заметному увеличению этого вре­
мени.
Для практики очень важным является то обстоятельство, что
при большой скорости введения реактивности наблюдаемый уро­
вень плотности нейтронов будет все время существенно ниже свое­
го асимптотического значения. Поэтому для безопасного подхода
к критическому состоянию необходимо медленное изменение реак­
тивности. Обычно это осуществляется последовательным ступенча­
тым увеличением реактивности с помощью дистанционного управ­
ления. В расчетах такое скачкообразное изменение реактивности
можно аппроксимировать непрерывным с некоторой средней ско­
ростью.
Период подкритического реактора. При медленном изменении
реактивности плотность нейтронов можно вычислить в квазистати­
ческом приближении из соотношения n=S//(l—&). Таким обра­
зом, при малых скоростях введения реактивности (dk/dt<^$c-1)
в подкритическом реакторе период определяется соотношением
T — JL^L
~ dn/dt

dk/dt

(1.56)

При подкритичности, меньшей р, чем ближе k к единице, тем
в большей степени на время установления асимптотического зна­
чения плотности нейтронов влияет время запаздывания образова40

ния запаздывающих нейтро­
нов. В этом случае период
определяется
по
формуле
(1.56) при условии dkjdt<^
< ( 1 — 6)2/>рт, где т ^ Ю с
а время установления асимп­
тотического значения плотно­
сти нейтронов после скачка ре­
активности в реакторе с подкритичностью (1—k) оценива­
ется по формуле / У ст«(2ч-3)
J — i — i — i
i
\
'
»
»
•
i
Рт/(1—к). Скорость увели­
-10 -9 -8-7-6 -5-4-3 -2-1 0 р,/3
чения мощности реактора в
подкритическом состоянии оп­ Рис. 1.17 Зависимость переходных ха­
ределяется скоростью измене­ рактеристик реактора от степени подкри­
ния реактивности и подкри- тичности для различных скоростей изме­
тичностью реактора
dn/dt= нения реактивности а, р/с
2
= [Slj{\—k) ]{dkldt).
Из этого выражения следует: чем ближе
реактор к критическому состоянию, тем быстрее нарастает мощ­
ность при постоянной скорости увеличения реактивности.
На рис. 1.17 приведены расчетные значения мгновенной плот­
ности нейтронов и периода реактора в зависимости от реактивно­
сти для различных скоростей увеличения реактивности (в расчетах
начальная подкритичность выбиралась равной Юр).
На рис. 1.18 представлены графики, изображающие зависи­
мость периода от скорости увеличения реактивности для различ­
ных степеней подкритичности.
Таким образом, с точки зрения управления и безопасности ре­
актора существует важная связь между четырьмя динамическими
параметрами подкритического реактора: периодом, уровнем мощ­
ности, степенью подкритичности и скоростью введения реактивно­
сти. При заданных начальных
условиях по известным значени­
ям любых двух из этих парамет­
ров можно однозначно определить
два другие, что позволяет описать
кинетическое поведение подкритичной системы. При этом можно
получить в принципе любой пери­
од в достаточно широком диапа­
зоне изменения мощности, выби­
рая соответствующим образом
скорость увеличения реактивно­
сти. В действительности же, однаРис. 1.18. Зависимость периода подкри­
тического реактора от скорости введения
реактивности для различных степеней
подкритичности
41

ко, выбор параметров строго диктуется соображениями безопасно­
сти и удобства контроля плотности нейтронов.
В качестве примера рассмотрим задачу определения скорости
введения реактивности в подкритический реактор, необходимой для
получения заданного значения периода в момент прохождения
под критичности 0,3р. Зададимся периодом 30 с. С помощью гра­
фика на рис. 1.18 определим,
что скорость введения реактивности
составляет <^0,03р с -1 , а соответствующее увеличение плотности
нейтронов n(t)/n(Q) (см. рис. 1.17) равно примерно 20.
§ 1.10. ИЗМЕНЕНИЯ РЕАКТИВНОСТИ

Для того чтобы реактор работал на постоянном уровне мощ­
ности, необходимо поддерживать неизменность значения &Эф=1.
Однако во время работы в реакторе происходят процессы, изме­
няющие &Эф. В результате этих изменений мощность реактора на­
чинает повышаться или снижаться и необходимо принимать спе­
циальные меры для поддержания ее на постоянном уровне.
Рассмотрим основные факторы, влияющие на изменение коэф­
фициента размножения реактора: температурные эффекты, отрав­
ление системы продуктами деления и выгорание делящихся ве­
ществ.
Температурные эффекты. Температурные коэффициенты реак­
тивности являются одними из наиболее важных величин, определяю­
щих рабочие характеристики, управляемость и степень безопасно­
сти ядерного реактора.
Температурный коэффициент реактивности обычно определяет­
ся следующим образом:
д^_
дг ~

1 dk _
k2' дТ ^

1 dk
k дТ >

где k^&l, Т — средняя температура активной зоны.
Если для описания эффективного коэффициента размножения
воспользоваться уравнением (1.12а), то температурный коэффи­
циент реактивности можно представить в следующем виде:
1 dk _

\

ду

1

df

Т dT~^j~ 5ГН J дГ^У

1 dp

5Г+~

1

йг

1

дру

57"+je7 ST"

^

^

Во всех реакторах часть нейтронов поглощается в области ре­
зонансной энергии (1 эВ —100 кэВ), и при проектировании кон­
кретных реакторов, особенно тех, в которых в качестве топлива
используется слабообогащенный уран, тщательное изучение влия­
ния изменения резонансного поглощения с температурой топлива
оказывается очень важным.
При увеличении температуры топлива происходит уширение
резонанса, обусловленное эффектом Доплера. Эффект Доплера
приводит к возрастанию резонансного поглощения нейтронов
с температурой и, следовательно, дает отрицательный коэффи­
циент реактивности по температуре топлива. Этот коэффициент
42

может быть принят равным третьему члену правой части уравне­
ния (1.57).
Температура топлива возрастает с некоторым запаздыванием
относительно плотности нейтронов. Постоянная времени изменяет­
ся от сотых долей секунды до десятков секунд для разных реак­
торов. В гетерогенном реакторе, охлаждаемом однофазным тепло­
носителем, остальные члены правой части уравнения (1.57) можно
отнести к коэффициенту реактивности по температуре замедлите­
ля, т. е. считать, что этот коэффициент равен ^(l/k) (dk/dT) —
-(11р)(дР1дТ).
Следует заметить, что член (1/т)) (дц/дТ) является частью ко­
эффициента реактивности по температуре замедлителя, так как
величина т| определяется спектром тепловых нейтронов, а спектр
нейтронов сильнее зависит от температуры замедлителя, чем от
температуры топлива.
Температура замедлителя возрастает с увеличением плотности
нейтронов как вследствие непосредственной передачи энергии при
замедлении нейтронов, так и за счет теплопередачи от топлива и
теплоносителя.
В реакторах с жидкими теплоносителем и замедлителем (типа
ВВЭР) коэффициент реактивности по температуре замедлителя
обычно отрицателен, значение его определяется тепловым расши­
рением, а следовательно, уменьшением плотности замедлителя и
ростом утечки нейтронов.
В реакторах с твердым замедлителем, имеющим в составе топ­
лива 239Ри, коэффициент реактивности по температуре замедлите­
ля может быть положительным. Важно отметить, что коэффициент
реактивности по температуре замедлителя, будучи отрицательным
в начале кампании, когда в топливе отсутствует плутоний, может
стать положительным по мере работы реактора с накоплением
плутония. Перемена знака этого коэффициента обусловлена,
в основном, увеличением члена (1//) (df/dT). Физически это озна­
чает, что доля тепловых нейтронов, поглощаемых делящимися изо­
топами, возрастает с повышением температуры. Это увеличение
связано с тем, что с повышением температуры возрастает эффек­
тивное сечение поглощения 239Ри тепловых нейтронов.
Точнее го­
воря, основная причина связана с резонансом 239Ри при энергии
0,3 эВ. Смещение спектра тепловых нейтронов в замедлителе при­
водит к тому, что с увеличением температуры
повышается число
нейтронов с энергиями, близкими к резонансу 239Ри.
Значение постоянной времени температурного коэффициента
замедлителя может быть в пределах от нескольких до десятков
минут и определяется теплоемкостью замедлителя.
В реакторах с кипящим теплоносителем существует паровой
коэффициент реактивности, соответствующий некоторому равно­
мерному по всему реактору изменению плотности тепловыделения.
Изменение объема пара в реакторе приводит к изменению погло­
щения нейтронов, а также к изменению процессов замедления и
утечки нейтронов. Поэтому знак парового коэффициента реактив43

ности может меняться в зависимости от места, где произошло
изменение паросодержания. Постоянная времени, связанная с па­
ровым эффектом, определяется временем прохождения пузырька
пара через активную зону реактора. Следует заметить, что про­
цессу образования пара предшествует нагревание топлива и обо­
лочки твэла. Следовательно, эффект парообразования имеет мно­
гократное запаздывание.
Наиболее простым подходом к определению различных темпе­
ратурных коэффициентов является использование изотермическо­
го температурного коэффициента реактивности, вычисленного по
формуле
_ _ ! _ dk
2
т— k дТ *" k (7*,) + k (7\>)

ъ
к

kjTj—kiT,)
Тг—Т2
>

где k(T\) и k(T2) —значения эффективного коэффициента размно­
жения при равномерном разогреве реактора до температур Т\ и Г2
соответственно, kT выражается в единицах реактивности на °С.
Однако при изучении устойчивости реактора и проектировании

Рис. 1.19. Схема образования

135

Хс при делении

235

U

его системы регулирования необходимо разделение температурно­
го эффекта реактивности на указанные выше составляющие с уче­
том их знака и постоянных времени. Подробнее влияние темпера­
турных эффектов реактивности на устойчивость реактора рассмо­
трено в гл. 2.
Отравление реактора. Накопление осколков деления в процессе
работы ядерного реактора приводит к изменению композиции ма­
териалов твэлов и активной зоны. При этом образуются ядра,
обладающие большим сечением поглощения нейтронов и, следова­
тельно, коэффициент размножения уменьшается. Если реактор
в исходном состоянии был критичным, то после накопления оскол­
ков деления он становится подкритичным и мощность его начи­
нает самопроизвольно снижаться.
Явление уменьшения &Эф вследствие накопления осколков де­
ления с большим сечением поглощения называют отравлением
реактора.
44

Наибольший эффект отравления дают ядра:
Ксенон (135Хе): а а =3,5-10 6 б, в 5000 раз больше, чем для

гзбу.

Самарий ( 149 Sm): а а =5,3-10 4 б.
Ниже рассматриваются процессы образования этих изотопов.
Отравление ксеноном может быть проиллюстрировано схемой,
изображенной на рис. 1.19. Как видно из рисунка, 135Хе образует­
ся непосредственно при делении 235U в количестве 0,3%, а также,
главным образом, в результате распада ядер теллура с проме­
жуточным образованием ядра 1351 (6,1%).
Поперечное сечение аа 135Хе зависит от энергии нейтронов
(рис. 1.20). Из рисунка видно, что очень большое влияние на реак­
тивность ксенон оказывает в области тепло­
вых нейтронов. Эффектом отравления ксе­
ноном в реакторах на промежуточных и
быстрых нейтронах можно -пренебречь.
Влияние ксенона на состояние реактора
необходимо рассматривать при стационар­
ной работе, при значительном изменении
мощности и при переходных режимах, а так­
же в остановленном реакторе.
Основное образование ксенона идет за
счет распада ядер 135 1, поэтому количество
ядер ксенона будет определяться количе^ L 2 ^ £ S S ^ ^
ством ядер 135 1, образовавшихся в активной тр0нов 135Хе от энергии
зоне.
нейтронов
Скорость изменения концентрации изо­
топа X в любом процессе определяется уравнением dX/dt=скорость образования — скорость потерь.
Скорость образования ядер 135 1. можно описать следующим
уравнением:
dl/dt = 4Te2fq>—Ы—окр1,

(1.58)

где 1(0 —концентрация ядер иода (число ядер в 1 см 3 ); Ki— по­
стоянная распада ядер 135I; oi — поперечное сечение захвата ней­
тронов ядрами 135 1; ^те = 0,061 —выход 135Те на деление 235U тепло­
выми нейтронами.
Первый член дает скорость образования теллура при делении.
Так как период полураспада 135Те (0,5 мин) очень мал по сравне­
нию с периодом полураспада 1351 (6,7 ч), можно считать, что 1351
образуется непосредственно при делении и для удобства записи
следует заменить fTe эквивалентной величиной ^ь
Второй член дает скорость распада 135 1. Третий член определя­
ет скорость выгорания 1351 из-за захвата нейтронов.. Третий член
правой части уравнения (1.58) на несколько порядков меньше вто­
рого. Действительно: А* = 2,9 • Ю-5 с-1, oi = 7 б, при . ср =
=10 1б нейтр./(см 2 -с), акр=7-10- 9 с- 1 .
Поэтому уравнение (1.58) можно рассматривать без члена
окр/.
45

Если реактор длительно работает на установившемся уровне
мощности, то наступает равновесие между вновь рождающимися
и распадающимися ядрами 135 1, тогда dljdt=0 последовательно,
из уравнения (1.58) имеем
1Равн=0,0612/ф/Я1.
(1.59)
Расчет концентрации ядер 135Хе нужно вести с учетом их убы­
вания за счет захвата нейтронов, т. е.
d Хе jdt=%i\+YxeS/ф—Хе (ЯХе+(Тхеф),
(1 -60)
где Xe(t)—концентрация
ядер ксенона; ухе — производство Хе
непосредственно при делении (vxe=0,003 для 235 U).
При равновесном состоянии концентрация 135Хе определяется
формулой
Хе Р авн= ( у х е + у г е ) 2 / ф / (А,Хе+<ХХеф),

(1.61)

235

где ухе + Тте = 0,064 — выход при делении U тепловыми нейтро­
нами.
Отравление реактора ксеноном можно оценить как отношение '
вероятности захвата нейтрона ядром 135Хе к вероятности захвата
нейтрона 235U: &xe=2xe/S a , где S a — суммарное эффективное се­
чение захвата (деление плюс поглощение) нейтронов ураном.
Так как 2хе=огхеХеравн, то в равновесном состоянии
,
_
'Чавн ~

дХеХеравн _
0,064SfyaXe
\
~*а (ХХе + а Хе? ) '

I1 ' ° ^

Для урана-235 2 / / 2 а = 0 , 8 5 (а/=580 б, а а = 6 8 5 б) и тогда
= 1,19-10" ,9<р/(2,1 • 10- 5 + 2,4.10"18ср).

й„

(1.63)

равн

При больших потоках нейтронов /jxe-^0,049. При этом ксенон
уничтожается преимущественно за счет захвата нейтронов.
При
небольших
плотностях потока
нейтронов
(ср ^
^ 1012нейтр./(см2«с)) членом 2,4-10~18ф можно пренебречь и
тогда
= 5 , 6 - 10-15<р,

kXe

(1.64)

равн

т. е. отравление реактора ксеноном значительно меньше.
Для естественного урана 2//2 а =0,56, и уравнение (1.63) при­
нимает следующий вид:
^ Х е а в н =ср0,78.10- 1 9 /(2,1.10- б + 2 , 4 . 1 0 - » .

(1.65)

На рис. 1.21 изображено равновесное отравление реактора
ксеноном в зависимости от плотности потока нейтронов.
Можно показать, что изменение реактивности из-за отравления
ксеноном р х е ~ — kxe. Таким образом, чтобы поддерживать стацио­
нарное состояние (£Эф=1)? должна быть добавлена реактивность,
46

например, путем извлечения регулирующих стержней, для компен­
сации уменьшения реактивности, вызванного отравлением реакто­
ра. Как видно из рис. 1.21, запас на отравление может достигать
4,91%.
При быстром снижении мощности реактора вследствие умень­
шения плотности потока нейтронов составляющая снижения кон­
центрации 135Хе, определяемая
поглощением нейтронов, исчеза­
ет. При этом процесс образова­
ния ядер 135Хе идет с периодом
полураспада 1351 (6,7 ч), а радио­
активный распад 135Хе проис­
ходит с большим периодом
(9,2 ч). Вследствие различ­
ных равновесных концентраций
135
1 и 135Хе, а также разности по­
стоянных времени распада этих
изотопов концентрация ксенона
(pt нейтр./ин-с)
сначала увеличивается, а следо­
вательно, &Эф реактора уменьша­
равновесного
ется (если ХхеМхеОяЩ. Урав­ Рис. 1.21. Зависимость
135
нение, характеризующее этот отравления Хе от плотности потока
процесс, может быть получено нейтронов
следующим образом.
Если реактор будет остановлен, то концентрация иода изменит­
ся по закону
I = 10 ехр ( - V ) = 0 > 0 6 ^ ° еХ р ( - Д Д
(1.66)
где /о — равновесная концентрация иода, соответствующая мощно­
сти реактора, при которой была произведена остановка; ф0 — плот­
ность потока нейтронов в реакторе перед остановкой.
Изменение же концентрации ядер 135Хе будет происходить в со­
ответствии с уравнением
dXe/d/=0,0612/(poexp (—Ы)— ЯхеХе.
Равновесная концентрация ксенона будет равна
Х е о = 0 , 0 6 4 2 / ф о / (Яхе + СТХефо) •

После соответствующего преобразования получим зависимость
отравления 135Хе от времени с момента остановки реактора:
а

*х.(0 = 4-

Хе%о

0,061
*Хе — ^1

Г

0.064
0,064
^Хе + аХе<Р»

-*1 '

(е

~*Хе'

-*Хе'

>]•

+
(1.67)

На рис. 1.22 представлен график зависимости (1.67) при раз­
личных начальных значениях плотности потока нейтронов. Кривые
показывают, что концентрация 135Хе во всех случаях достигает мак47

симума примерно через 8—10 ч после остановки. Значение ма*,Я?"
мума существенно превосходит равновесную концентрацию 1 Хе
при работе на стационарной мощности. Описанный процесс отрав­
ления остановленного реактора иногда называют «йодной я^ои».
Для пуска реактора из йодной ямы необходимо иметь очень боль­
шой запас реактивности. В противном случае реактор в течение
нескольких десятков часов после
остановки не может быть пущен.
Как видно из рис. 1.22, полное
разотравление реактора наступа­
ет через 40—70 ч после остановки.
Отравление реактора самари­
ем. После ксенона наибольшим
сечением захвата из продуктов
деления обладает 149Sm. Из це­
почки реакций рис. 1.23 видно, что
149
Sm является стабильным изо­
топом и поэтому его удаление из
системы происходит только по­
средством захвата нейтрона.
Математические расчеты кон­
центрации самария аналогичны
расчетам концентраций ксенона
с учетом того, что изотоп 149Sm
является стабильным. Предель­
ные значения отравления самари­
О
10
20 30 40
50 60 70
ем не зависят от плотности пото­
Врет после остановки реактора, 4
ка нейтронов. От плотности пото­
Рис. 1.22. Зависимость отравления ре­
ка зависит только время, в тече­
актора 135Хе от времени после оста­
ние которого устанавливается
новки реактора
предел насыщения, достигаемый
при флюенсе нейтронов, равном
\ <? (t) dt=1020

нейтр-/см 2 .

о
Уравнения баланса для концентраций

149

Sm и

149

Рт имеют вид

d (Sm)ldt = ДРп1 (Рт) - (Sm) aSm?;

("а

\

1,13% М

Nd-

J3'

2ч

т.Рт-

т
5Ьч

Рис. 1.23. Схема образования самария при делении
48

(1.68)

236

U

где Sm, Pm — концентрации ядер самария и прометия в 1 см3 соответственно; Хрт —постоянная распада прометия; у?т — доля
образования прометия при делении; asm — сечение поглощения
тепловых нейтронов самарием.
Равновесное отравление самарием определяется соотношением*
£
= т m (2 f /SJ. Для 235U kSm
=0,96- Ю-2. Эту величину можравн

равн

но сравнить с соответствующей величиной для 135Хе (см.рис. 1.21)..
Так как отравление самарием значительно меньше, то запас реак­
тивности на компенсацию равновесного отравления самарием так­
же значительно меньше и влияние отравления самарием на кине­
тику работающего реактора не очень велико.
Решение уравнений (1.68) для случая остановки приводит
к следующей величине отравления для реактора с топливом из.
235U:

Asm (*«) =0,96-10- 2 +1,4- 10-16<ро>

(1.69>

где фо — плотность потока нейтронов в реакторе перед остановкой.
В реакторах с большим значением плотности потока нейтронов
[~10 1 5 нейтр/(см2*с)] отравление достигает 0,14. Следовательно,,
для повторного пуска реактора, остановленного в тот момент, ког­
да концентрация самария достигла максимума, необходимо иметь
большую избыточную реактивность.
Выгорание горючего. Важное влияние на работу реактора ока­
зывает степень выгорания горючего. Эта величина воздействует как
на параметры реактора, так и на его экономику. То, что количе­
ство ядер топлива убывает в результате захвата нейтронов и по­
следующего деления, приводит к ограничению времени, в тече­
ние которого реактор может работать без перегрузки. Влияние
выгорания горючего приводит к тому, что для увеличения кампа­
нии реактора необходимо иметь дополнительный большой избыток
реактивности для компенсации выгорания горючего. Кроме того,
как отмечалось выше, образование плутония в процессе выгорания
может привести к существенному изменению такой важной харак­
теристики реактора, как температурный коэффициент реактивно­
сти.
В простейшем приближении доля горючего, выгорающего в об­
ласти, где плотность потока нейтронов равна ф, может быть под­
считана с помощью следующего соотношения:
F= 1 - ехр Г - оа J 9 ( * ) л 1 ,

(1.70>

где Оа — микроскопическое сечение поглощения 235U; Т — время
работы реактора, с. Если плотность потока нейтронов постоянна,,
то доля выгоревшего горючего равна
F = l — ехр[—аафЛ.
4—806

(1.71)
49

В энергетическом реакторе со средней плотностью потока теп­
ловых нейтронов на топливе 5-Ю13 нейтр./(см2-с) выгорание 235U
з а три месяца работы составит 23,4% при а а =685 барн.
На рис. 1.24 показана зависимость изменения реактивности от
выгорания горючего. В приведенном примере для выгорания 23,4%
изменение реактивности равно 2,7%. Это значение можно сравнить
«с изменением реактивности, равным 4,9%, обусловленным равно­
весным отравлением 135Хе при той же сред­
ней плотности потока нейтронов, и измене­
нием реактивности, равным 0,96%, обуслов­
ленным равновесным отравлением 149Sm.
Таким образом, суммарный запас реак­
тивности, необходимый для работы такого
реактора в течение трех месяцев без пере­
грузки, Составляет р = pxe+PSm+pBbir=
= 8 , 6 % . Учет изотермического температур0
0,1 0,2 F н о г о коэффициента реактивности может
'Рис. 1.24. Зависимость привести к еще большему необходимому
.реактивности от выгора- запасу реактивности.
«ния топлива
Следует отметить, что данные, пред­
ставленные в этом параграфе, носят,
в основном, приближенный характер и необходимы для по­
нимания задач, стоящих перед системами управления реак­
тором. В любом действительном энергетическом реакторе расче­
ты отравления и выгорания должны учитывать энергетические и
пространственные распределения нейтронов, геометрию и компо­
зицию топливных материалов, накопление делящихся изотопов.
3 1.11. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
•С РАСПРЕДЕЛЕННЫМИ ПАРАМЕТРАМИ

Уравнения кинетики реактора, описанные в § 1.8, являются
уравнениями кинетики реактора, представленного точечной мо­
делью, так как плотность нейтронов рассматривается только как
функция времени. В действительности число нейтронов в элемен­
тарном объеме реактора — функция семи независимых перемен­
ных (трех пространственных координат, трех компонент вектора
скорости и времени).
В общем виде уравнение баланса нейтронов в элементе объема
реактора (уравнение Больцмана, или уравнение переноса) запи­
сывается так:
J_

*, (г. v. 0

=

_ j_

v y (Г[ v> t)

_ ^

(r> p ) y ( r < y> f)

+

+ j S s (r, v' - * v, t) <p (r, v', t) dv' + 1 ( 1 - p)X (v) v (r, v') 2, (r, o') X
X <? (r, V, t) dv' + 2 Xfit (r, t) X, (v) + S (r, v, 050

(1 -72)

Здесь л(г, v, t)=(l/v)(p(r,
v, t)—плотность нейтронов; ф(г, v„
t)—плотность потока нейтронов, обладающих скоростью v в точ­
ке г в момент t\ S a (r, v)—полное макроскопическое сечение по­
глощения; 2 s (r, v'->v, t)—полное макроскопическое сечение рас­
сеяния с изменением векторной скорости от v' до v; (1—p)-v —
среднее число мгновенных нейтронов «а одно деление; 2/(г, v) —
макроскопическое сечение деления; Cf (г, /(), Xi— концентрация
и постоянная распада i-й группы предшественников запаздываю­
щих нейтронов соответственно; %(v), %iiy) —спектры энергий мгно­
венных нейтронов и запаздывающих нейтронов i-й группы соответ­
ственно; 5 (г, v, t) —интенсивность внешнего источника нейтронов.
Концентрации предшественников запаздывающих нейтронов,
удовлетворяют уравнению
dCt (г, t)fdt = р, J vSf (г, v') ? (г, v', t) dv' - г А (г, 0-

(1 -73)

Первый член в правой части уравнения (1.72) представляет
собой потери нейтронов в результате утечки; второй член харак­
теризует потери нейтронов при ядерном взаимодействии; следую­
щие члены есть: 1) прирост плотности потока нейтронов, вызван­
ный рассеянием в точку (г, v, / ) ; 2) вклад мгновенных нейтронов
деления в точке (г, v, t)\ 3) вклад запаздывающих нейтронов от
распада предшественников в точке (г, / ) ; 4) вклад внешних источ­
ников.
Функцию ф(г, v, t) можно представить в виде произведения
функции г|э(г, v, /), характеризующей форму потока, и функции
P(t), зависящей только от времени:
Ф (г,

v, *)=*Ю\ v, t)P(t).

(1.74)

Если функция -ф ие зависит от времени, то из уравнений (1.72)
и (1.73) можно вывести уравнения кинетики для точечной модели
реактора. Для этого рассматриваются разности между соответст­
вующими величинами в реальной системе, описываемой уравне­
нием (1.72), и в критической (стационарной) системе. Введя сопря­
женную функцию плотности потока нейтронов <р* для критиче­
ской системы, можно получить стационарное сопряженное уравне­
ние. Если функция формы не сильно отличается от начальной, то
P(t) остается всегда равной мощности реактора либо полному
числу нейтронов в реакторе.
Окончательный результат может быть записан в виде
dP{t)
dt

dCt (t)

р(
R.

\~) И ° Р(0 + S х & w + sW;

< L76 >

/л

-ЭГ-=АрГрЮ-А,С,(0.

/=1

'2,...,6.

(1.76)
51

В этих уравнениях реактивность определяется на основании
теории возмущений через разность сечений в реальной и стацио­
нарной системах, «взвешенную» или проинтегрированную с дейст­
вительной и сопряженной функциями плотности потока нейтронов
по объему реактора. Среднее время жизни нейтронов Л определя­
ется как взвешенное с сопряженной функцией число нейтронов,
деленное на взвешенную с сопряженной функцией скорость испу­
скания нейтронов деления. Ci(t) и S(t) определяются как отноше­
ние концентраций предшественников запаздывающих нейтронов и
внешних источников соответственно, взвешенных с сопряженной
функцией, деленное на число нейтронов (взвешенное с сопряжен­
ной функцией). Для большинства практических случаев различием
между Л и величиной /, определенной ранее, можно пренебречь.
Вообще говоря, зависимость плотности потока нейтронов от
•семи независимых переменных в решении задач управления ядер­
ными реакторами на практике используется очень редко. В боль­
шинстве случаев достаточным оказывается менее строгое описание,
-содержащее только зависимость от пространственных координат и
-времени. Обычно используют ряд упрощающих предположений и
ограничений, и уравнение переноса сводится к более доступной
для решения форме.
Адиабатическое и квазистатическое приближения при решении
^уравнений кинетики. Как отмечалось выше, уравнения кинетики ре­
актора, не содержащие зависимости от координат [уравнения
(1.19) и (1.20)], достаточно правильно описывают нестационарное
поведение большинства ядерных реакторов. Однако возникает не­
мало реакторных задач, в которых учет пространственно-времен­
ной зависимости потока нейтронов становится необходимым.
В частности, в больших энергетических реакторах возмущение,
вносимое, например, движением регулирующих стержней, измене­
нием распределения концентрации 135Хе или неоднородным выго­
ранием горючего, может привести к. существенному перераспре­
делению потока нейтронов, т. е. функция формы потока будет
меняться во времени. Если эти изменения медленные (как, напри­
мер, в случае ксенонового переотравления или выгорания горюче­
го), то в любой заданный момент времени t функцию г|э можно
рассчитать с учетом условий в этот же момент. Для этого исполь­
зуют уравнение (1.72), в которое вместо ф подставляют выраже­
ние г|)Р. В связи с медленными изменениями мощности и функции
формы производными по времени пренебрегают. Источники запа­
здывающих нейтронов объединяют с источником мгновенных ней­
тронов. Таким образом, функцию я|э вычисляют для любого мо­
мента времени с помощью обычных методов физического расчета
•распределений потока нейтронов в стационарном состоянии. Пос.ле определения функции -ф функцию P(t) вычисляют из кинети­
ческих уравнений точечного реактора (1.75) и (1.76), причем ре­
активность, доля запаздывающих нейтронов и время жизни мгно­
венных нейтронов выражаются в виде интегралов, в которые
входят функция яр (г, v, /) и сопряженные функции cp+(r, v, / ) .
152

Таким способом можно получить некоторое дискретное множе­
ство значений функции, описывающей форму потока, величин р, р
и /, соответствующих различным моментам времени t, причем каж­
дая из этих величин является функцией параметров, характери­
зующих условия, в которых находится реактор.
Произведение г|)(г, /) P(t)—искомое приближение для функ­
ции плотности потока нейтронов ф(г, / ) .
Эта процедура, которую называют адиабатическим приближе­
нием, применима для достаточно медленных изменений мощности.
Однако, как было показано, она может описывать основную часть
пространственных эффектов в кинетике реактора даже для доста­
точно быстрых возмущений, которые возникают при перемещении
регулирующих стержней.
Главный недостаток адиабатического приближения проявляет­
ся в том, что не учитывается влияние запаздывающих нейтронов
на функцию г|э. Улучшенное приближение, называемое квазиста­
тическим, состоит в том, что скорость распада предшественников
запаздывающих нейтронов рассчитывают с учетом функции фор­
мы г|), и полученную величину используют затем в уравнении для
расчета нового значения а|э. Можно также учесть в уравнении для
расчета г|) производные по времени dPjdt и dty/dt.
Величину dP/dt берут из решения уравнения кинетики точеч­
ной модели реактора для последнего из серии временных интер­
валов. Член dtyjdt представляют в виде
дуМъ[Ъ(т9

v, / ) - * ( г , v, /-ДО]/А*.

(1.77)

Преимущество адиабатического и квазистатического прибли­
жений по сравнению с прямым численным решением нестационар­
ного уравнения переноса (1.72) и (1.73) проявляется в том, что
функция формы определяется сравнительно редко по сравнению
с расчетом P(t).
Метод гармоник. Другой метод решения ряда кинетических за­
дач, в которых не удается провести разделение переменных, за­
ключается в разложении функций плотности потока нейтронов,
источника и концентрации ядер-предшественников запаздывающих
нейтронов в ряд по системе ортогональных функций. Этот метод
нашел широкое применение в приложении к динамике ядерных
реакторов с распределенными параметрами. При таком подходе
существен выбор системы функций, по которым проводится раз­
ложение.
При решении реальных реакторных задач следует, по-видимо­
му, считать наиболее приемлемыми пространственные гармоники
потока нейтронов. Обычно используют простые приближения урав­
нения переноса (малогрупповое или диффузионное приближения).
Нестационарное уравнение диффузии тепловых нейтронов для
случая гомогенного большого реактора при постоянной по его
объему плотности замедлителя можно записать в виде
«<р(г, t)/dt=M*A<p(r, t) + (koo— 1)ф(г, t),

(1.78)
53

где M2=L2+x — площадь миграции мгновенных нейтронов; / —
среднее время жизни мгновенных нейтронов. С учетом запазды­
вающих нейтронов имеем
б

/ ЬЬП

=м*

д т (г, t)+[(1 - р) k„-1] <? (г, t)+±

£ xfi, (г, 0;
(1.79)

•lrCl{r,t) = ^ikJ,a^{T,t)-XiCi{r,t),

i=\,

.... 6.

(1.80)

В качестве граничных условий для уравнений (1.79) и (1.80)
обычно принимают равенство нулю плотности потока нейтронов
на границе активной зоны, или в более общем случае ф(г, t) +
+ d(r)(Vcp, п ) = 0 при г е Г , где Г — граница области; п — внеш­
няя нормаль к поверхности; d(r)—экстраполированная
добавка.
Одногрупповое представление динамики реактора весьма важ­
но, так как оно выражает основные качественные закономерности
динамики распределения тепловых нейтронов или энерговыделе­
ния. Такое приближение обычно оказывается вполне приемлемым
в задачах исследования эффективности пространственно распре­
деленных средств управления реактором.
Решение одногруппового диффузионного уравнения переноса
нейтронов в ядерном реакторе простой геометрии может быть най­
дено разложением функции плотности потока нейтронов в ряд по
собственным функциям волнового уравнения (уравнения Гельмгольца)
Аф(г)+^ 2 пф(г)=0,

(1.81)

при условии равенства плотности потока нейтронов нулю на
экстраполированной границе реактора.
Решения уравнения (1.81) образуют полную систему собствен­
ных функций ф п с соответствующими собственными значениями
fin. Если /г=0, то 1г2о=В2=(&оо—1)/М2 и уравнение (1.81) описы­
вает стационарное критическое состояние (В2 — геометрический
параметр, определяемый как наименьшее собственное значение
волнового уравнения).
Разложение функции плотности потока нейтронов по собствен­
ным функциям имеет следующий вид:

?(г,0 = |;а я ? я (г)А.(0-

(1.82)

п=0

Концентрация предшественников запаздывающих нейтронов
(для упрощения рассматривается одна группа запаздывающих
нейтронов) выражается так:
С (г, 0 = ^ 3 bn?n(r)Rn(t).
54

(1.83)

Подстановка разложений искомых функций в уравнения (1.79)
и (1.80), умножение на (рп(г) и интегрирование по г дает систему
уравнений
12аапА'п (t) = - МЪааупАп

(0 + S e (l — р) £, а Д (0 Q„v v=0

-2aM„(0+ «,(');
bnR'n (t) = р2а 2 а Д (/) Q„ - Яб„/?„ (0,

(l-79a)
(1 -80a)

где QfU= J &oo(r) <pn (r) cpv (r) dr. Дифференцирование уравнения (1.79a)
V

и исключение затем R'n(t) и Rn(t) приводит к бесконечной систе­
ме дифференциальных уравнений второго порядка относительно
anAn{t) с бесконечным числом неизвестных. Для получения при­
ближенного решения следует ограничиться числом членов разло­
жения, приняв его для определенности равным некоторому фикси­
рованному значению т . Поскольку полученная конечная система
состоит из т линейных дифференциальных уравнений с постоян­
ными коэффициентами, то решение для anAn(t) ищут в виде функ­
ции с временной частью е**. Подстановка решения, записанного
в такой форме, в исходные уравнения приводит к характеристиче­
скому уравнению, 2т корней которого являются искомыми значе­
ниями величины со.
Таким образом, выражение для плотности потока нейтронов
принимает следующий вид:
т

2т

9 (г. о = 2 ?» w 2 а"-k е х Р (ш*')Коэффициенты ап,л определяются начальными условиями.
Например, для одномерного случая [реактор с плоской актив­
ной зоной, толщиной 6, плотность потока нейтронов на границе
равна нулю (ф(0, t)=y(b, t)=0)] решение принимает вид
т

2т

<Р (х, /) = J J sin [(/»+ 1) Щ £ апк ехр Ы).
Решение характеристического уравнения для многих конкрет­
ных случаев показывает:
1) когда реактор надкритический, имеется один положительный
корень и (2т— 1) различных отрицательных корней; 2) когда ре­
актор критический, имеется один нулевой корень и (2т—1) раз55

личных отрицательных кор«ей; 3) когда реактор подкритический,
имеются 2т различных отрицательных корней. Отсюда следует,
что члены разложения с k^\ всегда стремятся к нулю с возраста­
нием времени. При затухании высших гармоник форма потока
приближается к асимптотической, которая дается выражением
т

/2=0

Предполагается, что после того, как форма потока нейтронов
достигнет асимптотической, дальнейших изменений в ней не про­
исходит. Естественно, что различие между асимптотической фор­
мой потока и формой потока в стационарном состоянии до введе­
ния в систему возмущения сильно зависит от величины возму­
щения.
В заключение покажем, что в случае разделимости пространст­
венных и временной координат одногрупповые уравнения (1.79)
и (1.80) дают элементарные уравнения кинетики точечного реак­
тора.
В этом случае ср(г, /)=ф(г)ф(*) и С/(г, /)=ф(г)С*(*). Так как
оператор Лапласа не действует на ф(0> 2то волновое уравнение
после умножения на <p(t) дает Дф(г, /)+В ф(г,
t)=0, что позволя­
ет в уравнении (1.79) Аф заменить на (—52ф).
Проводя сокращения на ф(г) и заменяя плотность потока ней­
тронов ф плотностью нейтронов п=ф/у, имеем
_

{М*В*

+ 1 ) vZan (t) + (1 - р) Vfikji (t) + 2 hCi = 2j>ld*jdt,
№J,avn (t) - Xfii (0 = dCt (t)/dt.

(1.84)
(1.85)

Среднее время жизни нейтронов в реакторе конечных размеров
/*=//(1+БШ 2 ) и Аэф=£оо/(1+£2.М2).
После несложных преобразований получим

«*»/Л=(я/Л№ф(1 - Р ) - i ] + s *А;

(186)

*=1

dCJdt=krt№/l*—KiCi.
(1.87)
Уравнения (1.86) и (1.87) совпадают по виду с уравнениями
кинетики (1.19) и (1.20) при условии замены параметра /* на />

Глава 2
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР КАК ОБЪЕКТ УПРАВЛЕНИЯ
§' 2.1. ОСОБЕННОСТИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА КАК ОБЪЕКТА
УПРАВЛЕНИЯ И ВЫБОР РЕГУЛИРУЕМЫХ ПАРАМЕТРОВ

Вводная часть. Разработке и проектированию систем контроля,
управления и защиты ядер-ного реактора предшествует тщательное
изучение -статических и динамических характеристик как собст­
венно реактора, так и ЯЭУ в целом.
На основании этих исследований устанавливаются необходимая
степень автоматизации процессов управления в данном ядерном
реакторе, а также регулируемые параметры и регулирующие воз­
действия. Далее, обобщая опыт инженерной практики, выбирают
принципы регулирования и управления, формируют требования
к системе.
Целью автоматического регулирования и управления является
либо поддержание заданного значения определенной физической
величины, называемой регулируемой или управляемой переменной
(параметром), либо изменение ее по какому-либо закону.
В процессе работы системы выходная переменная ядерного ре­
актора сравнивается с заданным значением (уставкой). Если об­
наруживается отклонение выходной переменной от уставки, то
вводится управляющее воздействие, изменяющее выходную пере­
менную так, чтобы она соответствовала заданной.
В некоторых случаях требования, предъявляемые к точности
поддержания выходной переменной на заданном уровне, таковы,
что устойчивый или неустойчивый реакторы с очень большой по­
стоянной времени изменения выходной переменной могут работать
без автоматических регуляторов. Функции управления в этих слу­
чаях возлагаются на оператора.
Измеряемые и регулируемые параметры. Несмотря на разно­
образие технологических схем ЯЭУ, рассмотренных в гл. 1, все
основные процессы, происходящие в них, можно разделить на сле­
дующие три группы: нейтронно-физические процессы в ядерном
реакторе; тепловые и термодинамические процессы, т. е. процессы
нагрева теплоносителя, охлаждения элементов ЯЭУ; гидродинами­
ческие процессы, т. е. движение теплоносителя по трубам и кана­
лам, работа циркуляционных насосов и агрегатов регулирования.
Взаимосвязь между этими процессами показана на рис. 2.1.
Выходным параметром ядерного реактора как звена в системе
регулирования является плотность нейтронов п или тепловая мощ­
ность реактора Q, входным — реактивность бр. Выходным пара­
метром является также распределение мощности по объему актив­
ной зоны реактора. Значение контроля и регулирования распреде­
ления мощности возрастает в больших реакторах, для которых
£>2/Af2>103, где D — диаметр активной зоны; М2 — площадь ми­
грации нейтронов. Регулирующим воздействием на распределение
57

мощности является изменение ло­
кального коэффициента размно­
жения &оо(г), например, посред­
ством перемещения регулирую­
^
I щего стержня.
Тепловые
процессы
Тепловые процессы определя­
1
ются значениями мощности ре­
Гидродинамические £
актора и расхода теплоносителя
процессы
G и характеризуются температу­
рой Г, давлением Р и плотностью
у теплоносителя. В случае кипя­
Рис. 2 1. Процессы в ЯЭУ
щего реактора важным параме­
тром теплоносителя является паросодержание.
Тепловые процессы влияют на нейтронно-физические и на ги­
дродинамические процессы.
Расход G, создаваемый циркуляционным насосом, также влия­
ет на характер нейтронно-физических процессов.
Нейтронно-физиче -пД
ские процессы

Г'

Г

-J

?*»?? РЫ
i

ром
,
I

r

\P2>G2

i
I

i

I Контур '
I управления I Реантор'
I реанто- [
*

I
.

Контур
управления ПГ I

A'f

J

J Регулятор расхода
пара Турбоге­
Теплооб­
Тало-\
нератор метр
менник
—гi

Стертни
регулирования

L

Байпасный
\f
нлапан \
Л
I
Контур
f
\^управления турбинойJ

Рис. 2.2. Общая структура управления ЯЭУ

Рассматривая приведенную на рис. 2.1 принципиальную схему
взаимосвязи процессов в ЯЭУ, можно отметить, что в качестве
регулируемых величин наряду с мощностью реактора используются
температура, давление и расход теплоносителя.
Дополнительно возможно регулирование параметров парогенерирующей системы и турбогенератора (скорость вращения турби­
ны, давление пара перед турбиной, уровень воды в парогенерато­
ре и т. д.).
В качестве регулирующих воздействий могут быть выбраны
кроме изменений реактивности также перемещения регулирующих
органов различных клапанов и дросселей системы управления па­
раметрами первого контура, парогенерирующей системы и турбо­
генератора.
Схематично общая структура системы управления ЯЭУ пока­
зана на рис. 2.2. Измеряемые параметры (пунктирные стрелки) —
58

мощность реактора Q, температура теплоносителя на входе Гвх
и выходе из реактора ГВЫх, давление Pi, расход теплоносителя d
в первом контуре, давление Рг и расход G2 в парогенерирующей
системе, частота турбогенератора f.
Регулируемыми параметрами являются положение стержней
регулирования, скорость циркуляции теплоносителя в первом кон­
туре, расход пара через регулятор турбины и расход питательной
воды парогенерирующей системы.
Регуляторы обеспечивают измерение сигнала, сравнение
с уставками, формирование и усиление разностных сигналов и
выдачу управляющих воздействий. Во многих случаях эти регу­
ляторы представляют собой обычные аналоговые регуляторы с про­
порциональным, дифференцирующим и интегрирующим звеньями.
Параметры регуляторов подбираются таким образом, чтобы обес­
печить необходимые динамические характеристики системы в пре­
делах заданных ограничений по температуре и давлению.
Таким образом, ЯЭУ, как правило, имеет систему управления,
состоящую из нескольких регуляторов. В процессе динамического
взаимодействия ЯЭУ с регуляторами в каждом элементе системы
от входа к выходу происходят количественные и качественные из­
менения сигналов, свойственные физической природе этих эле*ментов. Динамические свойства элементов ЯЭУ определяют выбор ти­
па и характеристик системы автоматического управления.
ЯЭУ — сложный динамический комплекс. Входящие в ее состав
элементы (ядерный реактор, контур теплоносителя, система тру­
бопроводов, парогенератор и др.) сами по себе являются слож­
ными динамическими звеньями. Поэтому, как правило, изучению
динамических свойств ЯЭУ предшествует изучение динамических
свойств ее отдельных составляющих элементов и характера связей
между ними.
Динамические характеристики отдельного элемента показывают
изменение выходной величины во времени при определенном зако­
не изменения входной величины. Описание динамических харак­
теристик отдельного элемента требует применения дифференци­
альных уравнений, а описание системы элементов — применения
системы дифференциальных уравнений.
В зависимости от цели изучения степень подробности описания
динамических характеристик элементов объекта регулирования
может быть различной.
Цель изучения динамических свойств ЯЭУ как объекта регули­
рования— выявление характера изменения регулируемых пара­
метров во времени при воздействии' на ЯЭУ сигналов со стороны
регулятора или внешних возмущений.
Процессы, происходящие в ЯЭУ, являются пространственно
распределенными и не поддаются точному расчету. Поэтому иссле­
дование динамических характеристик ЯЭУ с целью разработки
систем управления проводится с использованием ЭЦВМ или ана­
логового моделирования. Однако даже при использовании ЭЦВМ
нельзя избежать упрощений при математическом описании про59

цессов в реакторе и в ЯЭУ в целом. Эти упрощения зависят от
того, какая требуется точность описания процессов и какие пара­
метры нас интересуют. Например, при исследовании большинства
нестационарных процессов в ЯЭУ в системе уравнений кинетики
реактора можно принять равным нулю время жизни мгновенных
нейтронов /.
Ниже будут рассмотрены уравнения динамики различных эле­
ментов ЯЭУ, полученные с учетом упрощающих предположений.
В первую очередь решается задача анализа устойчивости ядерного
реактора с системой регулирования и без нее. Устойчивость рабо­
чих режимов — необходимое условие осуществления заданной про­
граммы регулирования, обеспечения надежности регулирования.
Обеспечение устойчивости ядерного реактора, по крайней мере
в области высоких частот, где управление им вручную затрудни­
тельно, приобретает особое значение с* точки зрения безопасности
его эксплуатации.
Набор соответствующих уравнений, характеризующих динами­
ку ЯЭУ в сочетании с уравнениями основных контуров и звеньев
регулирования, представляет собой замкнутую, вообще говоря, не­
линейную систему дифференциальных уравнений. При разумных
допущениях относительно некоторых физических параметров и от­
носительно режима нормальной эксплуатации ЯЭУ (например, не­
существенные нелинейные эффекты обратной связи по реактивно­
сти в диапазоне изменения мощности реактора в некоторых за­
данных пределах) нелинейные уравнения (например, уравнения
нейтронной кинетики, уравнения баланса тепла и др.) можно за­
менить линеаризованными и исследовать на устойчивость решения
этих линеаризованных уравнений, или сделать, заключение об
устойчивости по виду соответствующих передаточных функций,
полученных на основе линеаризованных уравнений.
Кроме нелинейностей, которые можно назвать устранимыми,
в системе уравнений, описывающих динамику ЯЭУ с регулято­
ром, могут существовать нелинейности, связанные с наличием
в составе контуров регулирования реле, характеристика которого
сугубо нелинейна. Математически это означает присутствие нели­
нейных членов релейного типа в правых частях соответствующих
уравнений. Проблему аналитического исследования устойчивости
решения нелинейных систем общего вида нельзя считать полно­
стью решенной. Однако некоторые типовые задачи анализа ди­
намики ЯЭУ с замкнутой системой регулирования удается свести
к исследованию нелинейных систем специального вида.
В первую очередь при проектировании системы управления
ядерным реактором надо знать динамическую характеристику ка­
нала управления — от точки приложения регулирующего воздейст­
вия на реактор (изменение внешней реактивности) до регулируе­
мой величины (изменение мощности). Затем рассматривают про­
цессы изменения мощности реактора в зависимости от влияния
предполагаемых внешних и внутренних возмущающих воздейст­
вий. При работе замкнутой системы автоматического регулирова60

ния все изменения мощности измеряются и на основании срав­
нения с ее заданным значением формируется сигнал, перемещаю­
щий стержень регулирования в новое положение. В режиместабилизации мощности влияние возмущений компенсируется регу­
лятором с помощью перемещения стержня регулирования на вели­
чину, достаточную для компенсации возмущающего воздействия^
Перевод реактора с одного уровня мощности на другой осущест­
вляется вручную оператором или посредством изменения заданно­
го значения мощности и последующего за этим автоматическогоперемещения стержня.
Таким образом, основной динамической характеристикой ядер­
ного реактора как объекта регулирования является динамическая
характеристика канала реактивность — мощность. Эта динамиче­
ская характеристика существенно зависит от уровня мощности
ядерного реактора. Кроме того, уровень мощности обусловливает
и другие особенности ядерного реактора как объекта управления..
В связи с изменениями мощности реактора в широких пределах
в процессе его эксплуатации, что отличает реактор от других объ­
ектов регулирования, целесообразно выделить следующие состоя­
ния реактора.
1. Остановленный реактор. Реактор находится в подкритическом состоянии. Его мощность определяется мощностью источни­
ков нейтронов и степенью подкритичности в соответствии с форму­
лой (1.16). Минимальный уровень
мощности остановленного ре­
актора может составлять 10-11—10~10 от номинального уровня.
Энерговыделение в подкритическом реакторе определяет, в основ­
ном, остаточное ^-излучение.
2. Пуск реактора. Реактор выводится из подкритического со­
стояния в критическое.
Это состояние соответствует увеличению
мощности до Ю-*10—10""* от номинальной. Тепловыделение за счет
деления ядер в этом состоянии пренебрежимо мало.
3. Регулируемый разгон реактора. В процессе регулируемого
разгона реактора мощность реактора повышается до уровня 1—2%
номинальной, с которого начинается прогрев элементов за счет
деления ядер. В некоторых случаях проводится предварительный
разогрев реактора с помощью внешних источников энергии, напри­
мер, при работе ГЦН.
4. Работа реактора на энергетических уровнях мощности в пре­
делах от 1—2% до номинального уровня.
5. Останов реактора с последующим охлаждением его элемен­
тов. Мощность реактора меняется от номинального уровня до ми­
нимального, соответствующего остановленному реактору.
Следует отметить некоторую условность указанных уровней
мощности. Так, в реакторах, содержащих в качестве конструкцион­
ных материалов активной зоны тяжелую воду или бериллий, име­
ются мощные источники фотонейтронов и уровень мощности
в остановленном реакторе не снижается меньше, чем на 10"6—10~7
от номинального. Следовательно, и критическое состояние таких
реакторов будет достигаться при более высоких "уровнях мощно61

«сти, чем, например, в водо-водяных или водо-графитовых реакто­
рах.
Приведенные состояния реактора обусловливают различные
требования к системам управления и защиты реактора и опреде­
ляют выбор контролируемых и регулируемых параметров.
В остановленном реакторе необходимо контролировать плот­
ность потока нейтронов, скорость нарастания потока нейтронов или
реактивность. Такой контроль необходим при проведении перегру­
зочных и ремонтных работ на остановленном реакторе для обеспе­
чения ядерной безопасности.
При пуске и разгоне реактора основным контролируемым и
регулируемым параметром является период реактора Г, который
должен иметь значение не менее допустимого. Последнее выбира­
ют из условия обеспечения минимального времени выхода реакто­
ра на уровень мощности, соответствующий началу ядерного разо­
грева, и из условия безопасности реактора. Скорость изменения
мощности должна быть такой, чтобы система аварийной защиты
при необходимости смогла бы обеспечить заглушение реактора
(перевод его в подкритическое состояние). В этих состояниях тре­
бования к точности регулирования невысоки и оператор может
управлять реактором вручную.
При переводе реактора с одного энергетического уровня на дру­
гой обязательным является требование ограничения скорости из­
менения температуры твэлов, корпуса реактора и других элемен­
тов конструкции.
При работе на номинальной мощности необходимо обеспечить
требуемую точность поддержания основных параметров ЯЭУ —
мощности реактора, распределения мощности по объему активной
.зоны, температур теплоносителя и конструкционных элементов ре.актора, расходов и давления теплоносителя, параметров второго
контура и турбогенератора.
Основные требования, которые предъявляются обычно к систе­
ме регулирования при работе на энергетических режимах, особен­
но вблизи номинального, сводятся к следующему.
1. Высокая точность поддержания установившихся режимов
необходима потому, что на номинальной мощности многие пара­
метры имеют значения близкие к допустимым и допуски на регу­
лирование весьма малы.
2. Переходные процессы должны проходить с минимальными
отклонениями в процессе регулирования и с минимальным време­
нем установления режима.
3. Должна быть обеспечена высокая надежность системы ре­
гулирования.
В связи с тем, что постоянные времени изменения распределе­
ния мощности обычно велики, допустимо, чтобы оператор регули­
ровал распределение вручную, хотя в некоторых больших реакторах
используются локальные автоматические регуляторы мощно­
сти. Таким образом, при рассмотрении физически большого энер­
гетического ядерного реактора как объекта управления, возника*62

ет проблема исследования динамики реактора с пространственно»
распределенными параметрами.
Изменение динамических свойств реактора по мере изменения,
уровня мощности позволяет использовать различные модели ре­
актора как объекта управления для "приведенных выше состояний..
Реактор в остановленном состоянии, а также в процессе пу­
ска и регулируемого разгона можно рассматривать как реактор»
нулевой мощности, у которого отсутствуют обратные связи реак­
тивности с мощностью. В реакторе, работающем на энергетических
уровнях мощности, обратные связи реактивности с мощностью»
реактора приводят к изменению его динамических характеристик.
Кроме того, на энергетических уровнях мощности важную рольиграют процессы теплопередачи, и динамические свойства ядер­
ного реактора нужно рассматривать в совокупности со свойствами
лругих элементов ЯЭУ.
При останове реактора необходимо различать останов по ре­
гламенту, т. е. останов, когда снижение мощности осуществляется*
по заданному закону, и останов вынужденный, когда реактор бы­
стро заглушается посредством ввода стержней аварийной защиты.
Тепловая мощность реактора обусловлена делением ядер и оста­
точной мощностью, выделяющейся при радиоактивных превраще­
ниях ядер. Органы управления воздействуют только на первую*
составляющую. Остаточная мощность зависит от уровня мощно­
сти перед остановом реактора и от продолжительности стационар­
ного режима. Она остается значительной в течение продолжитель­
ного времени после останова реактора. Эту особенность ядерного»
реактора как объекта управления необходимо учитывать при про­
ектировании.
§ 2.2. ПЕРЕДАТОЧНЫЕ ФУНКЦИИ РЕАКТОРА
НУЛЕВОЙ МОЩНОСТИ

Общие сведения. Анализ объекта и системы регулирования мож­
но выполнить, исследуя передаточные функции. В частности, по
виду частотных характеристик, полученных из передаточных функ­
ций, делается заключение об устойчивости как собственно реакто­
ра, так и реактора совместно с системой регулирования или ре­
актора, входящего в состав ЯЭУ.
Для получения передаточных функций будем придерживаться;
такой последовательности операций:
1. Составление уравнений динамики (составление дифферен­
циальных уравнений на основании физических законов, опреде­
ляющих поведение элемента в системе).
2. Линеаризация уравнений динамики посредством представле­
ния переменных в виде малых отклонений от их значений в уста­
новившемся стационарном режиме или в виде безразмерных от­
клонений.
3. Преобразование линеаризованных уравнений по Лапласу..
4. Запись уравнений, преобразованных по Лапласу, относитель63

ао изображения интересующего- нас отклонения выходной пере­
менной в левой части.
Передаточная функция отдельного элемента (звена) системы
определяется как отношение изображения выходной переменной
к изображению входной переменной при нулевых начальных усло­
виях.
Вывод передаточной функции реактора нулевой мощности. Рас­
смотрим уравнения кинетики реактора в пространственно-независи­
мом (точечном) приближении. Это приближение используется во
многих практических случаях, например, при выборе системы ре­
гулирования мощности реактора.
Чтобы вывести передаточную функцию реактора нулевой мощ­
ности вблизи критического состояния (&^1), запишем уравнения
точечной кинетики плотности нейтронов (при отсутствии источни­
ка (§ 1.8))

^

=

MW -Xfi^t).

(2.2)

Для стационарного состояния (строго критическая система
dk=0)
n=no; dnjdt=Q\ Ct=Ci0; dCi/dt=0.
Из уравнения (2.2) для стационарного состояния получаем за­
висимость
Сю=|рл>/&,.
(2^3)
Проведем некоторые преобразования уравнения (2.1).
Преобразуем уравнение (2.2): Я<С*=—aCJdt+n$JL Подставляя
это выражение в уравнение (2.1), получаем
dn
dt~

bkn (Q
I

••р-Ь^+яь-

рл (0 _ t p dd (t) _j_ п y i fi _ Ш (t)
I
h
dt
* I 7j Pr ~~ /
i=l

i=l

6

уг\ dCj (t)
LA dt '
*=1

ИЛИ

Для малых изменений 6k имеем
я (f)= д . + «/»(*);
Ci(t) = Cl0 + bCi(t);
6

(2.5)
64

Член 6k(t)8n(t) имеет второй порядок малости, поэтому им
можно пренебречь. Следовательно,
I dbn (/) | j y iJ*£±l!L-=bkn0.
dt
*dt

(2.6)

/=l

Выполняя преобразования Лапласа с условиями б/г(0) =
=бС/(0)=0, так что изображение производной плотности нейтро­
нов и концентрации ядер — предшественников запаздывающих
нейтронов есть s6n(s) и s6C/(s), соответственно получаем из урав­
нения (2.6)
б

Ш (s) + / ^ slCi (s) = bk{s)n0,
t=i

и из уравнения (2.2)
sSC, (s) = (ft7) 8л (s) - lfiCt (5); |
(2.7)

Тогда
Isbn (s) + t * (s) £ ^ { i j - = 8fai§;
i=i

(2.8)

dn(s)
dk{s)

Is + s

i* + h

i= \

Следовательно, передаточная функция будет
v

'

n0dk(s)

s/+

(2.9)

Заметим, что б&^бр, так как предполагается &^1. Переда­
точную функцию, определенную уравнением (2.9), называют пере­
даточной функцией реактора нулевой мощности. Если реактив­
ность измеряется в долях р, то передаточная функция представ­
ляется в виде
8n(s)$/[n08p(s)] = W(s)$. Обратная передаточная
функция W~l дает обычное соотношение (1.30) между реактивно­
стью и периодом реактора, если положить s=l/7\ где Т — устано­
вившийся период реактора.
Частотные характеристики реактора. Если в реактор, работаю­
щий на стационарном уровне мощности, ввести синусоидальное воз­
мущение реактивности, то его мощность будет меняться с той же
частотой, а фаза колебаний мощности — отставать от фазы коле­
баний реактивности на некоторый угол 0.
Зависимость амплитуды колебаний мощности от частоты назы­
вают амплитудной частотной характеристикой реактора, а з
5—806

65

симость фазового сдвига 0 между колебаниями мощности и реактив­
ности от частоты — фазовой частотной характеристикой реактор
Частотные характеристики определяют динамические свой­
ства реактора. Их можно получить посредством замены s на мни­
мое /о), где / = ] / — Г , 0 —угловая частота колебаний в формуле
(2.9).
Тогда уравнение (2.9) примет вид
1—1

(2.10)
L

ч

/=1

'

Для определения амплитудной и фазовой частотных характе­
ристик проведем преобразование уравнения (2.10), представив его
в виде
W(j(u)^Re[W-i(j(o)]+jlm[W-i(j(o)]}-\
(2.11)
где

ReF-(/<o)I=«,^ T57 i^ r;
1=1

(2.12)

Im
Следовательно, амплитудная частотная характеристика, т. е.
зависимость коэффициента усиления реактора от частоты, будет
иметь вид
\W(M\ = [Re4W-4fa)]+lmnW--HJ<o)]]W
(2.13)
а фазовая частотная характеристика т. е. зависимость угла сдви­
га между колебаниями реактивности и мощности от частоты, за­
пишется так:
а

^Imir-'tffl))]

/9 1<Ы

e = arctgRe[y,l(/tt)] .
Ог-lda)
Ha рис. 2.3,а и 2.3,6 приведены амплитудные и фазовые ча­
стотные характеристики реактора, рассчитанные с использованием

10°

Ю1 и), 0,16 с'1

Рис. 2.3. Амплитудные (а) и фазовые (б) частотные характеристики критическо­
го реактора нулевой мощности
66

значений Р/ и Л,- для урана-235 (см. табл. 1.3) с временем жизни
мгновенных нейтронов в диапазоне 10~3—10~8 с. Интервал частот
10~2 рад/с^о)^10 3 рад/с, охватываемый этими графиками, пред­
ставляет наибольший практический интерес при проектировании
систем регулирования реактора.
Для оценки влияния отдельных параметров на динамические
свойства реактора следует рассмотреть область низких и относи­
тельно высоких частот.
Для низких частот ((D<A,/Mmi) из уравнений (2.12) следует:
б

ReF-^Wl^-^J]^-;

б

Im [W-* (/«)] ^ W + c o J j | L .
/=1

i= l
6

6

Учитывая, что / < 2 hlh* получаем Im [W~1(]<D)] ^ ш ^ folhСледовательно, при низких частотах амплитудная частотная
характеристика будет иметь вид

Г(/ш)|=|а>-|Д'(2 Pi/Я1! ) + ( £ Р'А')1
Из уравнения (2.14) следует, что при со-М), 1^(/со)-^оо, т. е.
коэффициент усиления неограниченно растет. Следовательно, эле­
ментарный реактор при нулевой мощности является неустойчивой
системой. Из этого уравнения также следует, что при низких ча­
стотах возмущения время жизни мгновенных нейтронов не ока­
зывает влияния на передаточную функцию.
Угол сдвига между колебаниями реактивности и мощности при
низких частотах:

2 Mh
0 = arctg

i= l

(2.15)

» 2 yvt
<=i
/
При высоких частотах, когда со»Я/, ю » р / / , уравнения (2.12)
имеют вид
е

Re[r-*(/e)]=»-»«J]Jf.*-p;
i=l

/=1

i= \

Следовательно, при высоких частотах получим
| Г ( / ю ) | »(©/)->;
0(/©)^arctg(—ю//р).

(2.16)
(2.17)
67

Из уравнения (2.16) следует, что в диапазоне высоких частот
коэффициент усиления зависит от времени жизни мгновенных ней­
тронов. Чем меньше /, тем больше коэффициент усиления.
При со->оо коэффициент усиления стремится к нулю, т. е. реак­
тор ограничивает высокочастотные колебания реактивности.
Из уравнения (2.17) следует, что с ростом частоты растет угол
сдвига между возмущением и реакцией системы, т. е. между коле­
баниями реактивности и мощности.
Приняв \W(ju))\$^ 1, получим нижнюю границу значений а>, при
которых выполняется это условие: а) н =-^—. Верхняя граница
определяется из уравнения (2.16):гов= (3//. Отношение этих значе­
ний (о, определяющих границы области [№(/«>) |3 ^= 1, равно — =
(Од

Следовательно, имеется область с небольшим изменением ко­
эффициента усиления, т. е. плато амплитудной частотной характе­
ристики реактора. С уменьшением времени жизни мгновенных ней­
тронов протяженность плато увеличиваете?. Наличие плато в ча­
стотной характеристике реактора позволяет при разработке СУЗ
ядерных реакторов определять передаточную функцию приближен­
но. Для приближенного анализа систем регулирования можно объ­
единить все запаздывающие нейтроны в одну группу с эквивалент­
ной постоянной распада к. Тогда
Вводя постоянные времени Тн=1/Ху Г в = / / р и обозначая & п =1/р
с учетом Гв-сТ'н, получаем
U7^(rH5+l)^n/[rHs(rB5+l)].
(2.19)
В области низких частот WH(s) =kn(THs+l)^THs((o<^l/TB).
Экс­
периментальные исследования передаточных функций на критиче­
ских сборках и реакторах показали хорошее согласие расчетных
и измеренных частотных характеристик в области частот, пред­
ставляющих практический интерес с точки зрения проектирования
систем регулирования. Можно получить передаточные функции
для некритических систем, предполагая все возмущения малыми
по сравнению с невозмущенными величинами и проводя линеари­
зацию уравнений кинетики. Передаточная функция реактора нуле­
вой мощности с эффективным коэффициентом размножения k име­
ет вид

й=[4+'*Е^)+'-*Г'
68

(220)

Передаточные функции для некритических систем показаны на
рис. 2.4. Основной закономерностью в поведении передаточной
функции подкритического и надкритического реакторов является
возрастание коэффициента усиления и фазового сдвига при увели-

i

Ю~5

i

W2

i

10'1

i

1
S

i

10

i

Ю2 и, 0.16 с1

Рис. 2.4. Амплитудные (а) и фазовые (б) частотные характеристики подкрити­
ческого и надкритического реактора (Т — период надкритического реактора;
6k — подкритичность)

чении реактивности системы. С увеличением степени подкритичности реактор превращается в практически безынерционное звено
(для частот малых по сравнению с ю^ф//).
§ 2.3. ОБРАТНЫЕ СВЯЗИ В ТОЧЕЧНОМ РЕАКТОРЕ

Общие сведения. Рассмотрим ядерные реакторы, описываемые
точечной моделью кинетики, с обратной связью между мощностью
69

и реактивностью и дадим методы анализа устойчивости таких ре­
акторов в линейном приближении.
На начальной стадии анализа используются усредненные па­
раметры системы. Примерами являются средние температуры топ­
лива, замедлителя, теплоносителя и связанные с ними коэффи­
циенты реактивности. Такой подход приводит к рассмотрению то­
чечной модели динамики реактора в целом. Результаты анализа
могут быть использованы при проектировании внешней системы
автоматического регулирования ядерного реактора. Неустойчи­
вость, возможная в ядерном реакторе при некоторых условиях,
опасна, так как из-за нее приходится повышать требования к си­
стеме регулирования в отношении быстродействия, ресурса ра­
боты и надежности. Очевидно, что и при наличии автоматического
регулятора следует добиваться устойчивости реактора при работе
с отключенным регулятором.
В реакторе, работающем на больших уровнях мощности, при
изменении мощности происходит изменение температуры различ­
ных элементов активной зоны. Это изменение неоднородно, осо­
бенно при быстрых изменениях мощности. Поэтому вводится по­
нятие мощностного эффекта реактивности, определяющего зависи­
мость реактивности от мощности. Изменение реактивности, отне­
сенное к малому изменению мощности, называют мощностным ко­
эффициентом реактивности:
a«

—
*Р
Q — dQ/Q0 •

Зависимость реактивности от мощности является самым быстро­
действующим фактором, обусловленным в основном доплеровским
эффектом.
Изменение реактивности при однородном изменении темпера­
туры всех компонентов активной зоны называют температурным
эффектом. Изменение реактивности, соответствующее изменению
какой-либо компоненты активной зоны на 1°С называют темпера­
турным коэффициентом реактивности по данной компоненте.
Например, коэффициент реактивности по температуре топлива
определяется как
а т =6р/(Г— Го),
где бр — изменение реактивности при изменении температуры топ­
лива от То до Т.
Исследование влияния мощностных и температурных эффектов
реактивности на свойства реактора как объекта регулирования
удобно проводить с помощью передаточных функций и соответст­
вующих структурных схем.
Реактор с обратной связью по температуре топлива. Чтобы по­
лучить структурную схему передаточных функций реактора с мощностными обратными связями, запишем уравнения кинетики реак­
тора совместно с уравнениями теплового баланса. Реактивность,
входящая в уравнения кинетики, определяется в этом случае как
р=Рвнешн+р0.с, где рвнешн — реактивность, вносимая извнеинезави70

сящая от мощности, а р0.с — реактивность, определяемая внутрен
ними обратными связями.
Предположим, что в простейшем случае внутренняя обратная,
связь определяется изменением темцературы топлива. Тогда р 0 .с=
= а т ( б Г ) , где а т — температурный коэффициент реактивности по
топливу; 6Г— отклонение температуры топлива от исходного ста­
ционарного значения. Если P(t) —тепловая энергия, содержащая­
ся в твэлах реактора, то скорость изменения Р со временем мож­
но выразить через разность тепловой мощности реактора и мощ­
ности, отводимой от реактора:
dP(t)/dt^Q(t)—E(t).

(2.21)

Величину P(t) выразим через температуру топлива Г; P(t) =
= c(T(t)—Го), где Го — некоторая стационарная температура; с—
полная теплоемкость твэлов реактора, а величину E(t) запишем
как E(t) = (aF)T(T—Гтепл), где (aF)T— коэффициент теплопере­
дачи на грайице твэл — теплоноситель; F — площадь поверхности
твэлов; <х — коэффициент теплопередачи от топлива к теплоноси­
телю. Тогда уравнение, связывающее изменение температуры топ­
лива с мощностью реактора, в первом приближении, считая, что
температура теплоносителя меняется слабо, можно записать в виде
dTldt=kQ-y

(Г-Г Т енл),

(2.22)

где к — величина, обратная теплоемкости реактора; Q — тепловая
мощность реактора; Г — температура топлива; Гтепл — температу­
ра теплоносителя; 7 — коэффициент пропорциональности, имею­
щий смысл величины, обратной среднему времени, необходимому
для передачи теплоносителю тепла, генерируемого в реакторе.
В линейном приближении для относительных отклонений это
уравнение принимает вид
TtdbTldt = kQmt)--iTthT

+ 4T^bT^

(2.23)

где ЬТ = (Г - Т0)/Т0; tQ = (Q- QMQt;
°* тепл

\* теп л

* тепл0// -» тепл0>

индекс «О» относится к членам, описывающим невозмущенное ста­
ционарное состояние. После преобразования по Лапласу получим
(TTs+l)bT(e) = kltQ(s) + k2tTTewi(s); \
Тт= 1/т; *, = « Ь ' т Г . ; К = ГтепЛо/Г0. )

*м>

Учитывая формулу (2.19) для передаточной функции реактора
нулевой^ мощности с одной эквивалентной группой запаздываю­
щих нейтронов, можно составить структурную схему, соответ­
ствующую системе с температурной обратной связью. Эта схема
представлена на рис. 2.5.
71

Рассмотрим качественно характер переходных процессов при
скачкообразном изменении реактивности бр и температуры
Oi теп л*

В первый момент после появления скачкообразного возмуще­
ния по реактивности мощность реактора возрастает, что приводит
к росту температуры активной
зоны и, в первую очередь, темпе­
ратуры топлива, так как тепло6Q,
6Т отвод практически не меняется.
(Т\\ т»54 \ (Р\л 1
Повышение температуры топли­
ва приводит к снижению скоро­
сти роста плотности нейтронов
<fTn п
(при отрицательном температур-Ч£У
ном коэффициенте реактивности)
и самой температуры топлива.
'ис. 2.5. Структурная схема передаЧерез некоторое время темпера­
очных функций реактора с температура топлива и мощность реак­
урной обратной связью по топливу
тора достигают установившихся
шачений. Приращение мощности и температуры топлива опреде­
ляются из условий

-©-

б ГуСТ = брвнешнW ( | <Хт | Т0) ; (бQ/Qo) уст =
=брвнешн&п/ (k\ | а т | То);
г е

А ^Рвнешн — внешняя реактивность, введенная скачкообразно. Ве= 1 Т
можно рассматривать' как статический моличину;i^QIQ )— ~ "£ ~
щностной коэффициент реактивности.
Изменения мощности и температуры топлива при скачкообраз­
ном изменении реактивности показаны на рис. 2.6,а.

Рис. 2.6. Изменение мощности и температуры топлива при скачкообразных из­
менениях реактивности (а) и температуры теплоносителя (б)

При скачкообразном изменении температуры теплоносителя
нарушается баланс между теплосъемом и тепловыделением. При
этом изменяется температура топлива зоны, что приводит к изме­
нению реактивности, а следовательно, и мощности реактора. Реак­
тор выходит на новый стационарный режим, соответствующий ре­
жиму теплосъема. В реакторе с отрицательным температурным
коэффициентом реактивности по топливу увеличение температуры
72

теплоносителя приводит к уменьшению мощности, при этом тем­
пература топлива возвращается к исходному уровню (67W)).
Изменение мощности при установившемся значении по сравне­
нию с исходным определяется соотношением
(6Q/Qo)ycT=—(Л2/^1)бГтепл.

Переходные характеристики реактора при скачкообразном воз­
мущении температуры теплоносителя представлены на рис. 2.66.
Таким образом, реактор с отрицательным температурным коэф­
фициентом реактивности по топливу имеет свойство саморегулиро­
вания, т. е. после возмущения по реактивности и температуре теп­
лоносителя реактор без регулятора переходит на новый установив­
шийся режим.
Следует еще раз подчеркнуть качественный характер этого вы­
вода, так как количественно устойчивость системы не доказана.
Передаточная функция реактора с обратной связью. Рассмот­
рим теперь количественные методы анализа устойчивости реактора
с обратными связями. Для этого получим передаточную функцию
реактора с мощностной обратной связью в общем виде.
Если считать реактивность линейной функцией мощности, то
^Р ( 0 = гРвнешн (0 +

J F (t -

*) («2/<W * ,

(2.25)

—00

где F(t—т) —функция, определяющая временной закон изменения
реактивности после кратковременного изменения мощности от ис­
ходного уровня. Условие нормировки функции F(t) есть
t

00

j F(t — *)d%=\F(t)dt
—00

= a$

6

bQ=Q—Qo — отклонение мощности от стационарного уровня.
Уравнение (2.25) вместе с линеаризованными уравнениями ки­
нетики (2.6) и (2.7) описывает поведение точечного реактора
с мощностной обратной связью при введении внешнего возмуще­
ния. Отметим, что в уравнениях (2.6) и (2.7) проводится экви­
валентная замена 8п на 6Q и 8k на бр.
Применяя преобразование Лапласа с использованием теоремы
о свертке к уравнению (2.25), получаем
бр (S) = брвнешн (s)+F

(s) ( 6 Q / Q 0 ) .

(2.26)

Учитывая, что передаточная функция реактора нулевой мощ­
ности есть
W(s)=8Ql[Q0bp(s)],
(2.27).
после подстановки (2.26) в (2.27) получаем

д?£Ь('>= 1 - г < %

s//(s)

Функция H(s)
является передаточной
с мощностной обратной связью.

-

(2 28)

-

функцией реактора
73

Уравнение (2.28) можно, представить в виде структурной схе­
мы, приведенной на рис. 2.7,а.
Анализ устойчивости. Изменение мощности реактора при вве­
дении внешней реактивности можно найти, выполнив обратное
преобразование уравнения (2.28). Если H(t) является оригиналом
Н ($), то

«г (О 'Q. = J гРвнешн (0 я (/ - х) л .

(2.29)

—оо

При скачкообразном изменении внешней реактивности измене­
ние мощности (переходная характеристика) представляет собой
/Ш

ФбнешнЫ,

Обратная Ь*1
ДОЮ»

Рис. 2.7. Структурная схема пе­
редаточных функций реактора
•с обратной связью (а), ампли­
тудная и фазовая частотные
характеристики реактора с тем­
пературным эффектом реактив­
ности (б)

О 0,0010,01 0,1 1

10 а),С

5
линейную комбинацию членов вида exp(sjf), где Sj — корни харак­
теристического уравнения из (2.28)
l—W(s)F(s)=0.
(2.30)
Если один или более корней Sj имеют положительную действи­
тельную часть, то мощность реактора неограниченно возрастает, и
реактор в линейном приближении неустойчив.
Если все корни S/ имеют отрицательные действительные части,
реакция на возмущение постепенно затухает до нуля, и при t-+oo
реактор возвращается к своему исходному состоянию, т. е. реак­
тор асимптотически устойчив. Если ни один корень не имеет поло­
жительной действительной части, но, по крайней мере, один корень
имеет действительную часть, равную нулю, то в реакторе возмож­
ны длительные осцилляции мощности, т. е. мы имеем граничный
случай.
Известно, что необходимым условием устойчивости линейной
системы любого порядка в случае возможности представления
передаточной функции системы в виде дробно-рациональной функ­
ции является положительность всех коэффициентов характеристи­
ческого уравнения. Для систем первого и второго порядка это
условие является и достаточным условием устойчивости. Необходи74

мое условие устойчивости — положительность коэффициентов ха­
рактеристического уравнения — для систем третьего и высших
порядков обеспечивает отрицательность лишь действительных кор­
ней, но не действительных частей комплексных корней. Поэтому
необходимого условия недостаточно для устойчивости систем выше
второго порядка, так как по виду характеристического уравнения
еще неизвестно, какими являются корни. В этом случае требуется
исследование устойчивости с помощью критериев устойчивости.
Алгебраические критерии устойчивости позволяют по коэффи­
циентам характеристического уравнения замкнутой системы опре­
делить, все ли корни находятся в левой полуплоскости, не решая
этого уравнения. Наиболее часто из алгебраических критериев
применяются известные критерии Рауса и Гурвица.
Частотные критерии позволяют судить об устойчивости замкну­
тых систем по частотным характеристикам условно разомкнутых
систем без определения корней характеристического уравнения
замкнутой системы. Частотные критерии позволяют определить
устойчивость замкнутой системы при отсутствии характеристиче­
ского уравнения и передаточных функций системы, используя экс­
периментально полученные частотные характеристики звеньев и
разомкнутой системы в целом. Наиболее известны частотные кри­
терии Найквиста и Михайлова.
Устойчивость реактора с температурной обратной связью.
Рассмотрим устойчивость некоторых простых реакторных систем.
Вернемся к случаю реактора с обратной связью по температуре
топлива. Представим звено обратной связи передаточной функцией
вида F(s)=aTk0/(s-{-y),
где а т —температурный коэффициент топ­
лива.
Амплитудные и фазовые частотные характеристики реактора
с температурной обратной связью представлены на рис. 2.7,6. Для
высоких частот обратной связью можно пренебречь, так как по­
стоянная времени Тт=1/у топливных процессов велика по сравне­
нию с постоянной времени нейтронных процессов. Поэтому в обла­
сти высоких частот передаточная функция реактора с температур­
ной обратной связью совпадает с передаточной функцией реактора
нулевой мощности.
В области низких частот при <хт<0 амплитуда передаточной
функции уменьшается, и соответственно фазовый сдвиг между ко­
лебаниями мощности и реактивности стремится к нулю.
Как видно из рис. 2.7,6, температурный эффект реактивности
может привести к положительному фазовому сдвигу.
Будем рассматривать устойчивость реактора в области низких
частот, где передаточную функцию реактора нулевой мощности
можно записать в виде WH(s) = (s+X)/($s). Тогда характеристиче­
ское уравнение запишется так:
1—

<xTko(s+X)/[$s(s+4)]=0y

или s2-\-(y—k)s—kX=0,
где k=a?kol$. Система устойчива, если
Y—k>0 и kX<0. Поскольку единственным физическим парамет75

ром, который мог бы иметь любой знак, является температурный
коэффициент реактивности гат, то система устойчива, если <хт<0.
Условие у—k>Q в этом случае выполняется автоматически.
При некоторых видах передаточной функции обратной связи
неустойчивость реактора может возникнуть и при отрицательном
температурном коэффициенте реактивности. Покажем возможность
такой неустойчивости на примере реактора, у которого температу­
ра топлива быстро возрастает при скачке мощности, а затем с не­
которым запаздыванием замедлитель нагревается от топлива.
Уравнения для отклонений температур в такой системе можно
записать в виде (при условии Г т » ^ )
Trd (87т) fdt = kTQJQ - Т т ^ Л . ;
T3d (ЬТ3) fdt = kJr*TT - ТзГзо8Гз,

С2-31)
(2.32)

где kT, k3 — величины обратные теплоемкости топлива и замедли­
теля соответственно; 1/ут, 1/Тз— постоянные времени топлива и
замедлителя соответственно; Гт, Т3 — температура топлива и за­
медлителя соответственно.
В случае импульса мощности 8Q=8(t),
где б(/)—функция
Дирака, решения уравнений (2.31) и (2.32) будут
r T j ST T =£ т ехр(-- Т тО;
Т3оЬТ3 = [6тУ(Гз - Тт)1 [ехр ( - ТтО - ехр ( -

(2.33)
Та*)].

(2.34)

Изменение реактивности в зависимости от изменения темпера­
туры топлива и замедлителя есть
8р = ГТоаг8Гт + а3Гз#8Гз,
тогда функцию F(t), характеризующую механизм обратных свя­
зей, можно записать в виде
Р(;) = * т 1 а т е х р ( - Т т 0 + 'зМех Р (-у т О-ехр(-ГзО] \
(

Уз

YT

(2 35)

|

Запишем (2.35) после преобразования по Лапласу
F (s) ^ - ^

+—-*&—.

(2.36)

Характеристическое уравнение рассматриваемого реактора с ка­
налами обратной связи по температуре топлива и замедлителя
имеет вид

'-^[sfe+ftn-jft+J-0Если представим передаточную функцию реактора формулой
1(2.18), то получим характеристическое уравнение четвертой степе­
ни. В этом случае для исследования устойчивости необходимо при­
менение алгебраических критериев (например, критерия Рауса).
Воспользуемся тем, что частотная функция реактора нулевой мощ76

ности может быть представлена в виде №(/со)=Л (со)—jB(со), где
Л, В — положительны при любых со. Кроме того, предположим, что
а т = 0 (т. е. не существует обратной связи по температуре топли­
ва). Тогда
Я ,• v
F ( Н

=

«з*з [ П — <в7(ТтУз)] — / (<O/YT + *>/Гз)1

YXY 3 (1+COVY 2 T)(I+O)7Y 2 3)

/9
(2

о7\

*d7)

или F(/co) = С(со)—/Z)(o)), где С(со) и £(со)—действительная и
мнимая части F(/со) соответственно.
Условие границы устойчивости (s=/co) запишем в виде
С(©)—/D(©)=flM(/a>),
или

С(со)-/0(со)=Л(со)/(Л2(со)+5 2 (со))

+/В(со)/(Л*(со)+В 2 (со)).

(2.38)
+

.
I

При а 3 < 0 мнимая часть F(ju>) всегда положительная; действи­
тельная часть F(/u)) принимает отрицательные значения при малух
ш, равна нулю при <» = "|/"уту3, положительна при «>>]/ттУз- Следо­
вательно, выполнение равенства (2.38) возможно при а 3 < 0 и а>>
>KLT" 3 .
В случае отрицательной обратной связи условие границы устой­
чивости имеет вид
F(j(o)W(ja>)=— 1.
(2.39)
Равенство (2.39) означает, что на границе устойчивости реактора
с отрицательной обратной связью сумма фазовых углов частотных
функций реактора и обратной связи при некоторых частотах рав­
на — я, а произведение модулей равно единице.
Таким образом, показана возможность существования неустой­
чивости реактора, обусловленной запаздыванием теплопередачи от
топлива к замедлителю.
Учет температурного коэффициента реактивности по топливу
вносит в систему дополнительный канал обратной связи (6Q->
->-6Гт-^6р), параллельный рассмотренному каналу обратной связи
по температуре замедлителя. Очевидно, если мы имеем отрица­
тельный температурный коэффициент реактивности топлива, ре­
зультирующий фазовый сдвиг колебаний мощности относительно
колебаний реактивности при этом только уменьшается, что способ­
ствует повышению устойчивости системы.
Характер зависимости Im[F(/<o)] от RefFO'co)] при увеличении
со показан на рис. 2.8, кривая / описывает случай, когда нет об­
ратной связи по топливу, кривая 2 — соотношение между мнимой
и действительной частями F(jto) при наличии отрицательной об­
ратной связи по топливу и замедлителю.
Представляет интерес случай положительного температурного
коэффициента реактивности топлива при отрицательном темпера­
турном коэффициенте замедлителя. В этом случае вектор 6 р т =
=ат8Тт увеличивает фазовый сдвиг в контуре обратной связи.
77

Если этот фазовый сдвиг близок к —л, система находится на гра­
нице устойчивости.
Ксеноновая неустойчивость реактора. Рассмотрим один вид не­
устойчивости, возникающей в реакторах на тепловых нейтронах
с высокими плотностями потоков нейтронов. Эта неустойчивость
вызвана положительной обратной связью реактивности с мощ­
ностью реактора, обусловленной уменьшением (увеличением) рав­
новесной концентрации ядер ксенона при увеличении (уменьше­
нии) мощности реактора, длительное время работавшего на
стационарном уровне. Изменение концентрации ядер ксенона в ре1

1

Лшщ
% г*dp.

X

<с

^

СО'О

W(s)

tafit

Уе
Ще

>
L1

*aJo

Reff(/a))J

О

Рис. 2.8. Определение областей устойчивости реактора с обратными связями по
температурам топлива и замедлителя:
1 — обратная связь по температуре топлива отсутствует; 2 — обратная связь по температуре
топлива существует

Рис. 2.9. Структурная схема передаточных функций реактора с ксеноновой и
мощностной обратными связями

акторе, в свою очередь, приводит к изменению реактивности.
Физически эта положительная обратная связь объясняется изме­
нением скорости выгорания ксенона из-за захвата нейтронов при
изменении уровня мощности. Процесс изменения реактивности со
временем замедляется, так как при работе реактора на мощности,
отличающейся от стационарной, изменяется выход иода, а следова­
тельно, и ксенона.
Для анализа устойчивости реактора, охваченного ксеноновой
обратной связью, необходимо решать уравнения (1.58) и (1.60)
совместно с уравнениями кинетики реактора, в которых величина
реактивности записывается в виде суммы реактивности в стацио­
нарном состоянии и эффектов реактивности, вызванных измене­
нием концентрации ксенона и остальных параметров, оказываю­
щих влияние на реактивность, при изменении мощности реактора.
В общем случае, входящие в эти уравнения неизвестные^ зави­
сят от пространственных координат и времени. Анализ устойчиво­
сти реактора с пространственно-распределенными параметрами
дан в следующем параграфе.
В случае точечного реактора зависимостью от пространствен­
ных координат можно пренебречь и рассматривать условия устой­
чивости мощности реактора, охваченного ксеноновой обратной
78

связью. Уравнения (1.58) и (L60). совместно с уравнениями кине­
тики реактора представляют собой систему нелинейных дифферен­
циальных уравнений первого порядка. Все результаты, представ­
ленные в этом и следующем параграфах, получены из линеаризо­
ванных уравнений. Они позволяют указать условия, при которых
возникает неустойчивость реактора.
Ксеноновые колебания в реакторе происходят очень медлен­
но, их период составляет несколько десятков часов, поэтому при
анализе устойчивости мощностную обратную связь можно считать
не зависящей от частоты колебаний. Структурную схему реактора
с ксеноновой и мощностной обратными связями представим в ви­
де, изображенном на рис. 2.9. Характеристическое уравнение та­
кого реактора:
l-W(s)

[№xe(s)+a Q Q 0 ]=0,

(2.40)

где Wxe(s)=dpxe(s)Qo/8Q;
брхе — изменение реактивности, обу­
словленное изменением концентрации ксенона при малом отклоне­
нии мощности от стационарного уровня Qo. Учитывая, что в рас­
сматриваемой области частот (s-Я)) \W(s) | ^ М , можно записать
№xe(s)+a Q Q 0 =0.

(2.41)

Для определения Wxe(s) необходимо провести линеаризацию и
преобразование по Лапласу уравнений (1.58) и (1.60). Подробно
эта процедура описана в § 2.5. Можно показать, что после опре­
деления
Wxe(s) характеристическое уравнение (2.41) примет вид
as2+bs+d=0.
Для устойчивости реактора необходимо, чтобы все коэффициен­
ты этого уравнения были положительны. При отрицательном aQ не­
устойчивость возникает, если |a Q Q 0 ]«<|p Xe |,где рХе —реактивность, обусловленная равновесным отравлением ксеноном при вы­
соких плотностях потока нейтронов (<р^>31013 нейтр4/(см2-с)). Для
энергетических реакторов рХе
^ 4 ° / 0 , в то время как a Q0 обычно
не превосходит по модулю 3%. Таким образом, в реакторах с вы­
сокой плотностью потоков нейтронов возможна ксеноновая неус­
тойчивость. Однако неустойчивость этого типа имеет очень низкую
частоту колебаний мощности. Такие колебания мощности легко
подавляются автоматическим
регулятором или оператором
вручную.
В больших реакторах, где потеря реактивности в результате
утечки нейтронов из активной зоны мала по сравнению с отрав­
лением, наряду с колебаниями полной мощности могут возникать
колебания распределения мощности по объему активной зоны,
связанные с перераспределением концентраций иода и ксенона по
объему. В связи со сложным характером этих колебаний регули­
рование распределения мощности представляет собой более труд­
ную задачу, чем регулирование уровня мощности при наличии ксе­
ноновой обратной связи.
79

§ 2.4. УСТОЙЧИВОСТЬ ПРОСТРАНСТВЕННОГО
РАСПРЕДЕЛЕНИЯ МОЩНОСТИ

Необходимость исследования устойчивости пространственного
распределения мощности в больших ядерных реакторах впервые
возникла в связи с экспериментальным обнаружением простран­
ственных ксеноновых колебаний, обусловленных перераспределе­
нием концентрации иода и ксенона в объеме активной зоны.
В современных кипящих канальных реакторах положительный
паровой коэффициент реактивности может быть по абсолютной
величине больше температурного коэффициента реактивности по
топливу, что также приводит к появлению пространственной не­
устойчивости распределения мощности. При большом значении
положительного парового коэффициента реактивности постоянные
времени развития пространственной неустойчивости могут ока­
заться малыми, и для управления таким реактором необходимо
применение системы локальных автоматических регуляторов мощ­
ности.
Таким образом, задача исследования динамических характери­
стик пространственного распределения мощности в больших реак­
торах на тепловых нейтронах является важной для проектирования
систем управления реактором. -Исследование устойчивости про­
странственного распределения мощности в большинстве случаев
проводят с помощью метода гармоник. Получим условия возникно­
вения ксеноновых колебаний в больших реакторах на тепловых
нейтронах.
Так как эти колебания медленные, то поведение распределения
плотности нейтронного потока можно описать стационарным одногрупповым уравнением диффузии
М2Дф(г, *) + [ М г , 0 — П Ф ( Г , 0 = 0
(2.42)
или
Дф+Я 2 Ф=0,
(2.43)
где B2=(koo—1)/М2 — материальный параметр системы, завися­
щий от времени и координат.
Уравнения, описывающие концентрацию ксенона-135 и иода-135
в любой точке реактора, даны соотношениями (1.58) и (1.60).
Для удобства дальнейших выкладок проведем в этих уравнениях замену / / Х е ^ — / , —е
>Хе, ТхЛте—Тхе«
равн^

где

Хе
==:Хе
рввн
РввЧоо

при <р-*оо. Учитывая, ЧТО YTe>Yxe И S / =

Xe p a B I i ooa X e

=

,

и пренебрегая членом oi 91 в уравнении (1.58),
• Те

получаем
d\!dt = <psxJTe — AJT;

(2.44)
;

4Хё/Я = 9*ХеТхе - А Х е Х е - ? * х е Х Н - £
80

(2.45)

Предположим, что в реактор^ внесено возмущение. Тогда ф=ф0-|~
+q>'; В 2 =В 2 0 -И<гф'+яхеХе'; Хе=Хе0+Хе', 7=7о+1 / , где индекс «О»
относится к невозмущенному состоянию реактора; aQ — величина,
пропорциональная мощностному коэффициенту
реактивности;
ахе=сгхе/2 а ( 2 а — макроскопическое, сечение поглощения в гомо­
генизированной активной зоне); ф', Хе', Г — отклонения плотности
потока нейтронов, концентрации ксенона и иода от стационарного
состояния соответственно.
Вычитая уравнения для невозмущенного состояния из уравне­
ния для возмущенного состояния и пренебрегая членами второго
порядка малости вида фТ, Хе'ф'» ф'ф'> получаем в отклонениях
Аф'+^оф'+ФоАхвХе'+фЬАдФ^О;
(2.46)
dl'ldt=q>'oxeyTe-hl';

(2.47)

dXe'/Я = ? Ч е Т Х е + V ~ Я хе Х е' - <р0*ХеХе' - a Xe Xi 0? '. (2.48)
Будем искать решения в виде
<p'=<p"exps*; Xe'=Xe"exps/; I'=I"expsf.

(2.49)

Подстановка значений (2.49) в уравнения (2.46—2.48) дает
Аф"+Б 2 оф"+фоа Хе Хе ,/ +фоО <г ф"=0;

(2.50)

• 51"=ф"аХе7те-М";
(2.51)
(2.52).
S Xe" = <p'VTx e + Я , 1 " - ЯХеХе" -<р 0 а Хе Хе" - * Хе Хе>".
Амплитуды возмущений в соотношениях (2.49) могут быть раз­
ложены в ряды ортонормированных собственных функций краевой
задачи, которая имеет невозмущенное распределение потока ней­
тронов в качестве основного решения (разложение по собственным
функциям формы потока нейтронов) или в ряды ортонормирован­
ных собственных функций краевой задачи, имеющей решения
в виде простых геометрических функций. Рассмотрим подробнее
оба метода решений.
Собственные функции формы потока нейтронов. В этом случае

?"=2Affi. Хе" = 2 Х е / Л ,
*

(2.53),

i

где ^ — собственные функции, определяемые уравнением
(A+B 2 o)«r/+|i 2 /ft=0.
(2.54)
Здесь [io=0 и go пропорционально фо. С увеличением номера гар­
моники величина \it возрастает. После подстановки I" из уравнения
(2.51) в (2.52) и соотношений (2.53) в (2.50) и (2.52), умножая
(2.50) и (2.52) на g5 и интегрируя по объему реактора, получаем
( » ^ + V 7 ) A + ^xe?7Xe/ + S (aQbA + axl?nXei)
6—806

= 0; (2.65)op

+ 2 ( ^ , . Л + зд/Хе1-) = 0,

(2.56)

где 9/ = J Vtg'jdV; ?,7 = J <p.£,£ydV;
Xe>{Xe.sViV; Xe",7 = J Xe,^ y dV.
Уравнения (2.55) и (2.56) линейны относительно Xej и Aj. При­
равнивая определитель, системы уравнений (2.55) и (2.56) к нулю,
находим значения s.
_
Перекрестные члены щ- и Хе^ малы, так как функции gi орто­
гональны. В частном случае, если форма невозмущенного потока
плоская, перекрестные члены равны нулю. Тогда возможные ве­
личины 5 определяются из уравнения s 2 +&s+c=0, где
# . 1 1 1 1
"
О = Я. + ЯУл ч - Oy<Pf
Ч

I И

I

а

Хъ*ХгЪ ( Х е / — " Ы .
=

""" I aXtaXeW (YTe~"Xe/ + Yxe) |

~ .
(2.57)

/ 0

/О с о \

Порог самопроизвольных колебаний находят из условия Ь=0. При
Ь>0 реактор устойчив. Условие 6=0 можно записать в виде
аХе (Хеу —Yx e )

"'

=

,
+

Л

Л

=

а

гг
)

i Л —
+ а

ч

/0с0\
(2,59)

" 1+(Х1 + Ы/КеЪ) ^
"
^
^
2
Собственные значения ц, / зависят от формы распределения по­
тока нейтронов и размеров реактора, тогда как правая часть
(2.59) зависит главным образом от уровня потока нейтронов и
слабее — от формы распределения.
Если сделать
подстановку Aj=\x2jlB2g; ахе=ахе/М2; CLQ=
2
2
=(XQ/JW , где B g — геометрический параметр реактора, то
- / (?l) = M ' S y y ^ - atf,laXt.
(2.60)
Величина Xej приближенно равна отравлению в стационарном со­
стоянии
для потока
q>j. Функция /(<Pj)<0 при ф<3,5Х
11
2
Х1011
нейтр./(см
-с).
Это
означает, что при ср < 3,5 X
Х10 нейтр./(см2-с) ксеноновая нестабильность не может воз­
никнуть.
Уравнение (2.60) показывает влияние мощностного коэффици­
ента реактивности ад на пороговое значение плотности потока
нейтронов, при котором возникают ксеноновые колебания. Поло­
жительный мощностной коэффициент снижает это значение, отри­
цательный увеличивает и при достаточно большом отрицательном
мощностном коэффициенте реактивности ксеноновые колебания
могут быть исключены. Аналогичный результат был получен
82

в § 2.3, где рассматривалась ксеноновая неустойчивость точечно­
го реактора.
Период ксеноновых колебаний Т=2я/с 1 / 2 , где с определяется
из уравнения (2.58) при Ь=0:
(2.58э)
Расчет, проведенный по формуле (2.58а), показывает, что пе­
риод ксеноновых колебаний составляет 20—30 ч.
Геометрические собственные функции. Существенное упрощение
в расчетах может быть сделано, если использовать разложение
возмущений в геометрические собственные функции, которые легко
определяются из уравнения Af/—|—Л2//*=0. Например, для одномер­
ного реактора &/=(*+1)я/# и fi=(2/H)l/2sin(i-\-l)nzlH.
Возму­
щения можно представить в виде разложений

? " = | Л ' Л ; Xe"=f Xe',f,.
/=г1

1= 1

Подстановка этих разложений в уравнения (2.50) и (2.52) (после
подстановки из (2.51) члена I"), умножение уравнений на /?- и ин­
тегрирование по объему реактора дает

(- *•, + Б2У + V' y ) Л', + ах#', X?, +

°*е ( ^ ' / - ?*е - Й т ) * , + (s + ЯЛ + ад',) X?, +

+j] ы м

г

i+« Л ? г / хе '/)=°*

(2-б2>

где

Xi'. = J Xe0f2;.dV; Хё' /у = J ХеДОУ;

Уравнение (2.61) содержит перекрестные члены В2ц, которых нет
в уравнении (2.55). Для реактора с формой распределения потока
нейтронов, пропорциональной геометрической моде, В20 есть по­
стоянная величина и уравнение (2.61) совпадает с уравнением
(2.55). Однако для распределения, близкого к равномерному, В2о
велико вблизи границы реактора и мало вблизи центра, поэтому
перекрестными членами В2ц нельзя пренебрегать.
6*

83-

Качественная картина пространственных ксеноновых колебаний
иллюстрируется рис. 2.10,а. Начальный перекос распределения
мощности (сплошная линия на диаграмме /) вызывает перекос
распределения концентрации ксенона (пунктирная линия на диа­
грамме 1). Это, в свою очередь, усиливает перекос распределения
мощности (диаграмма 2). Однако спустя некоторое время процесс
распада накопленного иода меняет направление, вызывая перекос
распределения мощности в другом направлении (диаграммы
Зи4).

Рис. 2.10. Иллюстрация пространственных ксеноновых колебаний: развитие коле­
баний во времени (а), форма колебаний в цилиндрическом реакторе (б)

Для гомогенизированного цилиндрического реактора высотой Н
и радиусом R геометрические собственные функции, полученные из
решения одногруппового диффузионного уравнения, имеют вид

f.jk = cos(iO + VJ,(*,^cos\(l

+

2k)%\,

где щ — нули функции Бесселя нулевого порядка первого рода; i>
jy k=0, 1, 2, ...; г|э — произвольный азимут.
Развитие радиально-азимутальных колебаний в цилиндриче­
ском реакторе иллюстрируется рис. 2.10,6, где показано наложе­
ние высоких гармоник на форму основного распределения потока
нейтронов ь реакторе. Области возрастания потока нейтронов обо­
значены знаком «+», области уменьшения знаком «—». В правой
части рис. 2.10,6 дано схематическое изображение развития дефор­
маций распределения потока нейтронов.
84

Возникающие колебания распределения мощности непрерывны.
Чтобы погасить, например, гармонику / 0 ь необходимо перемещать
регулирующие стержни в противоположных направлениях в обеих
половинах реактора.
При практическом анализе устойчивости распределения мощно­
сти математическая модель динамики распределения мощности
требует тщательного учета и разделения всех факторов, влияющих
на устойчивость.
Анализ устойчивости реактора типа РБМК. Рассмотрим модель
динамики распределения мощности, нашедшую применение для
анализа устойчивости большого водо-графитового кипящего реак­
тора типа РБМК, при проектировании. В этом реакторе динами­
ческие характеристики распределения мощности определяются
в основном обратными связями по температуре топлива и замедли­
теля (графита), паросодержанию и отравлению ксенона.
Будем рассматривать поведение реактора вблизи номинального
уровня мощности при небольших отклонениях параметров от но­
минальных. Прежде всего запишем выражения для основных па­
раметров реактора через отклонения от стационарного состояния.
Плотность потока нейтронов
<р(г, *)=ф(г, 0)+б Ф (г, /)Ф(0, 0)
(2.63)
при условии нормировки
f ? (r,0)S/(r)dr = Q..
V

Температурный напор от топлива и графита к теплоносителю
соответственно:
f T (r, t)=TT(r,

0)+6Г т (г, t)TT(0, 0);

Ггр(г, /)=Ггр(г, 0)+бГ г р (г, 07г Р (0, 0),

(2.64)
(2.65)

где
Г т (г, t)=TT(r, t)—Ts; ГГр(г, 0=7Vp(r, t)—T89
т. е. температура теплоносителя во всем объеме реактора прини­
мается равной температуре насыщения при среднем давлении теп­
лоносителя. Можно полагать, что в начальный момент времени,
распределение температур топлива подобно распределению плот­
ности потока нейтронов, следовательно
7т (г, 0)/Г т (0, 0 ) = Ф ( г , 0)/ Ф (0,0).
Концентрации ядер иода и ксенона запишем в виде
1(г, 0 = 1 (г, 0)+61(г, 0Ц0,0);

(2.66)

Хе(г, 0 = Х е ( г , 0)+6Хе(г, t)Xe(0, 0).

(2.67)

Распределение равновесных концентраций ядер ксенона и иода:
Хе(г, 0 ) = 2 / ( г ) ( 7 Х е - Ь т е ) ф ( г , 0)/[(Ьхе+стхеф(г, 0 ) ] ;
1(г, 0)=уте2/(г) Ф (г, 0)Ai.
85

Связь отклонения паросодержания с отклонением теплового на­
пора, учитывая перенос тепла вдоль твэла, можно выразить сле­
дующим аппроксимационным выражением:
ч (г)

= - ^ - Г т ( 0 , 0 ) f . [ l - t ( r ) - | - ] | 8Гт(г, t)dz, (2 68)

где
ф/г)_
*&3
ЧКЧ— Y"/Tf' + *(r. 0)(1-Y"/Y')

а — переводной коэффициент скорости делений в тепловую мощ­
ность реактора; г — скрытая теплота парообразования; Х(г, 0 ) —
стационарное распределение паросодержания; (kff) —коэффициент
теплопередачи поверхности твэла; у', у" — плотность воды и пара
на линии насыщения; G — расход теплоносителя.
Граница экономайзерного участка %оН определяется из условия
a f 2 ; (г) f (г, 0) dz = (G) (V - i 0 ) ,
6

.

(2.69)

••

где (i'—io) — недогрев теплоносителя на входе в активную зону.
Уравнения, описывающие динамику распределения мощности
по объему реактора с учетом одной эквивалентной группы запаз­
дывающих нейтронов:
* * i ^ 0 - = A f [Д + В\ (г)1 7 (г, 0 + р [«с (f, t) — З ф ( Г , 0 ] Ч - J § T § К 7 ) < г ' ') + «тТт(0, 0)8Г т (г, /) + а гр Г гр (0, 0 ) X
X 8Ггр (г, t) + > Х е (г, t)] SXe (r,t)\;
(1/Я)[д?с(г,0'Л]=8 ? (г, t)-bc(r,t),
где вс(г, t) = {X[c(r, 0 - с ( г , 0)]}/р Ф (0, 0),
ддтт (г, о _ Д/ (г) , , _
т
д8Тп (г, /)

(2.70)
(2.71)

(2.72)

S/ (г)

ЬТгр(0) = ЬТгр(Н) = 0,

(2.73)

где Гт, Ггр — постоянные времени разогрева (охлаждения) топли­
ва и графита соответственно.
86

Уравнения для безразмерных отклонений бХе(г, /) и. 61 (г, /):

1
0Ye?(r ,

Г. О
__ F
д*Хе(г,
0 _!
F

Y

Т*е
*e

Sf (г)

0) _£(£)_

^e + ^ef(°. °?

8Xe(r, /).

(2.75)

Предполагается, что <p(r, 0)/ф(0, 0,)=1 в пределах области,
ограниченной цилиндрической поверхностью r=y(r=R\\
Z\^z^z2;
Ri<Rol 0<zi; г 2 <Я, где /?0 — радиус реактора); ф(г, 0)=0 на
экстраполированной границе реактора r=T(r=R0i z=Hy г = 0 ) .
Решение записанной системы уравнений находят в виде суммы
ряда собственных функций следующей краевой задачи:
А<р(г) + (520 + ^ 9 ( г ) = 0;
(2.76)

V?(r)| r=7 _ 0 = V?(r)| r=T+0 .
В результате решения получается ряд собственных функций
{ф/,1*,л(г» б> z )} и соответствующий ему ряд собственных значений
{|A,j,*}.

Дальнейшая процедура аналогична описанной выше при анали­
зе ксеноновой неустойчивости. Она состоит в переходе от уравне­
ний для переменных функций координат и времени к уравнениям
для амплитуд гармоник, зависящим только от времени.
Широкий диапазон временных масштабов процессов, опреде­
ляющих динамику распределения мощности, вызывает серьезные
вычислительные трудности, так как корни характеристического
уравнения записанной системы уравнений различаются на несколь­
ко порядков. Наибольший практический интерес представляет
определение корней с максимальной действительной частью.
С этой целью применительно к реактору типа РБМК можно выде­
лить три временных области:
1) Область быстрых процессов (определяется постоянной вре­
мени прогрева топлива и образования пара равной десяткам се­
кунд) .
2) Промежуточная область (определяется постоянной времени
прогрева графита равной нескольким десяткам минут).
3) Область медленных процессов (определяется постоянной
времени образования ксенона равной нескольким часам).
87

Для каждой из этих областей можно записать соответствующие
уравнения динамики. Во всех случаях принимается /дф/д/=0. При
этом условии будут выполняться следующие соотношения:
В области быстрых процессов (t—102 с)
WYp(r t t)
1

dSXe(r, t)_

^е+°Хе?(°>°)

М

_

Я, (г)

Щ{г)
_Y*e
^(0) Y^e+Yre

^е?(°. °)

1 *(г

Л

^ e + ' J T e f C ' °) J * * '

'*

(2.78)
2

3

£ промежуточной области (температурной) (/^ЛО —10 с)
р = 0; Т т ^ ( г , ° = 0 ;
(2.79)
1
ааХе(г,/)_ |
Y^e s /( r )
*Xt + °*e? (0.0)
dt —[ 4Xe + YTe Щ (0)

gjrey(°»°) 1» , t)
^ e + °*e?(0' U) J ? K ' ''

(2.80)
В области медленных процессов (ксеноновой) (?=10 —10 с)
[3 = 0; ^ ( г , ° ^ 0 .
(2.81)
3

4

Для того чтобы оценить степень нестабильности распределения
мощности, достаточно приблизительно определить характерные
времена изменения формы распределения, которые определяются
несколькими низшими гармониками.
Анализ существенно упрощается, если оценка временных харак­
теристик изменения распределения мощности производится раз­
дельно в радиально-азимутальном направлении и по высоте. При
анализе динамики радиально-азимутального распределения акси­
альное поле предполагается неизменным и наоборот.
В уравнениях для амплитуд радиально-азимутальных гармоник
оказывается допустимым пренебрежение перекрестными членами,
поскольку зависимость коэффициентов уравнения от г слабая и
гладкая. Поэтому можно записать и исследовать характеристиче­
ское уравнение отдельно для амплитуды каждой гармоники, чтобы
определить зависимость корней от изменяемых параметров.
Для реактора РБМК практический интерес представляет зави­
симость действительной части корней характеристического уравне­
ния от суммарного «быстрого» мощностного эффекта атф (Доплерэффект плюс паровой), поскольку этот эффект изменяется в ре­
акторе в процессе его эксплуатации (рис. 2.11).
Характер изменения распределения мощности во времени опре­
деляется наибольшим действительным корнем или парой ком­
плексно-сопряженных корней.
Из рис. 2.11 следует: по возрастанию устойчивости гармони­
ческие составляющие деформации распределения мощности распо­
лагаются в порядке повышения собственных значений (<р00, <p0i> ?02

и т. п.); при уменьшении атф корни изменяются следующим образом
пары действительных корней сближаются, принимают при некотоР ом а тф равные значения (превращаются в кратный корень), а при
дальнейшем уменьшении а превращаются в комплексные корни.
Их действительная часть продолжает уменьшаться с увеличением
ат . При некотором значении атф действительная часть изменяет
знак. Это значение соответствует границе устойчивости для дан­
ной гармоники: если aT<p-*AfV//» то соответствующий наибольший

Рис. 2.11 Зависимость действительной части корней характеристического урав­
нения К от суммарного мощностного эффекта реактивности:
/ _ ф о о ; 2 — фог, 3 — ф02; 4 —фю. 5 —фоз; 6 — фп;
лексные корни

О—О-О—действительные и комп­

корень ij стремится к бесконечности, что соответствует порогу бы­
строй неустойчивости, т. е. неустойчивости, определяемой только
эффектами реактивности по паросодержанию и температуре
твэла.
Таким образом, соотношение, определяющее существование
быстрой неустойчивости гармоник, в первом приближении будет
иметь вид
(2.82)
%=>AfV,/f
где ат<р определяется изменением реактивности на единичное изме­
нение плотности теплоносителя и Доплер-эффектом топлива;
89

и1,} — разность геометрических параметров ij-й и основной гармо­
ник ( | A i S = B V - S2o).
Температурная неустойчивость в реакторе РБМК, обладающем
положительной обратной связью по температуре замедлителя, воз­
никает в первом приближении при условии
атч> + * г Р ^ \12цМ2,
(2.83)
где JCrp = arp6rrpQ/&Q; игр — температурный коэффициент реактив­
ности по замедлителю.
Ясно, что при возникновении в реакторе температурной неус­
тойчивости будет возникать и ксеноновая неустойчивость. При
увеличении температурного коэффициента реактивности замедли­
теля ксеноновые колебания приобретают характер расходящихся
колебаний..
При дальнейшем увеличении температурного коэффициента ре­
активности неустойчивость приобретает экспоненциальный вид,
свойственный температурной неустойчивости, причем период экс­
поненты уменьшается с увеличением температурного коэффициен­
та реактивности.
Период ij-й гармоники т, обусловленной температурной неус­
тойчивостью, приближенно определяется по формуле
т =

а

гр\Р/(ягр-агр0)»

(2.84)

где агРв = Дру*7 — ат,тгр —постоянная времени разогрева замедли­
теля.
Определение временных характеристик нестационарных де­
формаций распределения плотности нейтронов по высоте пред­
ставляет собой более сложную задачу, так как даже при ограни­
ченном числе гармоник характеристическое уравнение имеет до­
вольно высокий порядок. Однако можно предполагать, что неус­
тойчивость аксиального распределения в первую очередь должна
проявляться в виде развивающегося во времени отклонения рас­
пределения плотности нейтронов от стационарного в противопо­
ложные стороны в верхней и нижних половинах активной зоны.
Это предположение подтверждено экспериментом.
Описанная модель динамики распределения мощности реактора
РБМК позволяет выделить области устойчивости реактора в пло­
скости коэффициентов реактивности и дает возможность сделать
выводы о необходимости применения системы регулирования рас­
пределения мощности, а также оценить необходимое число локаль­
ных регуляторов мощности и место их расположения.
§ 2.5. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ ОПИСАНИЕ ПРОЦЕССОВ УПРАВЛЕНИЯ
ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ. УСТОЙЧИВОСТЬ РЕАКТОРА
С РЕГУЛЯТОРОМ

При проектировании реактора стремятся обеспечить его устой­
чивость. Однако даже реактор, устойчивый сам по себе, может
оказаться неустойчивым, если неправильно спроектирован регуля-

тор. Поэтому обычно в процессе проектирования на математиче­
ских моделях проводят подбор и настройку регуляторов.
Рассмотрим математическое описание процессов пуска реакто­
ра из подкритического состояния, автоматического регулирования
(АР) заданного уровня мощности и аварийной защиты (A3).
Пуск. Цель исследований режима пуска — определение требо­
ваний к пусковой аппаратуре, а также формулирование алгоритма
управления,
обеспечивающего
безопасность режима при задан­
=
ной длительности процесса. Сле­
1 I /Оч I к ^6ых /Ар
дует отметить, что жесткие тре­ Xh<nn\
бования к ограниченности дли­
тельности процесса пуска обыч­
но возникают в установках, где
пуск проводится часто. В боль­ Рис. 2.12. Структурная схема диффе­
ших энергетических реакторах, ренцирующего звена для определения
пуск которых проводится срав­ обратного периода реактора
нительно редко, эти требования
смягчаются и поэтому алгоритм управления может быть сущест­
венно упрощен. Ниже рассматривается процесс пуска с жестким
алгоритмом управления.
В течение пускового режима система регулирования должна
обеспечивать изменение мощности с заданным периодом до выхода
на требуемый уровень. В качестве сигнала ошибки используется
отклонение величины, обратной периоду, от заданного значения:
1/Гр—1/Гз, где \ITv=d(\nn)ldt.
(2.85)
Дифференцирование сигнала на выходе логарифмического уси­
лителя проводится с помощью реального (инерционного) диффе­
ренцирующего звена. Уравнение, соответствующее этому звену,
имеет вид
TdXBUXldt+XBbIX=kdXBXldty
(2.86)
где Т — постоянная времени звена; k — эквивалентный коэффи­
циент усиления.
Операторная форма записи уравнения дифференцирующего зве­
на имеет вид
(Ts+l)XBblx(s)=ksXBX(s).
(2.87)
Записав уравнение (2.87)
X*As)
(2.88)
Л"вых (5) = 7V+T Х™ № = Т \Х™ ^ ~~~ \+Ts
структурную схему реального дифференцирующего звена можно
представить в виде, изображенном на рис. 2.12 (Хвх=1пп, лгВых=
=1/Г„).
Величина ошибки 1/Гр— 1/Г3 определяет скорость перемещения
регулирующих органов, в качестве которых обычно используют
стержни АР. Однако регулирование вблизи заданного уровня мощ­
ности только по сигналу производной от логарифма мощности за91

труднительно, поэтому в качестве сигнала ошибки целесообразнее
использовать величину k\(\jTv—1/Г3)-|-&2п.
В начале пуска kx(\lTv— l/T3)>k2n. По мере приближения
к заданному уровню, которому соответствует величина n3i обрат­
ный период реактора стремится к нулю, так как n3=(&i/&2)X
Х(1/Г 3 ).
В случае использования релейной схемы регулирования стерж­
ни регулирования обычно перемещаются с постоянной скоростью.
Для улучшения качества регулирования в закон управления вво­
дится сигнал производной отклонения (после релейного элемен­
та). Наличие производной форсирует действие регулятора на уча­
стке возрастания отклонения управляемой переменной и тормозит
1
Р

\Лг

» |

W(s)

J J_
1s

л 1

n

ln /n}

1

s

s
—^J
1 fs4

1

1 hvs+1 J

Г

Р >\

JJ|

I

rr

Рис. 2.13. Структурная схема системы регулирования пуска (Т к.о — постоянная
времени контура обратной связи; р с т — реактивность, вводимая стержнем регу­
лирования)

действие регулятора на участке уменьшения отклонения этой пере­
менной. В результате этого компенсируется инерционное запазды­
вание системы и подавляются колебания. Для повышения точности
регулирования последовательно с основным сигналом вводится
сигнал, пропорциональный интегралу отклонения регулируемой
переменной. Структурная схема системы регулирования пуска ре­
актора с передаточной функцией W(s) приведена на рис. 2.13.
Следует отметить, что динамические характеристики реактора
нулевой мощности таковы, что регулирование его вручную при
отсутствии ограничения на длительность пуска не вызывает за­
труднений. Единственным требованием при разгоне реактора
является соблюдение условия 0<(&Эф—1)<Р- В этом случае мощ­
ность увеличивается достаточно плавно и только за счет запазды­
вающих нейтронов.
Автоматическое регулирование мощности и защита. Опишем
теперь работу систем управления органами АР, компенсации из­
быточной реактивности и A3.
В основу управления большинства энергетических реакторов
положен принцип измерения нейтронного потока, соответствующе­
го данной мощности реактора, сравнения результатов измерения
с заданной величиной (уставкой мощности). Величина и знак
рассогласования определяют дальнейшие действия системы авто92

матического регулирования. Возможно также автоматическое ре­
гулирование мощности реактора посредством изменения темпера­
туры теплоносителя на выходе из реактора и сравнения измерен­
ного значения с заданным.
На рис. 2.14 приведена упрощенная структурная схема системы
АР реактора. Системы АР работают по принципу пропорциональ­
ного или релейного регулирования. В системе пропорционального
регулирования скорость перемещения регулирующего стержня
(скорость изменения реактивности) пропорциональна величине
рассогласования (ошибке регулирования) и это перемещение на-

Рис. 2.14. Упрощенная структурная система АР реактора:
/ — привод органов регулирования; 2 — усилитель; 3 — блок обратной связи: 4 — блок срав­
нения; 5 — за датчик мощности; 6 — усилитель датчика; 7 — датчик потока нейтронов; 8 —
регулирующий стержень; 9 — реактор
Рис. 2.15. Упрощенная структурная схема A3 по мощности:
/ — блок управления органами A3; 2 — блок формирования сигнала A3; 3 — задатчик мощ­
ности; 4 —усилитель тока датчика; 5 —датчик потока нейтронов; 5 —реактор; 7 —орган A3-

правлено в сторону уменьшения ошибки. Для улучшения качества
переходных процессов вводится регулирование по производной
скорости изменения реактивности.
Уравнения системы пропорционального регулирования имеют
вид
y=(Q(t)-Qo)/Qo;
(2.89)
2
2
(2.90)
То^ Рст /dt -\-dpCT /dt=—koy,
где Qo, Q(t)—заданная
и текущая мощность реактора соответ­
ственно; р с т — реактивность, вносимая органами АР; to — постоян­
ная времени АР, с.
Для повышения устойчивости регулятора в закон управления
часто вводят гибкую обратную связь, при которой происходит диф­
ференцирование сигнала входной переменной. Реальное звено гиб­
кой обратной связи описывается передаточной функцией вида
/Co.c=To.cS/(l+STo.c).

В системе релейного регулирования мощности регулятор вклю­
чается в контур регулирования лишь после того, как ошибка пре­
высит некоторое выраженное в относительных единицах значение.
Уравнения для системы релейного регулирования имеют вид
(2.91)

V - 0 4"l#l-f*£S>|<«

95

«_Рст I «Р(

dt2

{-^r=-k0y

при \у\ = * ^ | > * . .

(2-92)

Следует отметить, что релейные системы имеют преимущество
перед системами пропорционального регулирования, заключаю­
щееся в меньшей чувствительности к шумам в сигнале датчика
мощности. Однако системы пропорционального регулирования мо­
гут в принципе дать большую точность поддержания мощности,
чем релейные системы.
Принцип работы A3 реактора по уровню мощности заключает­
ся в сравнении измеренного значения потока «нейтронов с устав­
кой мощности и формировании сигнала A3 при превышении
уставки, приводящего к быстрому вводу отрицательной реактив­
ности в реактор.
Упрощенная структурная схема аварийной защиты реактора
по мощности приведена на рис. 2.15.
Уравнения, описывающие систему A3, имеют вид
dpAJdt=0 при (Q-Qo)/Qo<|</i|,
(2.93)
йр а .з/^=^(0ра.з(Я) при (Q—Qo)/Q0>yi>0.
(2.94)
Здесь у\ — уставка A3 по мощности, т. е. предельно допустимое
превышение фактической мощности реактора над заданной;
F(t)—функция, описывающая движение стержней при срабаты­
вании A3 [вид функции F(t) зависит от конструкции исполни­
тельного механизма A3]; р а .з(#)—«физический вес» (реактив­
ность) стержней A3 при их полном погружении в активную зону
высотой Н.
Проведем теперь анализ устойчивости реактора совместно
с системой автоматического регулирования. Многообразие систем
регулирования не позволяет провести общего исследования дина­
мики ЯЭУ с регуляторами, поскольку различны не только 'Прин­
ципы построения структурной схемы системы -регулирования, но
и регулируемые параметры. Более того, в одной ЯЭУ могут одно­
временно работать несколько взаимосвязанных регуляторов (по
мощности, температуре, расходу, давлению и т. д.). Поэтому огра­
ничимся рассмотрением двух случаев — пропорциональный регу­
лятор с гибкой обратной связью (линейный регулятор) и релей­
ный регулятор (нелинейный регулятор).
Как отмечалось выше, сигналом пропорциональности регуля­
тора является отклонение мощности Q от заданного значения Q0.
При этом изменяется величина реактивности рСт за счет переме­
щения стержней регулятора, и внешняя обратная связь системы
регулирования действует параллельно внутренней обратной связи,
создаваемой мощностным эффектом реактивности.
В этом случае характеристическое уравнение можно записать
в виде
l-W(s)
где W(s)—передаточная
94

1/(5) + ^ р е г ( 5 ) ] = 0 ,

(2.95)

функция реактора нулевой мощности;

F(s) —передаточная функция мощностной обратной
F p e r ( s ) = —J^ —передаточная функция регулятора.

связи;

Передаточную функцию регулятора с гибкой обратной связью
можно представить в виде
^рег (s) =

S:/(SC

+ 1) + 2$s/o>o + 5 2 /со 2 0 '

^

^

где крег — статический коэффициент усиления регулятора; т — по­
стоянная времени гибкой обратной связи; g — коэффициент демп­
фирования; соо — собственная частота колебаний регулятора.
Обычно §^Л, сйот»1. Амплитуд­
ная и фазовая частотные харак­
*,граа
теристики автоматического регу­ IF,perlJ
лятора мощности приведены на
рис. 2.16.
-\-50
Если &рег мало, регулятор не­
эффективен при возмущениях,
> \ !
возникающих достаточно быстро.
Л-100'
Поэтому коэффициент усиления
регулятора увеличивают. Изме­
нение коэффициента усиления
-150'
регулятора вызывает перерас­
пределение корней характеристи­
ческого уравнения. Увеличение
CJ
U)
О
значения коэффициента усиления
&Рег может привести к такому из­ Рис. 2.16. Амплитудная и фазовая ча­
менению
амплитудно-фазовых стотные характеристики автоматиче­
характеристик, что реактор с ре­ ского регулятора мощности
гулятором будет неустойчивым.
Для определения границы устойчивости, когда в характеристи­
ческом уравнении появляется мнимый корень, вместо уравнения
(2.95) можно записать
(2.97)
^(/«>)[^(/<o) +^р № (/ю)] = 1,
или
I ^ (/<•>) I |^(/со) +^ Р ег(/0) 1 = 1;
(2.98)
arg[№(/o)) (/ ? (/(о)+/ 7 Р ег(/а)))]=я.
(2.99)
Возможность неустойчивости реактора с регулятором стано­
вится понятной, если 'вспомнить, что при увеличении коэффициен­
та усиления брег возрастает вектор №(/©) [F(j(o) +(Fper(/<©)]. Это
вызывает^ расширение амплитудно-фазовой характеристики ра­
зомкнутой системы, «приближая ее к критической точке на
комплексной плоскости (—1; /0). Следовательно, увеличение
коэффициента усиления £рег может 'привести к такому изменению
амплитудно-фазовой характеристики разомкнутой системы, что
критическая точка окажется охваченной этой характеристикой, и
замкнутая система в соответствии с критерием Найквиста будет
неустойчивой.

м У \\

n

95

Возможна также неустойчивость реактора с регулятором, если
регулирование ведется по температуре теплоносителя на выходе
реактора. В этом случае фазовый сдвиг сигнала в регуляторе
будет суммироваться с фазовым сдвигом колебаний Твых отно­
сительно колебаний мощности. Если этот суммарный сдвиг будет
близок к величине я, возможно
1
возникновение автоколебаний в
замкнутой системе.
Проведем анализ устойчиво­
сти релейной системы поддержа­
ния заданной температуры теп­
лоносителя на выходе из реакто­
ра. Такая система регулирования
^о;
часто используется в водо-водяo(=Qrctgj
ных реакторах.
Допустим, что в качестве дат­
чика регулятора используется
Рис. 2.17. К определению области
устойчивости релейного регулятора
термопара, расположенная на
входе смесительной камеры (вы­
ходе из реактора). Тогда уравнения динамики релейного регу­
лятора выходной температуры Твых имеют вид

А ГJ

/ - и^ 7
111

dTm
dt

*т
• тп

4-1
Т1

У =

•

Т
Л

.
* с.к»

т

—Т
тп

1

Д;

-л

0

-Д<Гтп-ГТПо<0;

1

т —Т

(2.100)

<—А

\pdv^dt-^vnp = y;
d9cT'dt = kvnp,

(2.101)
(2.102

где ттп — постоянная времени термопары; Д — порог срабатыва­
ния реле; vnp — скорость привода регулятора; k — коэффициент
усиления регулятора.
Если пренебречь нелинейностью уравнений кинетики реактора,
то реактор с регулятором можно представить в виде линейного
звена с передаточной функцией Kn(s), охваченного нелинейной
обратной связью y=f(T),
причем нелинейная характеристика
удовлетворяет условию

0<f(T)l(T-Tm<))<k

при Г - 7 ^ 0 .

Для таких нелинейных систем удобно применить достаточный
частотный критерий В. М. Попова, заключающийся в следующем:
для того, чтобы нелинейная система была абсолютно устойчива,
достаточно, чтобы при заданных /Сл (/со) и k существовало такое
конечное действительное число q, 'при котором для всех сэ^О вы­
полняется неравенство
Re[(l+/(7(o)/Ca(/co)] + l/&>0.
(2.103)

Первое слагаемое (2.103) можно преобразовать
ReD( 1 +/^7со) /Сл (/со) ] =
= Ref/Сл (/со) -q<o Im Кл (/со) ] =X—qYt
(2.104)
где *=Яе[/(л(/со)]; У=©1т|НСл(/ю)].
Следовательно, вместо (2.103) 'получим
X—qY+\lk>%
(2.105)
Уравнение X—qY+l/k=0 является уравнением прямой, про­
ходящей через точку действительной оси с абсциссой—l/k и име­
ющей угловой коэффициент l/q (рис. 2.17). Это означает, что
нелинейная система абсолютно устойчива, если в плоскости
(X, /У) можно провести прямую, проходящую через точку дейст­
вительной оси с абсциссой—l/k так, чтобы частотная характе­
ристика K*n(j<o)=X+jY лежала справа от этой прямой.
Другим, наиболее часто используемым методом исследования
устойчивости реактора с релейным регулятором мощности являет­
ся известный метод гармонической линеаризации.
§ 2.6. УСТОЙЧИВОСТЬ И СПОСОБЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ ЯЭУ

При проектировании системы управления ЯЭУ учет ее дина­
мических свойств необходим как для обеспечения устойчивости
режимов ЯЭУ, так и с целью ограничить отклонения от установив­
шихся значений теплофизических параметров реактора, например,
температур ядерного топлива и оболочки твэла.
Уравнения динамики ЯЭУ состоят из следующих уравнений:
нейтронной кинетики; 'баланса тепла в активной зоне; описыва­
ющих изменение температуры теплоносителя при его перемеши­
вании в камерах смешения; учитывающих транспортное запазды­
вание теплоносителя в трубопроводах; баланса тепла в ПГ и
уравнений динамики турбогенератора.
Сложность математического описания (процессов теплообмена
в ЯЭУ обусловлена пространственной распределенностью тепло­
выделения и теплопередачи, а также зависимостью коэффициен­
тов уравнений, определяющих толе температур в активной зоне,
от пространственных координат. Особенности различных типов
реакторов и контуров теплоносителя также оказывают значи­
тельное влияние на математическое описание процессов тепло­
передачи. Однако часто при исследовании ЯЭУ как объектов ре­
гулирования оказывается допустимым описывать процессы тепло­
выделения и теплопередачи приближенно, а параметры процессов
усреднять.
ЯЭУ с некипящим реактором. В простейшем случае будем рас­
сматривать ЯЭУ в виде двухконтурной установки, состоящей из
некипящего реактора, соединительных трубопроводов и пароге­
нератора. Из установок этого класса рассмотрим наиболее рас­
пространенные ЯЭУ, включающие водо-водяной реактор и ПГ со
свободным уровнем кипящей воды. Ввиду того, что теплоноситель
7—806

97

первого контура служит здесь одновременно и замедлителем
нейтронов, 'подобным установкам присущи свойства самостабили­
зации как в отношении к возмущениям реактивности в реакторе,
так и по нагрузке на турбину (отбору пара из ПГ).
Упрощенная «расчетная схема двухконтурной установки при­
ведена на рис. 2.18. Предполагается, что давление и расход теп­
лоносителя в первом контуре поддерживаются постоянными. При
анализе устойчивости и управляемости двухконтурной ЯЭУ чв це­
лом приходится иметь дело с весьма медленными процессами по
п

" » Выход пара

ил и и

питательной

воды

Рис. 2.18. Расчетная схема двухконтурной ЯЭУ с некипящим реак­
тором

сравнению с переходными процессами в реакторе, поэтому пере­
даточную функцию реактора можно представить в виде
Wn(s)=kn(Tns+l)ITus.
(2.106)
При рассмотрении теплогидравлической части ЯЭУ принимают
следующие предположения.
1. Отбор пара на турбину G0T6 пропорционален нагрузке (т. е.
работа регулятора турбины считается идеальной и безынерцион­
ной).
2. Подача питательной воды Gn.B в ПГ осуществляется в за­
висимости от расхода пара Gn через инерционное звено первого
порядка, моделирующее регулятор питания:
Gn.B (s) = Gn (s) / (1 +5тР.п),
(2.107)
где тр.п — 'постоянная времени регулятора 'питания.
3. Зависимость энтальпии i" и температуры насыщения Ts от
давления в ПГ р принимается линейной в отклонениях от номи­
нальных значений.
4. Зависимость изменения давления в ПГ Ар от генерации
пара Gn и отбора на турбину G0T6 аппроксимируется интегрирую98

щим звеном (без учета изменения парового объема «при колеба­
ниях уровня воды):
Ap(s) = (l/A)(Gn-G0T6),
(2.108)
где А — постоянная ПГ.
i5. Транспортные запаздывания в трубопроводах первого кон­
тура аппроксимируются апериодическими звеньями первого по­
рядка:
ввх(5) = Г ВЬ1Х ( 5 )/(1+тг5);
(2.109)
7 , вх(5)=0вых(5)/(1+Тх5),
(2.110)
где 0вх, бвых — температуры на входе в ПГ и выходе из него
соответственно; ГВх, Твых— то же для реактора; тг, тх — постоян­
ные времени «горячего» и «холодного» участков первого контура.
Математические модели передачи тепловой энергии в реакторе
и ПГ можно выразить «точечными» -передаточными функциями
(для постоянного давления и расхода в первом контуре):
Гвых(5) = [Гвх(5)+5б0(5)/(1+Т 1 5)]/(1+Т 2 5),
(2.111)
где постоянная В выражается через номинальные -параметры:
В={1вых—-«вх)

ном/У ном,

(2.112)

ti—(постоянная твэла; %2 — постоянная, зависящая от геометри­
ческих размеров и расхода через реактор;
6BMx(s) = (0Bx(s)+cG n (s))/(l+TnrS),
(2Л13)
где с, тпг — постоянные ПГ;
е п = Л ( ф 1 0 в х + ф20Вых—Тл(р))9
(2.114)
где D — постоянная, зависящая от коэффициента теплопередачи
ПГ; ф Ь ф2 — весовые множители, выбираемые так, чтобы
Ф1 + Ф2=1.
(2.115)
Следует заметить, что уравнение генерации пара является не­
линейным, так как справедливо лишь ери
0BX>7V
(2.116)
Наконец, приведенную систему передаточных функций двухконтурной ЯЭУ завершают уравнения температурной обратной
связи в реакторе:
бр=бр с т +брт;
(2.117)
брт=ат(а|)1ГВх+,ф2?,вых),
(2.118)
где брст — реактивность, вносимая стержнями; брт — температур­
ный эффект реактивности; а т — температурный коэффициент ре­
активности; -фь я|)2 — весовые множители:
•ф1+^2=1.
(2.119)
Даже упрощенный анализ передаточных функций двухконтурной ЯЭУ в соответствии с соотношениями (2.106) — (2.119)
показывает, что данная установка обладает свойствами саморе­
гулирования. Действительно, внесенное в стационарно работаю­
щую установку возмущение, скажем то реактивности бр ст , вы­
зовет цепь следующих событий:
7*

99

а) при (положительном возмущении брст начнется рост мощно­
сти реактора 6Q, который будет с запаздыванием равным (2—3) х\
сдержан отрицательной обратной связью в реакторе (малый круг
самостабилизации); в .результате этого первичный рост мощности
ограничится величиной
5Q^6pcT/(a T S);

(2Л20)

б) через время, определяемое запаздыванием переноса тепло­
носителя -в трубопроводе первого контура, усилится парообразо­
вание в ПГ, что при неизменном отборе на турбину вызовет
повышение давления в ПГ, а сле­
довательно, и повышение темпе­
ратуры насыщения; вследствие
всего этого уменьшится отвод теп­
ловой энергии от теплоносителя
первого контура; более горячие
порции теплоносителя, пройдя
через ГЦН, вернутся в реактор и
вызовут падение реактивности,
а следовательно, и мощности
(большой круг самостабилиза­
ции).
Новое равновесное состоя­
200 400 600 800 WOO t,c
ние ЯЭУ, если оно будет достигну­
Сброс
Увеличение
то по окончании переходного про­
нагрузки
нагрузки
цесса, характеризуется неизмен­
Рис. 2.19. Переходные процессы ными (по сравнению с исходныто по окончании переходного про­
в двухконтурной ЯЭУ
гревом в нем (Гвых—Твх). Однако
при действии только эффектов саморегулирования конечные значе­
ния температур как на входе в реактор, так и на выходе из него ока"
зываются завышенными по сравнению с исходными; аналогично,
завышенными становятся параметры второго 'контура (давление
перед турбиной, температура насыщения в ПГ). В реальных экс­
плуатационных условиях это чревато снижением теплотехнической
надежности реактора, приближением к опасным пределам тепло­
вых нагрузок «а твэлы, возможностью закипания теплоносителя
на стенках твэлов.
Моделирование на ЭВМ системы уравнений (2.106) —(2.119)
показывает, кроме того, что 'при реальных значениях постоянных
времени характер переходных процессов может меняться от слабо
затухающих колебаний с периодом в несколько десятков и сотен
секунд до апериодически устойчивого процесса.
На рис. 2.19 представлены результаты моделирования пере­
ходного процесса при сбросе и восстановлении нагрузки на одной
из двухконтурных ЯЭУ. Оказывается, что при «чистом» саморе­
гулировании сброс нагрузки на 45% приводит к выбросу давления
на —25%,
Отклонения технологических параметров ЯЭУ от номинальных
при «наличии возмущений можно свести к необходимому минимуму
100

введением искусственных обратных связей. Помимо традиционного
автоматического регулятора мощности, в двухконтурной ЯЭУ
(как, впрочем, и в ряде одноконтурных) стало традиционным под­
держание давления в ПГ с помощью специалыного регулятора,
воздействующего на задатчик мощности АР или на байпасный
клапан, стравливающий часть пара в обход турбины. За счет вве­
дения коррекции АР по давлению оказывается возможным обес­
печить устойчивую работу двухконтурной ЯЭУ при полном сбросе
и увеличении нагрузки.
ЯЭУ с кипящим реактором. Спецификой кипящего реактора
является сильная зависимость реактивности от объема пара и его
распределения по активной зоне. Причем изменение паросодержа­
ния обусловлено изменениями тепловой мощности, давления и
энтальпии теплоносителя на входе в реактор. Каждый из этих
процессов имеет свой фазовый сдвиг и коэффициент усиления. На­
личие фазовых сдвигов между отдельными составляющими изме­
нения паросодержания, а также различные знаки эффектов могут
привести к неустойчивости ЯЭУ с кипящим реактором.
В качестве примера рассмотрим ЯЭУ с кипящим реактором,
работающую по одноконтурной схеме (см. рис. 1.2).
' Будем рассматривать устойчивость замкнутого контура реак­
тор — сепаратор — трубопровод — реактор.
Реактивность кипящего реактора можно записать в виде
Р = Р 9 Ы + Рт(<?) + Рст»
(2.121)
Д Рф —• реактивность, зависящая от эффективного паросодержа­
ния фЭф| р т — реактивность, обусловленная Доплер-эффектом;
Рст — реактивность, вносимая стержнем регулирования.
Величина р (<р<ф) определяется формулой
г

е

Рф = «ф8?.
(2.122)
где а —• паровой коэффициент реактивности; 8<р -— изменение паро­
содержания вследствие изменения температуры топлива (бф т ),
давления (6фР) и входной энтальпии (8<р, );
т. е.
5 ? = 8 ? т + 8<рр + 8 ?/вх .
(2.123)
Передаточную функцию сепаратора можно получить, если за­
писать уравнение динамики изменения давления в системе в виде
dp/dt=k(Gn—G0T6),
(2.124)
где Gn— расход лара (скорость образования пара в реакторе);
G0T6 — отбор пара в турбину; k — коэффициент пропорциональ­
ности.
Так как турбина снабжена регулятором скорости, то можно
считать G0T6='Const.
101

Записав уравнение (2.124) в отклонениях и проведя преобра­
зование Лапласа, 'получим
8p(s)=k8Gn(s)/s.
(2.125)
Отсюда передаточная функция участка сепаратор
Wc(s)=8p(s)/8Gn(s)=k/s.
(2.126)
Энтальпия теплоносителя на выходе из участка сепаратор есть
i 1= [(G 4 -Gn.B)^+Gn.Btn.B]/G 4 ,
(2.127)
где Gn — расход теплоносителя в контуре циркуляции (трубопро­
вода) после сепаратора; Gn.B — расход питательной воды. Под­
ставляя в (2.127) вместо i'(p) величину i'(Ро) + (di//dp)8py полу­
чаем 8ii—8р.
Таким образом, передаточную функцию трубопровода, соеди­
няющего сепаратор со входом реактора, можно определить как
8iBX(s)/8p(s)~8iBX(s)/8h{s).
(2.128)
Уравнение, связывающее i BX (0 с i\ (t), учитывая транспортное
запаздывание теплового импульса в трубопроводе и процесс пере­
мешивания, запишем в виде
ТперегЖх (t) \dt =ix (t—x) — *вх (t) .
(2.129)
где Тперем — постоянная времени процесса перемешивания.
Записывая уравнение (2.129) в отклонениях и проводя преоб­
разование Лапласа, получаем передаточную функцию трубопро­
вода
^ Т р у б (S) = ехр (—St) / (1 + ЗТперем) .
(2.130)
Вводя коэффициенты &ф , &ф , k , определяющие изменение па
т
Р 'вх
росодержания при изменении со­
ответственно температуры топли­
АР
ва, давления и энтальпии тепло­
\ КРЫ ]—1
носителя на входе реактора, а
также
коэффициенты ku &2, &3,
-1 wis) "ill
характеризующие изменение рас­
хода пара при изменении тепло­
fj к-ы \
вой мощности, давления и вход­
ной энтальпии соответственно,
можно представить упрощенную
структурную схему одноконтур­
Vc
т
"r-*QH пт н ной ЯЭУ с кипящим реактором
(рис. 2.20).
%
Основные обозначения на при­
веденной схеме:
W(s)—переда­
точная функция реактора нуле­
вой мощности; WAP(S) —переда­
точная функция автоматического
Рис. 2.20. Структурная схема переда- Регулятора
мощности;
WT =
точных функций ЯЭУ с кипящим ре- = 1 / ( T T S + 1) — передаточная
актором РБМК
функция по каналу тепловая

h-О^ЙНЗ-

102

мощность реактора — температура топлива; Wc — передаточная
функция сепаратора; WT?y6— передаточная функция трубопровода
от сепаратора до входа реактора.
Приведенная схема может быть использована для анализа
устойчивости ЯЭУ с кипящим реактором. Для этого рассчитывают
амплитудные частотные характеристики по каналу реактивность —
мощность реактора. По виду этих
характеристик оценивают склон­
ность системы к колебаниям.
В качестве примера рассмо- •,
трим результаты анализа устой­
чивости
АЭС с
реактором
РБМК-ЮОО, проведенного с по»
мощью структурной схемы, анало­
гичной приведенной на рис. 2.21.
Следует отметить, что в реакторе
РБМК-ЮОО эффект изменения
реактивности от паросодержания
имеет положительный знак, от
давления — отрицательный,
от
изменения энтальпии на входе
реактора
с соответствующим
транспортным запаздыванием —
положительный.
Расчеты, вы­
полненные на ЭВМ, на которой
моделировалась указанная струк­
турная схема, показали следую­
щее (рис. 2.21):
Рис. 2.21. Амплитудные частотные ха­
1. В области частот около рактеристики ЯЭУ с реактором
0,025 Гц существует резонанс, РБМК-ЮОО при различных значениях
что означает склонность системы парового коэффициента
к колебаниям на этой частоте.
2. Амплитуда резонанса зависит от парового коэффициента ре­
активности.
3. Включение автоматического регулятора мощности приводит
к существенному снижению амплитуды резонанса.
Таким образом, следует тщательно выбирать композицию ак­
тивной зоны, обеспечивающую необходимое значение парового
коэффициента реактивности для устойчивой работы ЯЭУ с кипя­
щим реактором.
При разработке программы регулирования ЯЭУ учитываются
собственные характеристики ЯЭУ и эксплуатационные требования,
предъявляемые к установке. Особенности построения «систем регу­
лирования ЯЭУ'обусловлены статической и динамической зависи­
мостями температур, давлений и расходов в установке от выход­
ной мощности ЯЭУ.
Ниже перечислены основные программы регулирования двухконтурных АЭС с реакторами типа ВВЭР:
103

1) с постоянной средней температурой теплоносителя Г ср
в первом контуре;
2) с постоянной температурой теплоносителя на выходе реак­
тора ГвыХ;
3) с постоянным давлением пара во втором контуре;
4) компромиссная программа с умеренным изменением средней
температуры теплоносителя в первом контуре и давления во вто­
ром контуре;
5) компромиссная программа с поддержанием постоянного
давления во втором контуре при <малых возмущениях со стороны
нагрузки и "постоянной средней температуре теплоносителя в пер­
вом контуре при больших возмущениях нагрузки.
Программа с постоянной средней температурой теплоносителя
допускает наименьшее воздействие со стороны регулятора мощ­
ности реактора, обладающего отрицательным коэффициентом ре­
активности по температуре теплоносителя. Увеличение нагрузки
турбины приводит к уменьшению температуры теплоносителя на
входе в реактор, что вызывает выделение положительной реактив­
ности и подъем мощности реактора. Таким образом, мощность
реактора следует за нагрузкой. Преимущества этой программы:
сохранение постоянным объема теплоносителя в первом контуре,
поэтому не требуется больших компенсаторов объема; нет необхо­
димости в автоматическом регуляторе мощности реактора. Недо­
статок программы— значительное изменение давления пара во
втором контуре.
При регулировании с постоянной температурой теплоносителя
на выходе из реактора обеспечивается «постоянство параметров
второго контура. Однако в этом случае меняется Г ср , поэтому не­
обходимо перемещение регулирующих стержней для компенсации
возникшей реактивности.
Программа с постоянным давлением пара (температура пара
ТП) во втором контуре наиболее благоприятна для второго кон­
тура. Недостатками программы являются необходимость больших
изменений реактивности вследствие изменения Tcv и увеличение
размеров компенсатора объема (первого -контура.
Компромиссные программы регулирования компенсируют недо­
статки первых трех 'программ.
Для реализации указанных выше программ регулирования
широкое применение находят каскадные схемы. Эти схемы содер­
жат два регулятора: нейтронной мощности, который поддержи­
вает заданное значение мощности, определяемое регулятором
средней (или выходной) температуры теплоносителя или регуля­
тором давления пара.
Схема регулирования, реализующая программу 4, представляет
собой каскадную схему регулирования мощности реактора, за­
данное значение которой определяется суммой сигналов отклоне­
ния давления во втором контуре от заданного и отклонения сред­
ней температуры теплоносителя реактора от заданной, причем
заданное значение температуры меняется по сигналу давления.
104

Возможно также иопользование вместо сигнала давления во вто­
ром контуре сигнала нагрузки турбогенератора.
Каскадная схема регулирования средней температуры теплоно­
сителя, заданное значение которой изменяется регулятором дав­
ления во втором контуре, при использовании блока ограничения
сигнала давления позволяет реализовать программу 5, обеспечи­
вающую регулирование давления яри малых возмущениях нагруз­
ки и средней температуры при больших. При превышении задан­
ного давления во втором контуре срабатывает клапан сброса пара
в конденсатор.
В отличие от реакторов типа ВВЭР реакторы с кипящей водой
имеют большее разнообразие технологических схем и соответст­
венно схем автоматического регулирования.
В двухконтурных ЯЭУ постоянство давления в первом контуре
обеспечивается компенсаторами объема. В одноконтурной же
установке с кипящим теплоносителем изменение нагрузки на валу
турбины вызывает изменение давления в системе. Случайное по­
вышение давления теплоносителя в реакторе приводит к уменьше­
нию интенсивности кипения, что повышает коэффициент размно­
жения (при отрицательном паровом коэффициенте реактивности).
Повышение &Эф увеличивает мощность, а следовательно и давле­
ние. Таким образом, зависимость объема пара в активной зоне от
давления создает положительную обратную связь в кипящем
реакторе.
Регулирование давления в реакторе можно проводить посред­
ством изменения мощности, перемещая регулирующие стержни.
Другим способом регулирования мощности кипящего реактора яв­
ляется регулирование расхода теплоносителя, что обеспечивает
меньшее искажение энергораспределения по сравнению с регули­
рованием при помощи стержней.
Существуют две схемы регулирования давления в кипящих
реакторах. Для первой схемы характерно регулирование мощно­
сти турбогенератора с приведением в соответствие с ней мощ­
ности реактора по сигналу давления. Второй схеме свойственно
регулирование мощности ЯЭУ -посредством изменения мощности
реактора с приведением в соответствие с ней мощности турбогене­
ратора по сигналу давления. Схемы второго типа с одновремен­
ным изменением задания регулятору давления обеспечивают на­
ибольшую маневренность ЯЭУ. Обычно регулирование мощности
кипящего реактора осуществляется изменением расхода циркули­
рующей воды (при небольших изменениях мощности) и переме­
щением регулирующих стержней (при больших изменениях
мощности).
Для большинства ЯЭУ с реакторами канального типа с кипя­
щим теплоносителем принят принцип" управления, основанный на
независимости мощности реактора от колебаний нагрузки электро­
генератора. При этом мощность реактора задается вручную и под­
держивается системой автоматического регулирования «по сигна­
лам нейтронных детекторов. Пар, производимый сверх необходи105

мого для турбогенератора количества, 'направляется через байпас
в конденсатор турбины. Регулирование расхода пара через тур­
бины и байпас осуществляется автоматически таким образом,
чтобы поддерживать давление в сепараторах в заданных пре­
делах.
Глава 3
СРЕДСТВА КОНТРОЛЯ МОЩНОСТИ
И ЭНЕРГОРАСПРЕДЕЛЕНИЯ В РЕАКТОРЕ
Использование плотности потока нейтронов в качестве контроли­
руемого параметра для управления реактором неразрывно свя­
зано с разработкой «адежных детекторов, чувствительных к ней­
тронам при наличии большого фона от других
видов излучений,
возникающих в реакторе (особенно от 7~ изл У чения )- В связи
с тем, что нейтроны не имеют заряда и непосредственно не вызы­
вают ионизации в веществе, для регистрации нейтронов на прак­
тике используют вызванные ими ядерные реакции, сопровождаю­
щиеся вылетом заряженных частиц. Энергия возникающего в ре­
зультате реакции ионизирующего излучения должна быть
преобразована с помощью детекторов в удобную для дальнейших
измерений форму, например в форму электрических сигналов. Ме­
тоды преобразования ионизирующего излучения в электрические
сигналы и детекторы нейтронов и гамма-квантов, используемые
в реакторной технике, рассматриваются ниже.
§ 3.1. МЕТОДЫ ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ ИЗЛУЧЕНИЙ
В ЭЛЕКТРИЧЕСКИЙ СИГНАЛ

Общие сведения. Для регистрации ионизирующих излучений
используют различные методы, основанные на измерении резуль­
тата взаимодействия излучений с веществом. В связи с тем, что
в работающем реакторе необходимо регистрировать нейтронное
излучение и в некоторых случаях ^-излучение, количество методов,
нашедших практическое применение, оказывается ограниченным.
Если учесть также, что для управления ядерным реактором необ­
ходим достаточно большой электрический сигнал детектора, про­
порциональный потоку излучений, и практически мгновенно или по
известному заранее закону следующий за изменением этого по­
тока, то количество возможных типов детекторов еще более умень­
шится. Если детектор используется в системе аварийной защиты
реактора, то он должен быть очень надежным, а сигнал его —
безынерционным. Диапазон пропорциональности потоку излучений
сигналов детекторов систем контроля и управления реактором
должен быть достаточно широк.
В качестве детекторов потоков нейтронов или 7~квактов в реакторо'строении обычно применялись ионизационные камеры (ИК)
106

и пропорциональные счетчики нейтронов (ПС). В последнее время
в качестве внутризонных детекторов начали использоваться элек­
тронно-эмиссионные детекторы нейтронов (ЭДН) и камеры дел
ния (КД).
Ионизационные камеры и камеры, деления регистрируют только
заряженные 1П0
частицы. Поэтому они могут регистрировать нейтроны
и у-кванты
излучению заряженных частиц, возникающих при
взаимодействии нейтронов и у-квантов с веществом камеры. При­
чем «у-кванты образуют в веществе, например, в стенке детектора
или в газе, наполняющем детектор, быстрые электроны за счет
фотоэффекта, комптон-эффекта или эффекта образования пар
электрон — позитрон. Эти электроны регистрируются благодаря
вызываемой ими ионизации.
Нейтроны могут быть зарегистрированы, например, в резуль­
тате ядерной реакции, сопровождаемой вылетом заряженных час­
тиц, которые фиксируются детектором. Таким образом, для реги­
страции нейтронов необходимо иметь радиатор, содержащий ядра,
на которых происходит реакция, сопровождающаяся 'вылетом за­
ряженных частиц.
В качестве «детектирующих» наиболее часто используются ре­
акция 5°В(#, а)зЫ и реакция деления урана 235 (п, /). Нейтроны мо­
гут детектироваться и в других экзотермических реакциях, напри­
мер, 6Li(#, а)3Н или 3Не(/г, p)3Hf однако они не нашли практи­
ческого применения в реакторной технике, хотя широко использу­
ются при научных исследованиях.
Быстрые нейтроны с энергией ^ 1 МэВ могут детектироваться
по 'протонам отдачи в водородсодержащих конверторах или газах,
однако для контроля мощности реактора такие детекторы также
не применяются из-за сильного влияния на них -у-фона.
Для регистрации вторичных частиц (а-частицы, осколки деле­
ния или электроны),
образовавшихся в результате взаимодействия
нейтронов или -у' квант °в с веществом, обычно используется спо­
собность заряженных частиц ионизировать газы. Поместив в объ­
ем, содержащий газ, электроды в виде двух пластин или цилинд­
ров и приложив к ним электрическую разность потенциалов,
получим ток, (пропорциональный количеству заряженных частиц и
их ионизирующей способности. Такое устройство для детектиро­
вания частиц получило 'название ионизационная камера.
Схематически ИК представлена на рис. 3.1. Пары ионов, обра­
зовавшиеся в результате ионизации заполняющего межэлектрод­
ное пространство газа, разделяются приложенной разностью
потенциалов, и в цепи возникает электрический ток, пропорцио­
нальный степени ионизации газа, а следовательно, и интенсивно­
сти излучения.
Ток в цепи камеры зависит также и от приложенного к элек­
тродам напряжения, поскольку при небольшом напряжении будет
происходить частичная рекомбинация ионов. На рис. 3.2 «показана
107

такая зависимость тока (вольт-амперная характеристика ИК).
Как следует из графика, после достижения некоторого критиче­
ского напряжения (/кр дальнейшее увеличение напряжения не
приводит к росту тока через камеру при постоянной интенсивно­
сти поля излучений, в котором она находится. Это напряжение
соответствует практически -полному разделению всех возникающих
в рабочем объеме камеры пар ионов. Предельный ток, который
может быть получен при £/>[/ кр , называют током насыщения /н.

0

% %Щ*<Ч *К

Рис. 3.1. Схема образования тока в ионизационной камере:
i —источник питания; 2—измеритель тока; 3—изолятор; 4 — ионы; 5 —радиатор из нейтронно-чувствительного слоя; 6 — корпус камеры; 7 — электрод

Рис. 3.2. Вольт-амперные характеристики ионизационной камеры для двух зна­
чений плотности потока нейтронов (Фг>ф0

При увеличении интенсивности излучения / н также увеличи­
вается. Одно'Временно увеличивается и £/кр в связи с большей
вероятностью рекомбинации ионов из-за их большей плотности.
В качестве рабочего напряжения на ИК обычно берут £/Раб«2£/кр.
Камеры должны работать в режиме насыщения. В этом случае
ток камеры пропорционален плотности -потока нейтронов. Если
напряжение на камере недостаточно для получения тока насыще­
ния, измерения теряют точность. Значение тока насыщения обрат­
но пропорционально давлению газа в камере и обратно пропор­
ционально квадрату расстояния между электродами. Значитель­
ное превышение С/кр может привести к зажиганию самостоятельного
разряда в газе или к 'пробою изолятора ионизационной камеры.
Как отмечалось выше, для регистрации нейтронов в ИК вво­
дится вещество — радиатор. В качестве такого радиатора может
служить, например, слой аморфного бора или делящегося веще­
ства, нанесенный на один из электродов или на оба. Условно такой
слой изображен на рис. 3.1 на отрицательном электроде ИК. На
этом же рисунке показано направление тока, обусловленного
нейтронами и у-квантами и измеряемого гальванометром. Принято
называть ИК со слоем делящегося вещества камерой деления
(КД), хотя принципиально такой детектор не отличается от ИК
с борным покрытием электродов.
108

и

у-Кванты, попадающие в ИК, образуют электроны как в газе,
гак и в веществе электродов. Вторичные электроны ионизируют
газ и в цепи создается электрический ток. Поскольку нейтронное
излучение в реакторе всегда сопровождается 7"излУч^нием, то
приходится принимать специальные меры для выделения сигнала
от нейтронов и компенсации у^фона.
Свойства газа, наполняющего ИК, очень важны. Кроме средней
энергии, затрачиваемой в газе на образование пары ионов, большое значение имеет средний
Таблица 3.1
свободный пробег заряженной
Средняя энергия образования пары
частицы в газе, который опре­ ионов в ггзе (£;) и средний свободный
деляется типом частицы, свой­
пробег частиц (при атмосферном
давлении)
ствами газа и его давлением.
В качестве примера в табл. 3.1
Пробег
Пробег
приведены некоторые сведе­
а-частицы
протона
Е., ЭВ
Газ
с
энергией
с энергией
ния, необходимые для оценки
5,3 МэВ,
1 МэВ, см
характеристик ИК.
см
Как видно из таблицы,
34,0
3,8
2,3
энергия ионизации для боль­ Воздух
24,9
4,0
2,6
шинства газов при нормаль­ Аргон
27,4
4,2
2,2
ных условиях составляет око­ Метан
Водород
36,0
18,2
10,1
ло 30 эВ, а средний свободный Двуокись j 33,3
1,78
2,4
пробег
а-частиц — несколько
углерода
сантиметров. Если давление
газа отличается от атмосфер­
ного, то с достаточной для практических целей точностью можно
считать средний свободный пробег частицы обратно пропорцио­
нальным давлению. Если расстояние между электродами меньше
пробега частиц, то количество пар ионов, образовавшихся в ИК,
можно с достаточной точностью считать пропорциональным отно­
шению этого расстояния к длине пробега частицы.
Для регистрации нейтронов в присутствии у~фона используют
специальные
компенсированные
ИК (камера нейтронная компен­
сированная — КНК). Схематиче­
ски такой детектор представлен
на рис. 3.3. В отличие от обычной
ИК у КНК имеются два разме­
щенных рядом равных объема.
В одном из объемов ионы обра­
зуются за счет как нейтронов, так
и у-квантов. В этом же объеме
имеется радиатор нейтронов в ви­
де слоя бора или делящегося ве­
щества на электродах. Объем
может быть заполнен также га­
Рис. 3.3. Схема компенсированной
зом BF3. В другом объеме КНК
ионизационной камеры:
1 — корпус; 2 — радиатор; 3 — измеритель
нейтронный радиатор отсутству­
тока; 4 — изолятор; 5 — источник питания;
ет.
Поэтому ионы образуются
6 — электрод
109

только в результате взаимодействия ^ ' к в а н т о в с веществом.
При включении измерительного прибора так, как указано на
рис. 3.3, он будет регистрировать только ток / п , пропорциональ­
ный плотности потока нейтронов.
Естественно, что полной компенсации у~Фона достичь не уда­
ется, например, из-за неизбежного геометрического различия
объемов или ионизирующих свойств газов (если, например, один
из объемов камеры заполнен BF3, а второй — Хе). Современные
компенсационные камеры позволяют снизить составляющую / 7
примерно в 100 раз по сравнению с обычной ИК. Подробнее ха­
рактеристики ИК анализируются в § 3.3 настоящей главы.
аЦ

№1

/

t

I

1

1
5

1

]<' L Н

t

1

А

1

L

J

hx

Ug\
кбЩ

Рис. 3.4. Схема включения камеры в импульсном режиме:
1 — камера; 2 — пропорциональный усилитель импульсов с коэффициентом усиления k\ 3 —
источник питания; 4 — дискриминатор; 5 —- регистрирующее устройство

Импульсные камеры и счетчики частиц представляют собой
детекторы, работающие на том же принципе, что и токовые иони­
зационные камеры.
Рассмотренный выше токовый режим работы ИК осуществ­
ляется при больших потоках излучений, например, при установке
ИК вблизи работающего реактора. В остановленном реакторе и
в начальный период его пуска поток нейтронов может быть на­
столько мал, что удается зафиксировать лишь отдельные импульсы
тока, обусловленные пролетом в газе ИК а-частиц или осколков
деления из радиатора.
Для обеспечения импульсного режима работы ИК схема ее
включения должна быть изменена, например так, как это условно
показано на рис. 3.4.
Электроды ИК, работающей в импульсном режиме, обычно
изготавливают в виде центральной нити и коаксиального с ней
цилиндра. В результате электрическое тюле между электродами
ПО

неоднородно, и при некотором увеличении напряжения «питания
UB начальное количество пар ионов может быть значительно
увеличено за счет вторичных ионов, образовавшихся в результате
столкновения разогнанных в электрическом поле электронов
с атомами наполняющего ИК газа..
Следует отметить, что импульсный режим работы можно осу­
ществить и в ИК, имеющей плоские электроды, при таком же
включении ее в электрическую схему. Однако для получения на­
пряженности электрического 'поля, достаточной для дополнитель­
ной ионизации атомов, пришлось бы приложить напряжение в ИК
в несколько раз большее, чем в случае цилиндрической камеры.
В цепь ИК (рис. 3.4) включе­
но сопротивление Ru на кото­
ром появляется импульс на­
пряжения MJ(t)=I(t)Ru
где
I(t)—импульс тока. Импульс
напряжения AU(t) проходит че­
рез конденсатор С и усиливается
пропорциональным импульсным
усилителем переменного тока
с входным сопротивлением R2.
Далее импульс, пройдя через ди­
скриминатор амплитуды, может
быть зафиксирован механическим
или электронным регистратором.
нооцв
Зная
количество
импульсов
N(At)y зарегистрированных в те­ Рис. 3.5. Зависимость амплитуды им­
камеры от напряжения источ­
чение некоторого интервала вре­ пульсов
ника питания
мени At, можно определить сред­
нюю скорость регистрации ncp=N(At)/At.
Величина /гср может
быть получена также с помощью специального прибора, называе­
мого измерителем скорости счета или интенсиметром.
Рассмотрим зависимость амплитуды импульсов от приложен­
ного к цилиндрической ИК напряжения при постоянной интенсив­
ности излучений. Для наблюдения амплитуды импульсов может
быть использован, например, электронный осциллограф или спе­
циальный анализатор амплитуд импульсов. Такая зависимость пред­
ставлена на рис. 3.5. По оси абсцисс указано приложенное к ИК
напряжение, а по оси ординат —логарифм амплитуды импульсов.
Для сравнения на одном и том же графике 'Представлены ре­
зультаты измерений, полученные при облучении камеры отдельно
а- и р-частицами. Удельная ионизация а-частиц примерно в 103раз
больше, чем р-частиц, что и обусловило различие амплитуд им­
пульсов Ба участках I—IV. Рассмотрим отдельные участки гра­
фика.
На участке / электрическое поле еще недостаточно для предот­
вращения рекомбинации образовавшихся ионов. Однако по мере
увеличения напряжения на электродах ИК вероятность такой
рекомбинации уменьшается.
111

На участке // разность потенциалов достаточна для собирания
на электродах всех образовавшихся при пролете частицы ионов.
Это — область работы ионизационной камеры.
На участке /// напряженность электрического поля вблизи ни­
ти оказывается достаточной для дополнительной ионизации ато­
мов. Причем, в этой области дополнительная ионизация практиче­
ски пропорциональна начальному количеству пар ионов. Это —
область работы ПС. Коэффициент газового усиления счетчика
может достигать 104—105 и более, что позволяет использовать
усилители с меньшим коэффициентом усиления. Последнее сни­
жает требования /к ним и их стоимость.
В конце участка /// и на участке IV наблюдается ограничен­
ная пропорциональность амплитуды импульса «начальному коли­
честву пар ионов. Причем больший коэффициент газового усиле­
ния соответствует меньшей начальной ионизации частицей.
На участке V амплитуда импульса не зависит от природы
частицы, так как она определяется полусамостоятельным разря­
дом между электродами. Это — область применения счетчиков
Гейгера—-Мюллера, названных так в честь ученых, впервые пред­
ложивших для регистрации частиц счетчики, работающие в этой
области. Такие счетчики позволяют фиксировать лишь факт по­
падания заряженной частицы в чувствительный объем счетчика
независимо от природы частицы или ее энергии. Они широко
используются для исследования в различных областях науки и
техники. Однако для контроля -мощности реактора они непригод­
ны из-за невозможности выделять с их помощью нейтроны па
фоне у-издучения.
Для контроля мощности реакторов наиболее часто используют­
ся ИК, электроды которых имеют покрытия, содержащие бор или
делящееся вещество. Такие ИК работают как в токовом, так и
в импульсном режимах в зависимости от потока нейтронов и при­
мененной измерительной схемы.
Наряду с ИК, работающими в импульсном режиме, для конт­
роля низких уровней потока нейтронов в реакторе часто исполь­
зуются ПС с борным покрытием электродов или заполненные
газом BF3.
Большим достоинством импульсных детекторов нейтронов (ИК
и ПС) является возможность выделить с их помощью нейтроны
на большом фоне у-излучения, что особенно важно при повторных
пусках реакторов, работавших длительное время на изл
больших
уровнях мощности. Выделение нейтронов на фоне у* У чения
основано на больших значениях импульсов, обусловленных нейт­
ронами, чем у-квантами.
Импульс от а-частицы, появившийся
в результате реакции 10В(/г, a)7Li, может превышать импульс
от
электрона, образовавшегося в результате взаимодействия у~кванта
со стенкой детектора, в несколько десятков тысяч раз. Еще боль­
ше значение амплитуды импульса от осколков деления. Однако
при большом, у-ф°не количество импульсов от электронов значи­
тельно больше, чем от нейтронов. Это приводит к наложениям
112

импульсов от электронов и к появлению ложных импульсов, срав­
нимых с импульсами от а-частиц или от осколков деления. Такие
ложные импульсы и являются ограничивающим фактором при ре­
гистрации нейтронов на большом фоне 7" и з л У ч е н и я - Выделение
нейтронных импульсов на фоне ^-квантов значительно улучшается
при уменьшении постоянной времени усилителя импульсов.
Выделение больших импульсов на фоне 'небольших осуществ­
ляется с «помощью 'специального дискриминатора, как показано на
рис. 3.4. Перед дискриминатором все импульсы усиливаются про­
порционально их значению. Из рисунка видно, что дискриминатор
не пропускает импульсы ниже определенного значения, называе­
мого порогом дискриминации £/д. Пропускаются импульсы с амп­
литудой AUi и задерживаются импульсы с амплитудой ЛС/2.
Порог дискриминации подбирается экспериментально так, чтобьп
фиксировались только нейтроны.
Следует учитывать, что слой делящегося вещества в КД в ре­
зультате естественной а-радиоактивности излучает а-частицьг.
с энергией около 4,5 МэВ. Именно а-частицы ограничивают коли­
чество делящегося :вещества в камере, так как наложение импуль­
сов от а-частиц может дать импульс, .равный или даже больший,,
чем им1пульс от осколка деления. В связи с этим количество деля­
щегося материала в КД, например, изотопа урана-235, обычно не
превышает 1 г. При этом излучается около 105 а-частиц в секунду,.
что еще не приводит к появлению большого количества ложных,
импульсов. При больших уровнях потока нейтронов импульсы сле­
дуют с такой большой частотой, что скорость «их появления нельзя
зарегистрировать с помощью самой современной быстродейству­
ющей импульсной техники. В связи с этим на уровне мощности
больше 10~6—10~5 от номинального уровня обычно переходят на
контроль с помощью токовых ИК, а импульсные детекторы извле­
кают из области больших потоков нейтронов для предотвращения,
«выгорания» -нейтронно-чувствительного слоя.
Чувствительность нейтронных ионизационных камер есть ко­
эффициент пропорциональности между сигналом и плотностью*
потока нейтронов ср. Для импульсных камер сигналом является,
скорость счета
Л^=ГГ1импф.

Здесь т]имп — чувствительность камеры в импульсном
имп-см2/нейтр.
Для токовых камер сигнал определяется силой тока
/=Т|токф,

(3.1)*

режиме,.

(3.2).

где TITOK — чувствительность камеры в токовом >режиме, А-ом2Х
Хс/пейтр.
Флуктуационный режим работы ИК используется для реги­
страции нейтронов, когда их поток велик для применения им­
пульсных методов, но еще мал для того, чтобы применять токовый
режим. Флуктуационный метод регистрации излучений основан на
8—806

113

том, что заряд на электроде ИК, обусловленный 'поглощением
лейтрона в ИК значительно больше, чем заряд от 'поглощения
укванта. В связи со случайным наложением импульсов появляет­
ся флуктуация тока ИК, обусловленная в значительной -степени
частицами с большей, чем у электронов, удельной ионизацией
(а-частицы или осколки деления), что «приводит к статистической
дискриминации сигнала ^-излучения. Дополнительным преимуще­
ством флуктуационного метода оказывается то, что флуктуации
тока, вызванные токами утечки, незначительны, а именно токи
.утечки в ИК и линиях связи в первую очередь препятствуют из­
мерению потоков нейтронов и ^квантов П Р И высоких температу­
рах
Усредненный квадрат амплитуд флуктуации тока ИК пропор­
ционален квадрату заряда, образованного частицей. Эта зависи­
мость может быть представлена формулой

<(/(/)-7)2)cp = c2«, c / V

(3.3)

где I(t) и / — мгновенное и среднее значения тока камеры; ({It)—
I)2 ) ср — усредненное по времени значение квадрата отклонения
мгновенного значения тока ИК от его среднего значения; nt —
средняя скорость счета частиц сорта i, дающих в результате
взаимодействия gt пар ионов (или пропорциональный этому коли­
честву заряд обоих знаков); величина nt
пропорциональна плотнссти потока частиц сорта i в месте установки детектора; с —ко­
эффициент пропорциональности.
Если среди регистрируемых частиц имеются такие, которые
дают заряд значительно больший, чем остальные, то с учетом
квадратической зависимости < ( / ( 0 — 7 ) 2 > С р от gi именно эти
частицы будут определять величину флуктуации тока. Таким об­
разом, «появляется возможность судить о средней скорости реги­
страции нейтронов, вызвавших (/г, а)- или (/г, /)-реакции в ИК,
когда детектор в импульсном режиме уже не работает из-за про­
счетов аппаратуры.
Из сказанного следует, что для флуктуационного метода конт­
роля наиболее целесообразно использовать камеры деления, по­
скольку осколки деления имеют наибольшую среди заряженных
частиц удельную ионизацию. В этом случае происходит статисти­
ческая дискриминация 7 _ Ф она - Коэффициент выигрыша дискри­
минации по сравнению с токовым режимом пропорционален от­
ношению gdgy Для камер деления эта величина приблизительно
равна 1000.
Регистрация флуктуации тока проводится с помощью схемы,
представленной на рис. 3.6. На выходе измерительного устройства
получается 'величина, пропорциональная скорости счета нейтро­
нов, т. е. мощности реактора. Подобные устройства применяются
114

для пуска реактора и вывода его на уровень мощности, близкий
к номинальному.
Электронно-эмиссионные детекторы нейтронов (ЭДН) —детекторы нового типа, 'применяемые для регистрации нейтронов в ре­
акторе. В последние годы они все -шире стали применяться для
внутриреакторных измерений. Принцип работы ЭДН чрезвычайно*
прост и основан на свойстве заряда центрального электрода
(эмиттера) положительно, а оболочки — отрицательно в резуль­
тате вылета быстрых электронов из радиоактивного эмиттера. Из.

fi-частицы

Рис. 3.6. Схема включения камеры при
флуктуационном методе измерений:

Рис. 3.7. Схема электронно-эмиссион­
ного детектора нейтронов:

/ — камера; 2— усилитель переменного то­
ка; 3 — квадратор; 4— усредняющее устрой­
ство; 5 — показывающий прибор; 6 — источ­
ник питания

/ — эмиттер; 2 — изолятор;
4 — измеритель тока

3 — коллектор;.

приведенной на рис. 3.7 измерительной схемы видно одно из основ­
ных достоинств ЭДН — детектор не нуждается в источнике пита­
ния, без которого ионизационные камеры работать не могут.
Электроны образуются в веществе эмиттера в результате1
взаимодействия с нейтронами. Одним из возможных типов взаи­
модействия является (л, у)-реакция с .веществом эмиттера с по­
следующим образованием р-активного изотопа. Последний, распадаясь, становится источником электронов. Из сказанного ясно,
что 'подобный вариант ЭДН, получивший название р-эмиссионного»
детектора нейтронов (БЭДН), имеет инерционность, определяе­
мую периодом р-распада образующегося радиоактивного изотопа.
Отсюда понятно стремление использовать в качестве эмиттера
вещества, образующие 'короткоживущие изотопы.
Сила тока БЭДН рассчитывается по формуле
/(0=^стакт^[1-ехр(-0,693//Г1/2)]ф,

(3.4)

где А — безразмерная постоянная, определяемая геометрией де­
тектора и материалами; аакт — сечение активации тепловыми
нейтронами вещества эмиттера, см2; g — заряд, испускаемый
эмиттером после поглощения одного нейтрона, Кл; N— число*
ядер эмиттера; Т\/2— период полураспада изотопа, образующе8*

115".

1Г0ся в эмиттере, с; ср — плотность потока тепловых нейтронов,
.нейтр./(см2-с).
В стационарном состоянии (/»Г1 /2 )/о=Аа а кт£Мр.
Чувствительность БЭДН, т. е. сила тока детектора, отнесенная
« IK единице плотности потока нейтронов, меньше чувствительности
«борных ИК и КД на 2—3 порядка. В результате ток от БЭДН,
.даже установленных в активную зону мощных реакторов, обычно
ле превышает 1—10 мкА. Это заставляет принимать специальные
меры по подавлению различных электрических помех.
Присущего БЭДН недостатка — инерционности — нет у ЭДН,
.в которых электроны образуются мгновенно после захвата нейтро­
на в веществе эмиттера в результате взаимодействия захватного
•^-кванта с веществом самого эмиттера. Появление быстрого элек­
трона может быть обусловлено либо внутренней конверсией
•у-кванта, либо комптон- и фотоэффектом. В этом случае детектор
.можно назвать КЭДН. Такие детекторы безынерционны, подобно
ИК, но ток от них на 3—4 порядка меньше, чем от ИК, и на
1—2 порядка меньше, чем от БЭДН, имеющих например, родие­
вый эмиттер.
Простота конструкции ЭДН позволяет изготавливать их диа­
метром не более 2—3 мм, что особенно важно при использовании
.их для внутриреакторного контроля энергораспределения. Кроме
того, применяя материалы эмиттера и коллектора с высокой темлературой плавления и изоляцию из окиси магния, алюминия или
бериллия, удается создать высокотемпературные детекторы нейт­
ронов, работающие при температурах до 700—800°С и при давлелиях, равных нескольким сотням атмосфер.
Термонейтронные датчики (ТНД) также используются в ка­
честве детекторов нейтронов в реакторе. Они представляют собой
термопары <с нанесенным на горячий спай слоем урана или плу­
тония. Деление ядер, вызываемое нейтронами, приводит к разо­
греву горячего спая до более высоких, чем у окружающей среды,
^температур. Таким образом, тер!Мо-ЭДС является мерой потока
нейтронов. ТНД используются в основном для внутриреакторных
измерений. Они так же, как и ЭДН, не требуют для работы ис­
точников питания. Однако эксплуатация ТНД разных конструкций
показала их нестабильность при облучении. К тому же они имеют
значительно большие, чем ЭДН, размеры. По этим причинам ЭДН
все чаще применяются для внутриреакторного контроля энерговы­
деления и практически уже вытеснили ТНД из этой области.
В заключение следует сказать, что наряду с рассмотренными
выше детекторами ИК, КД и ЭДН для измерений потоков нейтро­
нов, ^квантов и заряженных частиц широко используются и дру­
гие детекторы излучений. Примером могут служить активационные, полупроводниковые и сцинтилляционные детекторы, искровые
счетчики, камеры Вильсона и другие. Отсылая интересующихся
работой этих приборов к специальной литературе, отметим лишь,
что принцип регистрации частиц всегда основан на фиксации ре­
зультата взаимодействия излучений с веществом. Однако многие
416

методы не могут использоваться для оперативного контроля и
управления реактором по разным причинам. Например, активадионные методы не обеспечивают непрерывный контроль потока
нейтронов. Полупроводнико(вые и сцинтилляционные счетчики
.имеют слишком короткий срок службы в больших полях излуче­
ний. К тому же выделение нейтронов на фоне у-квантов с их по­
мощью оказывается очень трудной задачей.
Выбор ИК, КД и ЭДН для контроля мощности и анергораспределения в реакторах явился результатом длительных эксперимен­
тальных исследований и производственных испытаний.
•§ 3.2. ДЕТЕКТОРЫ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ
И ИХ ХАРАКТЕРИСТИКИ

В соответствии с назначением и режимами работы реактора
•(рис. 3.8) принято различать три типа детекторов энерговыделе­
ния: контроля мощности реактора (внезонные), контроля энерго­
распределения по активной зоне (внутризонные) и пусковые.

Рис. 3.8. Диапазоны контроля мощности реактора
Рис. 3.9. Схема размещения детекторов контроля мощности в реакторе:
1 — отражатель; 2 — активная зона; 3 — детектор нейтронов; 4 — биологическая защита

Детекторы контроля мощности устанавливают за пределами
активной зоны (обычно в пространстве между отражателем и био­
логической защитой, а в корпусных реакторах — между корпусом
и защитой). Схематически их размещение показано на рис. 3.9.
Иногда такие детекторы называют внезонными.
Выбор места установки детекторов обусловлен несколькими
причинами.
Во-первых, находясь вне реактора, эти детекторы регистрируют
нейтроны утечки, т. е. нейтроны, вылетающие из реактора. Как
показывают расчеты и эксперименты, количество нейтронов утеч­
ки при неизменной форме распределения пропорционально сред­
нему потоку нейтронов в реакторе, а следовательно, мощности
реактора. Для лучшего усреднения потока нейтронов утечки обыч117

но устанавливают (несколько детекторов симметрично относительно
оси реактора вблизи центральной горизонтальной плоскости
(рис. 3.9).
Во-вторых, в местах установки детекторов вне реактора плот­
ность потока нейтронов на 3—4 порядка ниже, чем в активной
зоне, и обычно не превышает 1010—10й нейтр./(см 2 -с). При таких
плотностях потоков выгорание чувствительного элемента детекто­
ра (бора или урана) (незначительно и влияние излучения на элек­
трическую изоляцию мало, поэтому изменением чувствительности
детектора можно пренебречь.
В-третьих, в месте установки детекторов контроля мощности
нет существенных ограничений габаритных (размеров, которые не­
избежны при введении детекто^__^
е+эоов
ров внутрь активной зоны. Кро(
| ,
•
tf-50Q&
ме того, вне активной зоны могут
1быть созданы более благоприят/ i—•—•

:t

*

Слой из борсодержащего

материала

Злектрод

н ы е

темпе

р а Т у р Н ы е и другие ус-

Кушлителн, л о в и я > . необходимые д л я н о р ^постоянного мальнои эксплуатации детектоX т°ка

ИЯ
-*Рис. 3.10. Схема включения компенсированной ионизационной камеры типа
КНК-53

ров.

В качестве детекторов контрол я мощности реактора обычно
используют И К с электродами,
покрытыми слоем бора, т а к к а к
подобные И К могут длительное
время стабильно работать при
указанных выше плотностях потоков нейтронов. Н а больших
уровнях мощности реактора определяющим током И К является
ток, обусловленный нейтронами. Поэтому в принципе могут быть
использованы И К без компенсации у-фона. П р и уровнях мощности
ниже энергетического диапазона необходимо применять компенси­
рованные И К . Часто компенсированные И К используют во всем
диапазоне энергетических мощностей.
Н и ж е рассмотрены конструкционные
особенности и характе­
ристики некоторых чувствительных к нейтронам ИК,
выпускаемых
отечественной
промышленностью.
Н а рис. 3.10 показана схема включения компенсированной
по у-излучению ионизационной камеры типа К Н К - 5 3 , чувствитель­
ной к нейтронам. Нейтроны регистрируются в ней по вторичным
а-частицам, возникающим в результате реакции 1ъВ(п, а)?3) L i .
Аморфный бор тонким слоем нанесен на электроды. Общее коли­
чество электродов 164. Причем электроды со слоем бора и б е з
него расположены так, что образуются чередующиеся объемы И К ,
чувствительные к нейтронам и к у-квантам и только к у-квантам,
что при соответствующем включении обеспечивает компенсацию
Y-фона. О б щ а я площадь покрытия бором составляет 1800 см 2 , д а в ­
ление газа-наполнителя ( Н е ) — 6 • 1 0 - 5 П а . Чувствительность И К
к нейтронам г) п = 1,4-10~ 14 (А-см 2 «с)/нейтр. Чувствительность
118

к у-квантам т] =10~ 5 кг, линейный диапазон работы до 15 мА
при напряжении 500 В.
Следует отметить, что в зависимости от измеряемой плотности
потока 'нейтронов, а следовательно, и тока камеры, сопротивле­
ние R должно иметь разные значения. Так,3 при токе ИК
'порядка
9
7«10~10 А величина
R
обычно
достигает
10
МОм=10
Ом,
а при
токе /=10~~5 А и выше может не превышать 100 кОм.
Учитывая, что паразитная ем'кость электродов камеры и под­
водящих кабельных трасс относительно земли может достигать
1000 пФ и более и остается практически постоянной в процессе
работы, постоянная времени
датчика определяется сопротивле­
нием R.4 Так, при i?«10 9 Ом T I = # C « 1 С, а при Я2**Ш кОм
Т2~10~ с. Таким образом, скорость изменения мощности реактора,
которую может зафиксировать измерительный прибор, опреде­
ляется не только характеристиками детектора, но и особенностя­
ми самой измерительной схемы. Например, приведенная выше
инерционность определяется характеристиками схемы, емкостью
ИК и соединительных кабелей. Инерционностью же самой ИК,
как правило, можно пренебречь, так как она определяется вре­
менем собирания ионов на электродах и обычно не превышает
Ю-4—10-5 с.

Вольт-амперные характеристики КНК приведены на рис. 3.2.
Как уже говорилось в § 3.2, напряжение £/н, соответствующее
току насыщения ИК, а следовательно, и рабочее напряжение £/раб
зависят от силы тока камеры, что наглядно видно из графика.
При плотностях потоков нейтронов, в которых
обычно находятся
детекторы контроля мощности реактора 109—10ю нейтр./(см2-с),
для получения тока насыщения достаточно подать напряжение
+ 500 В на одни электроды и —500 В на другие. Если плотности
потоков нейтронов не превышают 107—108 нейтр./(см2-с), то рабо­
чее напряжение может быть при необходимости снижено до
±(100^-200) В. Однако необходимо помнить, что ИК, работающая
Таблица

3.2

Характеристики нейтронных ионизационных камер типа КНК
s
Тип камеры

а.

1
КНК-56
КНК-53М
КНК-57М
КНК-3
КНК-3-1
КНК-4
КНК-15
КНК-б-1

50
50
50
50
50
50
50
50

1

Газ-наполните пь

750
BF 3
94о/0 *Не+6о/ 0 N 2
512
230
94o/ 0 <*He+6o/ 0 No
163
95о/0 4 Не-Ь5о/ 0 N 2
163
95о/0 *Не+5о/о N 2
450
Не
259
96о/0 Ar+2o/o N+20/o *Не
257 6,5о/0 3 Не+88,5о/ 0 *Не+5о/ 0 N 2

Радиа­
тор

log
1<>гЗ

ЮВ
10В

юв
3

Не

236Ц
3

Не

1.

Р

Чувствитель­
ность к тепло­
вым нейтронам,
А/1нейтр./(см*-с)]

4.Ю-13
1,4- Ю15
-14

з-ю-

3,3-ю-16
1,4-Ю- 1 *
МО" 1 3
1,8-Ю- 13
14

ыо-

Ill
500
500
500
500
500
500
500
600

500
4000
600
5000
5000
500
5000
1500

119

при пониженном рабочем напряжении в случае резкого возраста­
ния потока нейтронов, может оказаться в нелинейной области
рабочих характеристик и исказить в сторону уменьшения факти­
ческий выброс мощности реактора. К неправильному выводу
о значении выброса мощности можно придти также при наличии
большого R и соответственно при большом x=RC измерительной
цепочки, если время разгона мощности реактора значительно
меньше т. Может оказаться так, что короткий импульс мощности,
вызвавший аварию реактора, вообще не будет зафиксирован из­
мерительным 'прибором.
В табл. 3.2 для справки приведены основные характеристики
камер типа КНК, выпускаемых нашей промышленностью.
На некоторых реакторах, охлаждаемых водой, для измерения
полной мощности непрерывно контролируется у-активность теплоносителя на выходе реактора, обусловленная, в основном, р-расifi

В ~~

Y ifi

падом изотопа 16N ото схеме 7 N v7 '2 8 О.
Радиоактивный изотоп образуется в результате пороговой реак­
ции 8°0(/г, p)l76N. Несмотря на запаздывание информации, связан­
ное с временем прохождения теплоносителя через реактор и вре­
менем движения его до детектора, этот метод контроля оказы­
вается менее инерционным, чем теплотехнический. Он особенно
удобен для контроля полной мощности в реакторах, охлаждаемых
кипящей обычной или тяжелой водой. В результаты, полученные
этим -методом, необходимо вносить поправку на изменение расхода
теплоносителя, так как оно изменяет время активации и доставки
его 'к детектору. Появление дополнительной активности теплоно­
сителя, вызванное, например, нарушением герметичности оболочки
твэла, также приведет к искажению полученной информации
о мощности реактора.
Внутризонные детекторы имеют некоторые особенности по
сравнению с внезонными детекторами. Необходимость контроля
не только полной мощности реактора, но и распределения мощ­
ности (энергораопределения) по активной зоне больших энергети­
ческих реакторов рассматривалась в гл. 2.
Внутризошше детекторы работают в больших радиационных
полях ('плотность потока нейтронов до (2—5)-10й2 нейтр./(см2-с)
и мощность экспозиционной дозы ^-излучения до 10 А/кг), а также
при высоких температурах и давлениях, существующих в актив­
ных зонах энергетических реакторов (температура 300—800°С и
давление до 107 Па) и в условиях сильной вибрации. К этому сле­
дует добавить жесткие ограничения габаритных размеров для
таких детекторов. Отсюда понятны трудности, с которыми связана
разработка внутризонных детекторов энерговыделения.
В настоящее время изучены различные методы детектирования
нейтронов и Y_KBa'HT0B> пригодные в указанных выше тяжелых
условиях. Большинство методов основано на измерении распреде­
ления потока нейтронов 'или у-квантов по активной зоне реактора.
120

Для контроля экергораспределения в реакторах используются
активационные индикаторы, малогабаритные камеры деления
(МКД), ЭДН и ионизационные гамма-камеры (ГИК), регистриру­
ющие у"излучение.
Рассмотрим основные особенности контроля энергораспределе­
ния в реакторах.
Активация индикаторов — один из распространенных методов
контроля распределения потока нейтронов в реакторе. В качестве
твердых индикаторов используют золото, индий, марганец, вольф­
рам и т. д. в виде фольг, «проволок, тросов и шарико©. Сообщалось
также о применении газообразных (аргон) и жидких (вода) ин­
дикаторов. Особенно удобными оказались индикаторы в виде
проволок, тросов и шариков, поскольку «при их применении уда­
лось, достигнуть необходимой точности измерений и воспроизводи­
мости (результатов. Некоторые реакторы оснащены такими активационными системами контроля.
Диапазон плотностей потоков, в котором могут применяться
активационные методы, весьма/ велик и простирается от 102—
103 нейтр./(см 2 -с) до 1015 нейтр./(см 2 -с) и выше.
Принцип активации используется также для измерения полной
и дифференциальной ^-активности твэлов после остановки реакто­
ра и извлечения из него ТВС с топливом. Активность ТВС обус­
ловлена, в основном, ^-активностью долгоживущих осколков деле­
ния. Если перед остановкой реактор длительное время (1—2 меся­
ца) работал на постоянном уровне мощности при практически
неизменном поле энерговыделения, то у-активность накопившихся
в твэлах осколков деления будет пропорциональна мощности, раз­
виваемой этим элементом перед остановкой.
Следует 'подчеркнуть, что активационные методы в принципе не
могут обеспечить оперативный контроль энергораспределения в ре­
акторе, так как необходимо определенное время на активацию
индикатора в потоке нейтронов, доставку его к детектору и на
измерение у- или р-активности. К этому времени необходимо до­
бавить время, в течение которого часто приходится выдерживать
индикатор для распада нежелательной активности, которая могла
бы исказить результаты измерений, например, из-за малого пе­
риода полураспада, сравнимого с временем измерения активности.
Несмотря на это, активационный метод широко используется
для периодических градуировочных измерений и аттестации детек­
торов, стационарно установленных в реакторе.
В качестве детекторов активности индикаторов (тросы, шари­
ки) широко используются сцинтилляциоиные счетчики и счетчики
Гейгера — Мюллера.
МКД представляют собой разновидность обычных нейтронных
ИК, используемых вне активной зоны реактора. Однако условия
работы МКД внутри реактора накладывают определенный отпе­
чаток на их конструкцию и на выбор рабочих параметров детек­
тора. Прежде всего, введение МКД в активную зону заставляет
уменьшить их диаметр до нескольких миллиметров. В настоящее
121

время успешно работают внутри активной зо­
ны реакторов МКД диаметром от 2 до 6 мм.
Конструкция одного из вариантов МКД
представлена на рис. 3.11. Здесь показаны ци­
линдрические электроды со слоем урана, обо­
гащенного по изотопу урана-235, в виде спла­
ва U—А1, содержащего 20% урана по массе.
Такие камеры могут работать при температу­
ре до 600°С и давлении до 2-107 Па.
Малые геометрические размеры МКД не
дают возможности компенсировать у-фон спо­
собом, применяемым для внезонных детекто­
ров. Поэтому МКД позволяют надежно фикси­
ровать нейтронную составляющую тока лишь
в узком диапазоне (1 —100% мощности ре­
актора).
Для снижения рабочего напряжения дав­
ление газа (обычно аргона) в камере при ее
наполнении составляет 0,3—0,5 атмосферного.
В результате разогрева МКД в активной зоне
давление возрастает, но не превышает атмо­
сферного. С учетом сказанного и в связи
с малым расстоянием между электродами (до­
ли миллиметра) рабочее напряжение обычно
не превышает 100 В. Снижение рабочего на­
пряжения позволяет уменьшить требования
к качеству изоляции.
Чувствительность МКД зависит от разме­
Рис. 3.11. Конструк­
ция МКД:
ров и толщины слоя делящегося материала,
/ — кабель; 2 — изолятор; типа и давления наполняющего рабочий объ­
3 — слой урана; 4 — соби­
18
рающий электрод; 5 — ем газа. Обычно она лежит в пределах 10~ —
гильза;
6 — герметизи­
17
2
10~
(А-см
-с/нейтр.).
Необходимо
отметить,
рующая пробка;
7—
трубка для откачки
что чувствительность стационарных МКД при
больших плотностях потока нейтронов [выше 1013 нейтр./ (см 2 -с)]
изменяется из-за выгорания изотопа урана-235.
Один из перспективных типов внутризонных детекторов — ка­
мера деления с охранным электродом, выполненная на основе ко­
аксиального кабеля с двумя оболочками (триаксиальный кабель).
Ниже приведены технические характеристики внутризонной
триаксиальной камеры деления (типа КТВ) диаметром 6 мм с ох­
ранным электродом в линии связи и в рабочем объеме (рис. 3.12)»
Герметичный цилиндрический корпус из коррозионно-стойкой ста­
ли диаметром 6 и толщиной 0,3 мм приварен через переходник
к наружной оболочке триаксиального кабеля линии связи диа­
метром 4 мм. Центральный электрод камеры является продолже­
нием центральной жилы триаксиального кабеля, а охранный элек­
трод камеры — продолжением промежуточной оболочки кабеля.
Часть оставшихся участков наружной оболочки и изоляции из
окиси магния вместе с приваренными к ним дистанционирующими
122

кольцами образует дистанционирующие изоляторы, отделяющие
охранный электрод от корпуса камеры. Остальные участки наруж­
ной оболочки электрически соединены изолированными от охран­
ного электрода перемычками с центральным электродом камеры и
служат в качестве собирающего электрода; поверхность этих
участков покрыта слоем делящегося материала.
Внутренний объем камер заполнен аргон-гелиевой смесью. При
подключении электродов камеры к источнику напряжения в за­
полненном газом пространстве между секциями собирающего элек­
трода и корпусом камеры возникает ток ионизации, пропорцио4 5 6 7 8

9 10 11:215 И

5

11 15

Рис. 3.12. Триаксиальная токовая камера деления:
/ — источник питания; 2 — измерительный прибор; 3 — герметизирующие изоляторы; 4 —
центральная жила триаксиального кабеля; 5 — изоляция из окиси магния; 6 — промежуточ­
ный электрод; 7 — триаксиальный кабель; 8 — переходник; 9 — днстанционирующее кольцо;
10 — участок наружной оболочки триаксиального кабеля собирающего электрода; 11 —
охранный электрод камеры; 12 — центральный электрод камепы; 13 — контактная перемыч­
ка; 14—корпус камеры; 15 — участок наружной оболочки триаксиального кабеля дистанционирующего элемента; 16— штенгель для заполнения и герметизации рабочего объема
камеры; 17 — защитный колпачок

нальный плотности потока нейтронов. На охранный электрод,
минуя низкоомный измерительный прибор, подается тот же потен­
циал, что и на собирающий электрод.
Наличие охранного электрода в рабочем объеме камеры и в ли­
нии связи существенно (на 3—4 порядка) снижает требования
к сопротивлению межэлектродной изоляции и обеспечивает рабо­
тоспособность камеры при высоких температурах, вызывающих
падение сопротивления изоляции и, следовательно, отказ камеры
без охранного электрода.
При наличии охранного электрода уменьшается наклон плато
вольт-амперной характеристики вследствие устранения эффекта
утечки тока по изоляции и выравнивания электрического поля в ра­
бочем объеме камеры. Благодаря низким требованиям к сопротив­
лению изоляции триаксиальные камеры деления надежны в тече­
ние длительной эксплуатации в реакторе.
123

Сигнал от камеры изменяется пропорционально плотности пото­
ка нейтронов в диапазоне 1—100% уровня мощности. Рабочее напряжение на электродах триаксиальных камер составляет 60—
120 В, чувствительность камер — (1—5) 10~18 А-см 2 -с/нейтр., чув­
ствительность к 7-излучению (1—5) Ю-7 кг. Описанные триаксиальные камеры используются в качестве датчиков СУЗ реактора
РБМК-1000 (гл. 8).
ЭДН в последнее время начали широко применяться для внутриреакторных измерений. Выше отмечалось, что малые геометри­
ческие размеры, простота конструкции
(центральный электрод, электрод-оболочка
и изолятор) и жаростойкость (при исполь­
зовании соответствующих материалов) де­
лают ЭДН особенно ценными для внутриреакторного контроля плотности потока
нейтронов.
Рис. 3.13. Детектор ЭДН
Простота конструкции ЭДН позволяет
в виде спирали:
изготовлять их промышленным способом по
/-внешняя
циркониевая технологии, применяемой для изготовления
Р^НЯЯ тЯ&вя'ъ&Г
жаропрочных кабелей с изоляцией из MgO
или А1203. Длина ЭДН в этом случае может
при необходимости достигать более 10 м.
Это дает возможность использовать детекторы такого типа для
контроля радиального энергораспределения, поскольку детектор
длиной, равной высоте активной зоны, будет давать сигнал, про­
порциональный средней по высоте реактора плотности потока ней­
тронов. К тому же появляется возможность увеличить чувстви­
тельность детектора за счет увеличения его длины, а для умень­
шения размеров детектора его сворачивают в спираль, например,
так, как это показано на рис. 3.13.
Чувствительность ЭДН, как видно из формулы (3.4), зависит
от материала и диаметра эмиттера и обычно относится к единице
его длины или к единице массы эмиттера. Обычно она лежит
в пределах от 10~23 до Ю -19 (А-см2-с) / (нейтр.-м).
Наиболее чувствительными из применяемых являются ЭДН
с эмиттером из родия, наименее чувствительными — ЭДН с эмит­
тером из кобальта. Неразрывно связано с чувствительностью де­
тектора и выгорание элемента эмиттера в потоке нейтронов: чем
выше чувствительность детектора, тем более значительным явля­
ется выгорание. Правда, зависимость не является пропорциональ­
ной, так как она искажается, с одной стороны, блокировкой вну­
тренних слоев материала эмиттера внешними, а с другой — изме­
нением депрессии потока нейтронов за счет поглощения их
материалом эмиттера.
При плотностях потоков нейтронов менее 1013 нейтр./ (см2-с)
выгоранием чувствительного элемента ЭДН можно практически
пренебречь. Однако при плотностях потоков ЫО 1 3 нейтр./(см 2 -с)
и выше необходимо вносить соответствующие поправки.
124

Т а б л и ц а 3.3*
Технические характеристики ЭДН

Внешний
диаметр,
мм

со
О.

ss

CO

Материал

1

СО

ДПЗ-1
ДПЗ-7
ДПЗ-8
ДПЗ-8П
ДПЗ-10
ДКЭ

1,8
6—8
3
1,5
2
6

Rh
Rh

ч

Ag
V
Ag

а

8 [5

О

л о
о 5

О.

н
о
сЗ

H

Длина
эмиттера,
мм

с

%

Наименова­
ние детек­
тора

Изолятор

Идентичн
чувствите

Эмиттер

0,8
0,5
0,8
0,4
1,0
0,6

Si0 2
А1203
MgO
MgO
Si0 2
MgO

0,2
0,25
0,7
0,4
0,7
0,8

21,2
14,2
10
3
2,8
с)

2
2
20
22
3
12

100—500
60G0
До 10 000
До 10 000
До 10 000
7000

650
650
650
650
100
350

П р и м е ч а н и е . Приведенное в таблице название ДПЗ детекторы прямого заряда) возникло»
при первых исследованиях ЭДН и не отражает принципа работы датчика. ДКЭ—детектор контроля»
энерговыделения, применяемый на реакторах РБМК-1000.

Скорость выгорания существенно зависит от материала эмит­
тера.
При выборе типа ЭДН необходимо учитывать не только его*
чувствительность, но и инерционность. Как говорилось выше, все
БЭДН обладают инерционностью, определяемой периодом полу­
распада, образующегося в эмиттере радиоактивного изотопа.
КЭДН не имеют этого недостатка, но чувствительность их на 1—2
порядка ниже, чем у БЭДН. Обычно у БЭДН больше и скорость,
выгорания эмиттера.
Если основным требованием является обеспечение безынер­
ционное™ контроля энергораспределения, например, для исполь­
зования детектора в системе автоматического регулирования энергораопределения, то необходимо выбирать в качестве датчиков*
КЭДН. Если же изменение энергораспределения может происхо­
дить лишь очень медленно, то в качестве внутриреакторных дат­
чиков энерговыделения целесообразно использовать БЭДН, перио­
дически внося поправку на выгорание эмиттера.
В настоящее время выпускается большое количество ЭДН
с эмиттером, коллектором и изолятором из различных материалов,,
а также разных диаметров и длин. Это позволяет выбрать опти­
мальный вариант детектора для того или иного типа реактора..
В качестве примера в табл. 3.3 приведены характеристики ЭДН,,
выпускаемых отечественной промышленностью.
ЭДН обладают также температурной погрешностью, опреде­
ляемой наличием в них тока термоэлектронной эмиссии, имеюще­
го направление, обратное току, вызванному р-излучением с эмит­
тера.
Зависимость теплового тока ЭДН от температуры имеет харак­
тер показательной функции (рис. 3.14). При работе ЭДН в таком
диапазоне температур, при котором температурная погрешность,
их становится значительной, необходимо применять специальныесредства компенсации этой погрешности.
125

Детекторы у-излучения также могут применяться для контроля
энергораопределения.
Измерение интенсивности у-излучения внутри реактора при ра­
боте его в стационарном или квазистационарном режиме позволя­
ет также получить информацию об энергораспределении. Это свя­
зано с тем, что основная доля у-излучения в активной зоне (около
•85—90%), обусловленная мгновенными у-квантами деления и за­
паздывающим у-излучением продуктов деления, пропорциональна
скорости делений и мощности.
Как было показано выше [см. формулу
i T //M
(1.4) ] , энерговыделение пропорционально
произведению плотности потока нейтронов
на макроскопическое сечение деления горю­
чего 2/. Поэтому по мере выгорания горю­
чего мощность может поддерживаться по­
стоянной при условии, что плотность пото­
ка нейтронов будет увеличиваться обратно
пропорционально макроскопическому сече­
нию деления. Таким образом, плотность
потока нейтронов должна, хотя и медленно,
Рис. 3.14. Зависимость
но возрастать в стационарно работающем
тока Э Д Н от темперареакторе.
туры:
/ — детектор с серебряным
В отличие от потока нейтронов мощ­
эмиттером; 2 — кабель с жи­
ность
дозы у-излучения в реакторе, рабо­
лой из нержавеющей стали
тающем на постоянном уровне мощности,
сохраняется неизменной. Поэтому контроль интенсивности у-излу­
чения имеет здесь определенное преимущество.
Дополнительное преимущество детекторов у-излучения — ста­
бильность чувствительности, поскольку они не содержат материа­
лов с большими сечениями реакций, вызываемых нейтронами.
Основным недостатком, препятствующим широкому внедрению
детекторов у-излучения для контроля энергораспределения, явля­
ется запаздывание у-излучения продуктов деления относительно
момента деления. Это ведет к появлению инерционности метода
контроля энерговыделения при резких скачках мощности. Причем
эта инерционность не связана с инерционностью датчика или ка­
кого-либо другого звена измерительной цепи, а обусловлена при­
родой контролируемого излучения. Таким образом, скачок мощно­
сти, который немедленно был бы зафиксирован с помощью ней­
тронного детектора, без принятия специальных мер будет отмечен
.детектором с запаздыванием, когда может уже наступить ава­
рийная ситуация.
Однако специальные исследования -кинетики у-излучения пока­
зали, что примерно 70% сигнала детектора у-излучения следует
за изменением мощности мгновенно и что характеристики инерци­
онности остаются практически неизменными в процессе работы
реактора. Это позволяет непрерывно вводить поправку на инерци­
онность контроля по специальному алгоритму на ЭВМ или с по­
мощью аналогового корректора инерционности.
1126

В качестве детекторов интенсивности у-излучения внутри реак­
торов используются ГИК. ГИК по существу представляют собой»
варианты МКД, но без слоя делящегося вещества. Так же, как.
и МКД, они имеют центральный электрод, межэлектродные изоля­
торы и оболочку, являющуюся .одновременно вторым электродом.
При включении ГИК в измерительную схему необходимо учиты­
вать, что внешний электрод — оболочка — заземлен, а центральный:
электрод находится под напряже­
нием, как показано на рис. 3.15.
£_
Геометрические размеры ГИК, t
I
— \
например диаметр, могут быть
J.
такими же, как у МКД, т. е. со­
ставлять несколько миллиметров.
В то же время ГИК, в которых
-1не требуется наносить СЛОЙ де-

лящегося элемента, при необхоДИМОСТИ

ИЗГОТОВЛЯЮТСЯ

ГОраЗДО

рис

3.15.

Схема включения иониза-

ЦИОнной гамма-камеры (ГИК):
/ — ГИК; 2 —усилитель постоянного тока;
3
п 0 азываК)1ЦИЙ прибор: 4 и с т о ч н и
*
пи;а „ ^я

большей, чем М К Д , длины, н а пример для измерений средней по
высоте реактора интенсивности у-излучения. Такое усреднение по­
зволяет судить о мощности близлежащих от ГИК каналов с горю­
чим. Неидентичность ГИК по чувствительности меньше, чем МКД>
в которых разброс толщины делящегося слоя приводит к разбросу
чувствительности. При работе МКД в разных потоках нейтронов,
их чувствительность изменяется различно, что требует повторных,
тарировок активационными или теплотехническими методами..
ГИК не имеют этого недостатка.
Чувствительность ГИК зависит как от ее конструкционных осо­
бенностей и параметров, так и от спектрального состава потока
Y-квантов в месте ее установки внутри реактора. Для оценки чув­
ствительности ГИК необходимо знать мощность дозы у-излучения.
Тогда ток ГИК можно определить по формуле
1, = дД(р!Ро)Ук,

(3.5>

где q — объемная плотность электрического заряда одного знака:
в газе, наполняющем камеру при нормальных условиях, при экс­
позиционной дозе ^-излучения равной 2,6-Ю -4 Кл/кг (для воздуха:
(7=3,3-Ю -4 Кл/м 3 ), Кл/м3; Д — мощность дозы у-излучеиия, А/кг;
ро и р — соответственно нормальное давление газа и давление его
в камере, Па; VK — объем камеры, м3.
Чувствительность ГИК определяется как
•П = 1,1Д = Я{р!р,)Ук.

(3.6>

В качестве примера можно привести ГИК, изготовленные для
реакторов Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова. Они имеют внеш­
ний диаметр 6 мм и длину рабочего объема 6 м, равную высоте
реактора (при общей длине ГИК около 13 м). Камеры помещают­
ся в опускную трубку испарительного канала, где омываются во127Г

.дой 7 первого контура при температуре 300°С и давлении 1,30Х
ХЮ Па, Диаметр центрального электрода равен 2 мм, а меж­
электродное расстояние—1
мм. Камеры наполнены аргоном при
.давлении 5«104 Па. Изолятором служит окись алюминия высокой
чистоты и плотности. Рабочее на­
Ф50
пряжение составляет 60 В. Чув­
ствительность
ГИК
равна
0,58 мкА на 1 кВт мощности ис­
парительного канала, в который
камера установлена. На номи­
нальной мощности реактора —
200 МВт (эл.) —ток камеры до­
стигает 500 мкА. Средний срок
службы ГИК около двух лет.
Следует отметить, что выбор
тина внутриреакторного детекто
ра во многом определяется осо­
бенностями конструкции, физи­
ческими свойствами и режимами
работы реактора. Поэтому в на­
стоящее время нет единственного
типа внутриреакторных детекто­
ров, который мог быть рекомен­
дован для применения в любом
реакторе.
Рассмотрим теперь пусковые
детекторы, применяемые для кон­
троля потока нейтронов при пус­
ке реактора.
Следует различать первый
пуск реактора со свежезагруженным горючим и повторный пуск
реактора, работавшего перед этим
на большом уровне мощности.
В первом случае ^-излучение, со­
провождающее увеличение мощ­
ности, фактически пропорциональ­
но мощности. Во втором случае
даже в заглушённом реакторе, ко­
гда плотность потока нейтронов
на 10 и более порядков меньше но­
минального уровня, мощность до­
зы 7-излучения обычно не снижа­
ется меньше, чем на 5—6 поряд­
ков от ее значения на номиналь­
н а 3.16. Конструкция импульсной ном уровне мощности. Этот v-фон,
ионизационной камеры типа КНТ-54-1:

обусловленный продуктами деле-

/, 7 — фланцы; 2 — опорный изолятор; 3 —
корпус;; 4, 5-электроды; 6 -стойка; 8-

„ '
НИЯ И раДИОаКТИВНЫМИ

.;о-ДкТонш^°Гтор: р - ° т к а ч н а я

ми, образовавшимися в материа­

ла 2 8

трубка:

ИЗОТОПа-

лах активной зоны, является серьезным препятствием при повтор­
ных пусках реактора. В связи с этим были разработаны специаль­
ные пусковые детекторы для измерения низких плотностей потоков
нейтронов [начиная с (1 —10) ^ейтр./(см 2 -с)] при наличии боль­
шого 7"Фона» мощность экспозиционйой дозы которого (К)-4—
Ю-2 А/кг и выше).
Остановимся на некоторых наиболее распространенных типах
пусковых детекторов.
Особенно удобными для измерения низких плотностей потоков
нейтронов в условиях большого уфонг оказались камеры деления,
работающие в импульсном режиме (ИКД), и ПС с борным покры­
тием электродов, а также счетчики, заполненные газом BF3 или
3
Не. Принцип их работы обсуждался выше.
Промышленностью выпускаются ИКД различных типов и на­
значений, в том числе малогабаритные ИКД (МИКД), устанав­
ливаемые в реакторе на время пуска и подъема мощности.
На рис. 3.16 приведена конструкция отечественной ИКД типа
КНТ-54-1 с указанием ее основных габаритных размеров. Камера
представляет собой набор пластинчатых электродов в виде дисков,
заключенных в корпус диаметром 50 мм из нержавеющей стали.
Диски через один подключены к общим токовыводам. На один
токовывод подается положительное напряжение, на другой — от­
рицательное. Каждый электрод состоит из 50 пластин. Количество
пластин можно при необходимости изменить. Расстояние между
пластинами 1,6 мм.
На пластины-электроды с обеих сторон нанесен слой урана
в виде U 3 0 8 толщиной 1 мг/см2. Общая площадь покрытия 1000 см2.
Рабочее напряжение камеры 500 В. В зависимости от измери­
тельной схемы можно снимать импульс как положительной, так
и отрицательной полярности. Однако обычно регистрируют отри­
цательный импульс с помощью схемы измерения, приведенной на
рис. 3.17. Это обусловлено тем, что электроны, образующиеся
в результате ионизации, более подвижны, чем положительные
ионы. Различие в скоростях достигает 2—3 порядков. В резуль­
тате приложенного на собирающем электроде положительного
потенциала удается зафиксировать заряженную частицу еще до
того, как (положительные ионы достигнут отрицательно заряжен­
ного электрода.
Сопротивление R выбирается таким, чтобы импульс напряже­
ния, появляющийся на нем при регистрации нейтрона, был доста­
точно большим для работы усилителя и дискриминатора. Однако
величина R определяет длительность спада импульса. Это свя­
зано с тем, что камера и подводящие кабели имеют паразитную
емкость Си относительно земли (см. рис. 3.17). Таким образом,
спад импульса происходит с постоянной времени Т=ДСП, а ем­
кость Сп зависит от конструкции камеры, типа и длины соедини­
тельных кабелей.
Так, для камеры КНТ-54-1 при сопротивлении нагрузки R =
= 1,2 кОм и емкости С п =300 пФ постоянная времени 7=0,36 мкс.
9—806

129

Средняя величина импульса от осколков деления составляет око­
ло 100 мкВ, что вполне достаточно для работы усилителя. При
уровне дискриминации 70 мкВ, что позволяет полностью исклю­
чить регистрацию а-частиц, обусловленных спонтанным делением
урана, чувствительность камеры составляет около 0,6 имп.Х
Хсм 2 /нейтр.
3
i

4

mm

._

i

t

5

«

\'

[ 1

7

С,=

ш
6

к

1

г-

•

Рис. 3.17. Схема обработки сигнала импульсного детектора:
/ — импульсный детектор; 2 —источник питания; 3 — измеритель скорости счета импульсов:
4 — дискриминатор; 5 — усилитель импульсов напряжения; 6 — осциллограф; 7 — амплитуд­
ный анализатор импульсов

Необходимо отметить что камеры КНТ-54-1 имеют охранный
электрод, который уменьшает утечку тока с одного электрода на
другой (собирающий) по межэлектродному изолятору. Охранный
электрод представляет собой металлическое кольцо вокруг токовывода собирающего электрода.
Ток утечки по изолятору попада­
ет на охранный электрод, нахо­
дящийся практически под тем же
потенциалом, что и собирающий.
Утечка же между
охранным
электродом и собирающим обу­
словлена лишь небольшим паде­
нием напряжения на измеритель­
ном сопротивлении. Схема подРис. 3.18. Схема включения импульс- ключения камеры с охранным
ной камеры деления с охранным элек- электродом к усилителю импультродом:
сов показана на рис. 3.18. Д л я

нл

J — электроды; 2 — охранный электрод; 3 —
усилитель импульсов; 4 — источник пита-

ния
130

у м е н ь ш е н и я J утеЧКИ ПО ИЗОЛЯЦИИ
g,

кабеля его делают с двумя изо-

лированными экранами вокруг центральной жилы. Напряжение
на охранный электрод подается по первому от жилы экрану.
Внешний экран заземляется. В дальнейшем регистрация импуль­
сов происходит так же, как было показано на рис. 3.17.
Отметим, что импульсные камеры в принципе не отличаются
от токовых ионизационных камер и могут работать не только
в импульсном, но и в токовом режиме. Для этого сопротивление/?
должно быть увеличено в целях увеличения постоянной времени
T=RCn и усреднения тока от импульсов (см. рис. 3.17). В таком
случае разделительный конденсатор Ci отсутствует, а сигнал по­
дается на усилитель постоянного тока или прямо на гальванометр.
При токовом режиме работы средняя скорость следования им­
пульсов должна быть значительно больше 1/7\ Это может быть
достигнуто при установке детектора в области достаточно больших
потоков нейтронов. Отметим, что чувствительность камеры
КНТ-54-1 в токовом режиме составляет 1,5-10~13 А-см2-с/нейтр.
При работе камеры деления в токовом режиме необходимо учи­
тывать ток от а-частиц урана-235, который определяется количе­
ством делящегося материала в чувствительном слое и может до­
стигнуть Ю -8 А. Поэтому сигнал от нейтронов должен превышать
это значение в несколько раз. Отсюда оценивается нижний предел
потока нейтронов, в котором ИКД можно использовать в токовом
Таблица

3.4

Характеристики камер деления типа КНТ

1о.

КНТ2
7
КНТЗ
7
КНТ5
7
КНТ7
7
КНТ8
7
KRT9
7
КНТ10
7
КНТ2-4
4
КНТ5-4
4
КНТ7-4
4
КНТ8-4
4
КНТ10-4
4
КНТ2-3
3
КНТ5-3
3
КНТ7-3
3
КНТ8-3
КНТ9-3 1 3
КНТ10-3 , з
КНТ-54 1 50
КНТ-31
30

з

9*

Материал
радиатора

232Th
233

U

235JJ
237Np
238

U

239 Р ц
10

В

232Th

23 5 ( J
237Np

23. U
юВ
232

Th

235JJ
237Np
?38
219

U
Pu

i°B
235JJ
235U

Вид
покрытия

Th0 2

ь3о8
u3o8

Np0 2

u3o8

Pu02

В
ThOo
U30;
NpOo

u3o8

в

ThO,

u3o;

NpO.,
U308"
Pu02

В

u3o8
u3o8

л ?•

С

Is.
5
1
0,5
1
1
1.
1,5
2
5
2
0,5
1
0,5
1
3
29
1
29
1
29
3
29
1
29
3
0,4
1 1 0,4
3
0,4
3
0,4
0,4
1
0,4
1
1000
1
1
500

I

Q.

i
2

1

?

*s-£

1. *.

U ё

Чупствит<
к нейтро!
деления,
имп. (ней

Тип
камеры

A
Q.

Чувствитс
к тептовь
нейтрона^
nun /(ней

1

со

6-Ю-7
10
5-10-»
5
—
5.10-*
5
—6
4
Ю
10
—
6
10
— 1 2-Ю5
Ю
5
—
5-10-4
5
— 6
250
— 2 5,4.Ю250 | 1 , 5 - Ю —
1,2-Ю-1
250
—
1,8-Ю-4
250
250 7 , 5 - Ю - 3
7-Ю-8
5
2-Ю-1
5
—
5
—
ы о - 67
2-Ю- |
5
—
5-10-*
5
4
5-Ю5
—
0,6
—
—
0,3
—
—

5
а

8.са
О Л

1,3

—

0,4
1.2

—

1,3

—

0,4
1,2
1,3

—

0,4
1,2

—
—
—
—
131

режиме. Для камеры КНТ-54-1 плотность потока нейтронов долж­
на превышать по крайней мере 105 нейтр./ (см 2 -с). Подобный фоно­
вый ток отсутствует в камерах, где в качестве радиатора приме­
нен бор, так как изотопы бора стабильны.
Другие ИКД, например типа КНТ-31, в конструкционном отно­
шении похожи на КНТ-54-1 и отличаются от последней иным чис­
лом дисковых электродов или размером дисков и размером корпу­
са. Для сравнения основные параметры камер типа КНТ приведе­
ны в табл. 3.4.

Рис. 3.19. Импульсная малогабаритная камера деления:
/ — трубка для вакуумирования; 2 — собирающий электрод; 3 — изолятор;
5 — корпус; 6 — хвостовик для кабеля; 7 — защитный чехол

4 —- радиатор;

Для проведения исследований спектра нейтронов в реакторах
и критических сборках используются радиаторы из различных
делящихся материалов (^U, 239Pu, 283U). Имеются также камеры
с нуклидами (23BU, 2S7Np и 232Th), делящимися только быстрыми
нейтронами. Однако последний вариант камер непригоден для ра­
боты при высоких уровнях 7-излучения из-за малой их эффектив­
ности -к нейтронам при большом количестве ложных импульсов.
МИКД могут иметь преимущество перед пусковыми камерами,
установленными вне активной зоны, поскольку поток нейтронов
в активной зоне на 3—4 порядка выше, чем в месте установки
камер большого диаметра (например, КНТ-54 или КНТ-31) за
отражателем. Применение пусковых камер, равномерно размещен­
ных по активной зоне в больших реакторах, позволяет также луч­
ше контролировать процесс подхода к критическому состоянию и
предотвращает возможность образования локальных критических
масс. Поэтому МИКД с ураном-235 (рис. 3.19) также используют­
ся для пуска реакторов.
В активной зоне остановленного после длительной работы ре­
актора мощность дозы ^-излучения может достигать Ю-1—10 А/кг.
Однако, как мы видели выше, такой у-фон не является препятст­
вием для работы МИКД.
Переходя от импульсного режима работы МКД к флуктуационному и затем к токовому, удается контролировать реактор с по­
мощью стационарно установленных в активную зону камер во
всем диапазоне изменения мощностей от подкритического состоя­
ния до номинального уровня. Переход с режима на режим работы
МКД осуществляется посредством изменения схемы включения
камеры и измерительной аппаратуры. Принципиальный характер
режимов был рассмотрен выше.

Если МКД используются только для пуска реактора, то для
уменьшения выгорания делящегося вещества их обычно после вы­
вода реактора на энергетические уровни мощности удаляют из
активной зоны в область меньших потоков нейтронов. Следует
отметить, что МКД, долго работавшие в больших потоках нейтро­
нов, имеют не только пониженную чувствительность к нейтронам
из-за выгорания радиатора, но и повышенный фон и ухудшенные
счетные характеристики из-за большого количества радиоактивных
продуктов деления, образовавшихся в радиаторе. Поэтому, не­
смотря на принципиальную возможность применения МКД одного
типа, стационарно установленных в активной зоне, обычно ис­
пользуют конструкционно однотипные, но разные по назначению
МКД: пусковые импульсные; работающие во флуктуационном ре­
жиме; стационарные и подвижные камеры, работающие на полной
мощности. Пусковые камеры, как было сказано выше, после вы­
вода реактора на мощность, достаточную для контроля ее други­
ми детекторами, удаляют из активной зоны.
Целесообразно указать, что приведенная в этом параграфе
классификация детекторов является в значительной мере услов­
ной. Сейчас уже действуют реакторы, у которых полная мощность
контролируется не по внезонным детекторам, а по суммарному
сигналу внутризонных детекторов энерговыделения. Причина это­
го заключается в том, что внезонные детекторы, установленные на
реакторах с большими активными зонами, не отражают в доста­
точной степени 'перераспределение энерговыделения по активной
зоне. Наоборот, суммарный или усредненный сигнал внутриреакторных датчиков с максимально возможной степенью достовер­
ности отражает полную мощность реактора. Препятствием для
широкого внедрения такого наиболее прогрессивного метода кон­
троля мощности реактора является недостаточная пока надеж­
ность работы внутриреакторных детекторов энерговыделения.
§ 3.3. УСТАНОВКА ДЕТЕКТОРОВ В РЕАКТОР
И ЛИНИИ СВЯЗИ

В зависимости от назначения, условий работы и типа детектора
выбирают место установки в реактор, способ крепления его и под­
водящих кабелей, а также характеристики линий связи детектора
с измерительной аппаратурой. Например, детекторы, контроли­
рующие полную мощность реактора, обычно устанавливают
между отражателем и биологической защитой вне активной зоны.
Детекторы энергораспределения вводят в активную зону реактора
и они должны работать в существующих там условиях.
С учетом сказанного перейдем к рассмотрению установки ука­
занных выше двух типов детекторов.
Установка внезонных детекторов контроля мощности. Внезонные
детекторы устанавливают в специальные вертикальные каналы, на­
зываемые каналами ИК, которые при необходимости могут охлаж­
даться прокачиваемым теплоносителем. Охлаждение требуется в тех
133

случаях, когда температура ИК превышает допустимые для ее ра­
боты пределы. Обычно температура внезонных ИК не должна пре­
вышать 300°С. Причинами разогрева ИК являются как высокая
температура окружающих материалов, так и тепловыделение в ма­
териалах самой ИК, обусловленное ^-излучением из реактора.
Каналы ИК представляют собой заваренные снизу трубы, диа­
метр которых должен обеспечивать свободную установку в них ИК
вместе с поддерживающей сборкой, называемой подвеской ИК.
Сверху труба сообщается с реакторным залом, что дает возмож­
ность заменять вышедшие из строя ИК. Такая смена проводится
обычно во время остановки реак­
тора. Для предотвращения ава­
рийной остановки реактора из-за
выхода ИК из строя обычно име­
ются резервные ИК, которые и
используют взамен вышедших из
,ь строя. В верхней части канала
ИК ставится опорная пробка, ко­
торая вместе с защитой в под­
веске ИК уменьшает интенсив­
ность излучений из канала до до­
пустимых пределов.
Подвеска ИК представляет
собой специальную сборку, в ко­
торой крепится сама ИК и токоРис. 3.20. Схема конструкции подведущие трассы. Схематично кон­
вески ИК:
струкция
подвески показана на
/ — ИК; 2 — экран; 3 — крепление подвес­
ки; 4 — канал; 5 — токоведущие жилы; 6 — рис. 3.20.
опорная пробка; 7 — защитная пробка; 8 —
Из рисунка видно крепление
чугун; 9 — графит
подвески к опорной пробке с по­
мощью троса или цепи. Это позволяет разгрузить токоведущие
трассы. Последние представляют собой либо оголенные медные
жилы, на которые сверху надета керамическая или кварцевая со­
ломка, либо высоковольтные кабели с полиэтиленовой, резиновой
или минеральной (MgO, А1203) изоляцией. При выборе типа изо­
ляции следует учитывать флюенс нейтронов и дозу ^-излучения за
время работы ИК. Практика показала, что использование мине­
ральной или кварцевой изоляции в значительной степени гаранти­
рует от выхода из строя подвески с ИК из-за нарушений изолирую­
щих свойств.
Видна также защитная пробка подвески, которая так же, как
и опорная пробка, обычно изготовляется из чугуна или стали. Одна­
ко в защитной пробке имеются также слои легкого вещества, на­
пример графита, для рассеивания летящих на нее снизу быстрых
нейтронов, которые, попав в окружающую защиту, поглощаются
в ней. Каналы в защитной пробке для токоведущих жил или ка­
белей от ИК делают обычно искривленными или в виде спирали
по периферии пробки для предотвращения прямого прострела из­
лучений из. реактора.
134

Длину крепящего подвеску троса и токоведущих трасс под­
бирают часто таким образом, чтобы ИК располагалась вблизи
центральной плоскости реактора. Это обеспечивает наилучшее из­
мерение шолной мощности реактора. Однако поток в месте уста­
новки ИК может оказаться столь бдльшим, что ИК будет работать
в нелинейной области вольт-амперной характеристики. К тому же
в больших потоках происходит выгорание чувствительного слоя
ИК. Для регулирования потока нейтронов на ИК используются
специальные экраны из сильно поглощающего нейтроны материа­
ла, например кадмия. Изменяя положение экрана относительно
ИК, можно добиться необходимого потока нейтронов, а следова­
тельно, и тока ИК, на номинальном уровне мощности. На рис. 3.20
показан экран, который надвигается на ИК, но возможны и другие
способы регулирования потока нейтронов, падающих на камеру.
Например, можно изменять поток нейтронов посредством переме­
щения подвески с ИК по высоте канала. Однако такой способ ме­
нее удобен, так как ИК перемещается обычно к верхней части
реактора, где экранирующее действие стержней на ее сигнал ска­
зывается сильнее, чем в центральной плоскости реактора.
Для обеспечения регулирования потока нейтронов, действую­
щего на ИК, необходимо в процессе выбора месторасположения
камеры предусмотреть завышенный поток на ИК. В случае ошиб­
ки в расчетных потоках целесообразно подобрать ИК с большей
чувствительностью к нейтронам, чем имеет выбранная по проекту.
Это оказывается возможным в связи со стандартизацией размеров
наиболее широко применяемых ИК типа КНК (КНК-53, КНК-53М,
КНК-56).
Токоведущие линии от ИК в области больших потоков нейтро­
нов и у-квантов целесообразно делать с изоляцией, не подвергаю­
щейся разрушению в результате облучения в течение срока служ­
бы ИК с подвеской. Как отмечено выше, наиболее радиационно- и
температуростойким видом изоляции является кварц и окиси маг­
ния, кремния или алюминия. Именно эти материалы и применяют­
ся в качестве изолирующих в наиболее ответственных случаях.
После вывода кабеля за пределы биологической защиты реактора
к нему специальных требований не предъявляют. Однако должны
быть приняты все меры для предотвращения попадания на кабели
влаги и для защиты от воздействия на них магнитных и электри­
ческих помех.
Влага может вызвать коррозию оболочки кабеля и потерю
его герметичности с последующим резким снижением сопротивле­
ния изоляции. Ясно, что ИК становится неработоспособной, если
ток утечки сравним с током самой камеры или больше него. Для
ноомальной эксплуатации ИК ток утечки всей линии связи, включая
ИК, не должен превышать 1% сигнала камеры на нижней границе
диапазона ее работы. Например, для измерения тока ИК от 1 мкА
и выше сопротивление изоляции должно быть не ниже 5-Ю10 Ом
при напряжении между электродами 500 В. Для измерения мень­
ших токов в период пуска реактора сопротивление трассы изоля135

ции кабеля и ИК должно быть еще выше. При расчетах сопротив­
ление изоляции нормально подготовленной к эксплуатации камеры
можно принимать равным 1012 Ом.
Сопротивление изоляции линии связи можно определить по­
средством измерения вольт-амперной характеристики ИК. На
рис. 3.21 показаны такие вольт-амперные характеристики двух
одинаковых по характеристикам и условиям облучения ИК, полу­
ченные на работающем реакторе,
при разных сопротивлениях утечки
цепи.
Сопротивление утечки цепи вме­
сте с ИК определяет наклон харак­
теристики— чем меньше сопротив­
ление, тем больше наклон. В обла­
сти нормальной работы ИК при по­
стоянной интенсивности ее облуче­
ния ток остается постоянным, рав­
ным току насыщения. Если же со­
противление утечки линии связи
Рис. 3.21. Вольт-амперные харак­
заметно понижено, то к току насы­
теристики И К:
щения добавится ток утечки, кото­
1 — нормальное сопротивление изоля­
ции кабеля; 2 — пониженное сопротив­ рый будет линейно возрастать
с
ление изоляции кабеля
ростом напряжения.
Сопротивление
утечки легко
рассчитать по формуле
Аут^(ь'2~

•t/i)/(/*-/i),

(3.7)

где U2 и Ui — напряжение соответственно конца и начала выбран­
ного участка характеристики; / 2 и h — токи, соответствующие U2
и Uu
Таким образом, определив сопротивление RyT, можно вносить
поправку в измеренное значение тока ИК, зная рабочее напряже­
ние на камере f/раб. Несмотря на возможность учета сопротивле­
ния утечки, если оно не слишком мало, желательно добиваться
повышения его до достаточно большого значения, чтобы ток самой
ИК был определяющим. Особенно высокое сопротивление и малый
ток утечки имеют кабели с двойной оболочкой вокруг центральной
жилы (триаксиальные кабели).
Подвески для пусковых ИКД и борных ПС в принципе не от­
личаются от рассмотренной выше подвески для токовых ИК. Одна­
ко при их проектировании необходимо принимать меры для сни­
жения паразитной емкости Сп токоведущих 'проводов относительно
земли. Это обусловлено тем, что максимальное значение импульса
Д£/ равно отношению заряда одного знака © импульсе q к емкости
Сп, т. е.
AU=qlCu.
(3.8)
В остальном требования к линиям связи пусковых детекторов
с измерительной аппаратурой такие же, как и к линиям связи то­
ковых И к.
136

Установка внутризонных детекторов и линии связи. Внутризон­
ные детекторы в отличие от внезонных ИК не имеют специальных
подвесок из-за ограниченности места для их размещения внутри
зоны. Детекторы (МКД, ЭДН или ГИК) устанавливаются обычно
в специальные гильзы, заваренные снизу и открытые сверху, что
позволяет устанавливать и извлекать детекторы во время останов­
ки реактора. Гильзы и детекторы изготовляются и размещаются
так, чтобы вносить минимальное возмущение в распределение по­
тока нейтронов по ячейке и по всему реактору. Возмущение по
реактивности от гильз и детекторов оценивается расчетным и экс­
периментальным способами для выбора оптимального* количества
детекторов с точки зрения не только контроля, но и вызванных
ими возмущений.
Линии связи от внутризонных детекторов в отличие от линий
связи внезонных детекторов обычно проходят по верхней, наиболее
нагретой части реактора и должны обеспечивать передачу сигнала
при температурах 500°С и выше. Та часть линии связи, которая
проходит от детектора внутри активной зоны, подвержена сильно­
му воздействию излучений.
При использовании ЭДН в качестве внутризонных детекторов
энерговыделения важно знать влияние термических и радиацион­
ных воздействий на электрические свойства детекторов и кабелей
в условиях активных зон ядерных реакторов.
Для линии связи ЭДН применяется жаростойкий кабель с изо­
ляцией из окиси магния или окиси алюминия. В практике отечест­
венного реакторостроения применяются кабели с изоляцией из оки­
си магния [кабель типа КНМС(с)]. Для изготовления ЭДН часто
применяется технология, используемая при производстве кабелей
с магнезиальной изоляцией; такая технология позволяет организо­
вать серийное производство ЭДН практически без ограничения по
длине чувствительной части датчика. В частности, внутризонные
детекторы контроля энерговыделения в реакторах РБМК изготав­
ливаются по указанной технологии.
Работоспособность ЭДН совместно с линией связи определяет­
ся, в основном, двумя факторами — значением сопротивлений изо­
ляции и фоновых токов детектора и линии связи. При падении
сопротивлений изоляции и увеличении фоновых токов нарушается
пропорциональность сигнала ЭДН значению плотности потока ней­
тронов. Необходимо, чтобы сопротивления изоляции оставались
значительно большими, чем входное сопротивление измерительно­
го прибора, а вклад фоновых токов в ток ЭДН не превосходил
заданное значение.
Сопротивления изоляции датчика и кабеля зависят от темпера­
туры и интенсивности облучения и выражаются следующим об­
разом:
/?из=(1//?рад+1/^т)- 1 ,

где 1/-/?рад — радиационно-термическая составляющая проводимо137

сти изоляции; 1//?т — термическая составляющая проводимости
изоляции при заданной температуре вне реактора.
Экспериментально установлено, что радиационно-термическая
составляющая проводимости гораздо больше термической и # ра д
в основном определяет полное сопротивление. Полученная эмпи­
рическая зависимость # ра д от температуры Т имеет вид
/? рад = Г-з/2 е хр(а+&/Р+с/Г),
где а, Ь, с — некоторые численные коэффициенты.
Значение /?Из для ЭДН с эмиттером из серебра и оболочкой из
стали, изготовленным по кабельной технологии, при плотности по­
тока тепловых нейтронов 1013—1014 нейтр./(см2«с) меняется в пре­
делах (109—104) Ом-м при изменении температуры от 100 до
800°С. Сопротивление изоляции кабеля с внутренним и внешним
проводниками из стали и изоляцией из окиси магния на один—
два порядка выше сопротивления изоляции ЭДН при одинаковой
температуре и интенсивности облучения.
В кабелях связи под влиянием различных факторов могут воз­
никать: токи, обусловленные распадом радиоактивных изотопов,
образующихся при облучении кабеля нейтронами, токи, генерируе­
мые у-квантами реактора, термотоки и т. п.
Обычно ток, генерируемый в кабеле 7 " к в а н т а м и реактора, со­
ставляет 80—90% всего тока линии.связи и равен (1—2)10~9 А/м
при мощности дозы у-излучения, равной'—'1О2 А/кг для кабеля ти­
па КНМС(с). Вклад термотоков кабеля связи становится сравни­
мым с током, обусловленным у-излучением, при температурах свы­
ше 600—700°С (см. рис. 3.14).
§ 3.4. МЕТОДИКА РАСЧЕТА ЭНЕРГОРАСПРЕДЕЛЕНИЯ
В РЕАКТОРЕ ПО СИГНАЛАМ ДЕТЕКТОРОВ

Общие сведения. Внутризонные детекторы устанавливают не
в каждом канале или в топливной сборке реактора, а в некоторых
точках активной зоны. По результатам измерений в этих точках
необходимо восстановить энергораспределение по всему объему
реактора.
Наглядно представление о применяемых методиках контроля
можно получить на основании рассмотрения упрощенной модели
реактора. Предположим, что реактор условно может быть разде­
лен на п одинаковых по объему областей, каждая из которых
имеет детектор нейтронов. Для простоты предположим, что загруз­
ка реактора однородна и поток нейтронов в каждой области по­
стоянен. Таким образом, отношение измеренных сигналов детек­
торов, пропорциональных потоку нейтронов в соответствующей
области, равно отношению мощностей, создаваемых в этих обла­
стях реактора, что позволяет записать следующее соотношение:
Iilh^tVifriVj,
(3.9)
где /,• и Ij — токи детекторов, установленных соответственно в i-м
138

и /-м объемах Vt и Vj\ qi и qj— удельные тепловые мощности в i-м
и /-м объемах реактора.
Тепловая мощность q(r) (Вт/м 3 ), выделяемая в единичном
объеме реактора, есть
9(г)=3.10-2%(г)ф(г).
В связи с тем, что в процессе работы реактора макроскопическое
сечение деления 2/(г) меняется медленно1, величина q(v) пропор­
циональна плотности потока нейтронов ф(г), которая может ис­
пользоваться для контроля за энерговыделением в данной точке
реактора. В качестве контролируемого параметра, косвенно харак­
теризующего локальное энерговыделение, может быть использо­
вана не только плотность потока нейтронов, вызывающих процесс
деления, но и, как отмечалось выше, плотность потока у-квантов,
сопровождающих процесс деления. Однако в последнем случае
необходимо учитывать ^-излучение, обусловленное р-распадом про­
дуктов деления и захватом нейтронов в материалах активной зоны
и в теплоносителе.
Полная тепловая мощность реактора Qp связана с удельной
мощностью q(v) следующим соотношением:
QP=

f q(r)W=q*y*.b

( 3 - ,0 >

= quMV*.Jkv,

где Уа.з — объем активной зоны, м3; qCp И ^Макс — среднее и макси­
мальное значения энерговыделения в реакторе, Вт/м 3 ;
kv=
=?макс/<7ср — объемный коэффициент неравномерности энерговы­
деления; <2'р — тепловая мощность, Вт. Тепловая мощность реак­
тора на энергетических уровнях может быть измерена обычными
теплотехническими средствами.
Тепловая мощность, выделяемая в реакторе, охлаждаемом
однофазным теплоносителем, определяется приближенно по фор­
муле
C'p=l>163GcpA7,>
(3.11)
где ср — удельная теплоемкость теплоносителя при постоянном
давлении и средней температуре теплоносителя в активной зоне,
ккал/(кг-К); G— массовый расход теплоносителя, кг/ч; ДГ—
разность температур теплоносителя на входе в реактор и выходе
из него, К. Измерение величин ДГ и G позволяет определить теп­
ловую мощность реактора.
Более точно тепловая мощность реактора (Q'p, кВт) рассчиты­
вается по формуле
QP=G(1вых—*вх) / (860t>Bx),

(3.12)
3

где G — расход теплоносителя по первому контуру, м /ч; £Вых,
'вх — теплосодержание (энтальпия) теплоносителя соответственно
на выходе из реактора и входе в него, ккал/кг; vBX — удельный
объем теплоносителя, соответствующий температуре, при которой
139

измеряется расход, м3/кг. Для конкретного энергетического реак­
тора расчетные формулы определения мощности учитывают поте­
ри тепла в различных вспомогательных системах и поэтому имеют
более сложный вид.
Величины £вых, *вх, vBx определяются после измерения темпера­
туры и давления теплоносителя с помощью специальных таблиц.
Теплотехнические методы контроля позволяют определить фак­
тическую тепловую мощность реактора, затем с использованием
соотношения (3.10) величину <7макс или запас до критических теп­
ловых нагрузок (4в=?11ред/<7макс, где <7пред — предельная величина
энерговыделения). Коэффициент неравномерности энергораспреде­
ления по объему реактора ky равен при условии независимости
распределения нейтронного потока по высоте реактора от его ра­
диуса произведению коэффициентов неравномерности по радиусу
реактора kr и его высоте kz (для реактора цилиндрической фор­
мы). Коэффициенты неравномерности определяются обычно физи­
ческими методами, но в реакторах канального типа kr может быть
определен и теплотехническими методами.
Полная тепловая мощность реактора QPt измеренная теплотех­
ническими средствами, может быть использована для абсолютной
тарировки детекторов путем приравнивания суммы относительных
величин энерговыделения к полной мощности:

Q P =*,S / '=S^ V "

<313>

где ki — коэффициент пропорциональности; 2 —символ суммирования по всем областям активной зоны.
Таким образом, локальная тепловая мощность, выделяемая
в /-й области активной зоны, определяется по формуле
^/ = V,=-^-/,.

(3-14)

i

В действительности принятые допущения, конечно, не выпол­
няются. Контролируемые объемы не однородны, поток в пределах
каждой области не остается постоянным и т. п. Поэтому должны
быть введены соответствующие поправки, связывающие полную
мощность контролируемого объема с сигналом детектора.
Определение подробного энергораспределения в активной зоне
по результатам дискретных измерений проводится как с помощью
сравнительно простых эмпирических соотношений, так и с при­
влечением результатов физического расчета энергораспределения.
Эти методики получили название соответственно эмпирической и
расчетно-экспериментальной. Рассмотрим подробнее каждую из
них.
Эмпирическая методика определения энергораспределения осно­
вана на введении понятий макрополя и микроструктуры. Макро140

полем энерговыделения WM(r) в точке с координатой г считается
распределение мощности условных тепловыделяющих сборок
(ТВС), имеющих все горючее одинакового обогащения и выгора­
ния и достаточно удаленных от органов регулирования реактора
и других возмущающих факторов, чтобы их влиянием можно было
пренебречь. Микроструктурой поля энерговыделения Т(г) называ­
ют произведение коэффициентов, учитывающих влияние различ­
ных возмущающих факторов на мощность той или иной ТВС.
В число этих факторов входит положение близлежащих органов
регулирования СУЗ, обогащение и выгорание горючего в ТВС,
а также различие в «конструкциях ТВС, установленных в реактор.
Таким образом, задача контроля сводится к определению макрополя в местах расположения детекторов
иМг д )=/(Гд)/ф(Гд).

(3.15)

Затем осуществляется интерполяция (и экстраполяция) зна­
чений №м(г д ), полученных с помощью детекторов энерговыделения,
установленных в ТВС (или вблизи ТВС). Полученное непрерывное
по активной зоне распределение WM(T) еще не соответствует фак­
тическому и является вспомогательным. Для определения абсо­
лютных мощностей ТВС необходимо значение WM(r) в точке их
размещения умножить на коэффициент микроструктуры для ТВС,
т. е.
Q(r)=kiWM(r)^(r).
(3.16)
Анализ различных способов интерполяции №м(гд) показал, что
практически наиболее простой и удобной является линейная, ко­
торая может осуществляться вручную и обеспечивает удовлетво­
рительную точность интерполяции. Наряду с этим широко исполь­
зуется более совершенный метод статистической интерполяции,
основанный на теории случайных
функций.
Линейная интерполяция основана
на предположении линейной зависи­
мости WM от расстояния до точек, где
расположены детекторы энерговыде­
ления. Предположим двумерное рас­
пределение энерговыделения и исполь­
зуем плоскостную интерполяцию для
ТВС, расположенных в пределах тре­
угольника, образованного тремя бли­
жайшими друг к другу детекторами.
На рис. 3.22 условно представлены
значения макрополя Wu W2 и Wz
в местах размещения датчиков, а
WM(x, у) является значением макро- п 0 0 0 „
v
' ' „ гл /^ „\ „
Рис. 3.22. К методике интерпополя в точке (х,у) полученным дву- л я ц и й значений макрополя
мерной линейной (плоскостной) ин- энергопыделения
141

терполяцией. Аналогичным образом может быть осуществлена и
объемная интерполяция по сигналам датчиков, дискретно разме­
щенных по объему активной зоны.
Для статистической интерполяции макрополя энерговыделения
необходимо использование ЭВМ, поскольку требуется проведение
большего объема расчетов, чем при линейной интерполяции. Точ­
ность контроля при статистической интерполяции по сравнению
с использованием линейной интерполяции повышается, но незна­
чительно. Зато появляется возможность учитывать изменение рас­
становки датчиков в активной зоне, например, в результате выхо­
да их из строя, без существенных изменений алгоритма обработ­
ки данных.
Расчетно-экспериментальная методика определения энергорас­
пределения основана на одновременном использовании результа­
тов изменения с помощью детекторов и результатов физического
расчета реактора. При этом в результате расчета получается поле
энерговыделения £'Расч(г) (или нейтронное поле).
Далее составляется отношение измеренного сигнала датчика
^изм(Гд) к рассчитанной величине сигнала / ра сч(г д ), т. е.
/(Гд)=/»м(Гд)/[Ор.сч(Гд)].
(3.17)
Значения /(г д ), полученные в местах установки датчиков,
интерполируются так же, как и №м(гд) при использовании эмпи­
рической методики.
Для получения относительного энерговыделения в некоторой
точке г активной зоны Q0TH(T) расчетная величина QPac4(r) умно­
жается на интерполированное (или экстраполированное) значе­
ние f(r) в этой же точке
QOTH(r) = Q pac4 (r)f(r).

(3.18)

Удельное абсолютное энерговыделение Q(r) в точке г опреде­
ляется через QOTH(I"), тепловую мощность реактора Qp и коэффи­
циент k2 по формуле
<Э(г)=£2<Эотн(г),
(3.19)
где коэффициент k2 рассчитывается по формуле
*2 =

QP

/а

QoTa(r)dr

Расчетно-экспериментальная методика позволяет получить зна­
чение локальной мощности с меньшей погрешностью, чем могут
обеспечить каждый из способов (эмпирический или расчетный)
раздельно.
Погрешность контроля энергораспределения зависит от многих
факторов, в том числе от формы поля, характеристик детекторов,
используемых для контроля, от количества и способа их размеще­
ния в реакторе, а также от выбранной методики восстановления
непрерывного поля энерговыделения по результатам измерений
в дискретных точках.
142

Использование цифровых ЭВМ на АЭС позволяет вести непре­
рывный расчет мощности каждой топливной сборки по результа­
там дискретных измерений в активной зоне. Для расчетов могут
быть использованы приведенные выше формулы.
§ 3.5. СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ЭНЕРГОРАСПРЕДЕЛЕНИЯ
В РЕАКТОРЕ

Назначение. Системы контроля энергораопределения в реакторе
(СКЭ) в наиболее совершенном виде предназначены для опреде­
ления мощности всего реактора, отдельных ТВС, а также выдачи
информации оператору об отклонениях энергораспределения от
заданного. Применение СКЭ на мощных реакторах, и особенно
на энергетических, позволило обеспечить большую равномерность
энерговыделения, большую тепловую мощность реактора, большую
надежность работы твэлов и реактора в целом, большую равно­
мерность и глубину выгорания горючего, чем в реакторах, не осна­
щенных СКЭ. Эти и другие, не упомянутые здесь факторы, позво­
лили СКЭ занять важное место в контроле и управлении реак­
тором.
СКЭ включает в себя следующие основные части: внутризонные детекторы энерговыделения — обычно МКД, ЭДН или ГИК;
линии связи детекторов с измерительной аппаратурой и с ЭВМ;
измерительную и регистрирующую аппаратуру для контроля энер­
говыделения в дискретных точках и сигнализации об отклонениях
от заданных уставок; математическое обеспечение ЭВМ для обра­
ботки информации, поступающей от СКЭ, в которое входят рас­
четные программы, реализующие алгоритмы обработки.
Основные составные части СКЭ обсуждались выше. Рассмо­
трим системы контроля на реальных примерах.
СКЭ, основанные на активационном методе измерения потока
нейтронов в работающем реакторе исторически были созданы пер­
выми. Для контроля энерговыделения использовались стальные
тросики, содержащие марганец, медные и вольфрамовые проволо­
ки и т. п. Была реализована довольно сложная аппаратура для
облучения индикаторов, выдержки, измерения их активности и за­
писи результатов измерений на самописцах.
Предусматривалась также взаимная градуировка индикаторов
и детекторов активности и автоматическое внесение поправок на
распад активности индикаторов.
Измерения проводились в специальных гильзах реактора и да­
вали довольно полную картину распределения потока тепловых
нейтронов. Это позволяло получить распределение мощностей, оце­
нить запас до кризиса теплосъема и другие параметры. Вся про­
цедура, включая установку, извлечение, выдержку и измерение инди­
катора, была автоматизирована, но могла выполняться и под
контролем оператора. Полная картина распределения потока ней­
тронов выдавалась оператору через 8—10 ч.
143

Активационный метод может обеспечить только «периодияеский
контроль и непригоден для оперативного управления полями энер­
говыделения. Тем не менее ряд зарубежных водо-водяных энерге­
тических реакторов оснащен СКЭ с активацией стальных шариков
диаметром 1,6 мм. Шарики вводятся в 20—30 специальных гильз
внутри реактора. Внутренний диаметр гильз ^1,8 мм, что обеспе­
чивает надежную фиксацию шариков по диаметру и высоте гиль­
зы. Количество шариков в гильзе должно быть таково, чтобы
высота столбика шариков была равна или несколько больше вы­
соты активной зоны. После активации в течение <^2 мин шарики
пневматическим способом подаются на специальные держатели и
активность их поочередно измеряется сцинтилляционными счетчи­
ками. Периодический характер измерений энергораспределения
такими СКЭ в значительной степени компенсируется высокой от­
носительной точностью контроля мощности (а^2,5%) и хорошим
пространственным разрешением (^1,6 мм).
Типовая СКЭ с МКД для корпусных кипящих реакторов типа
BWR мощностью 600 МВт (эл.) и выше является одной из систем
оперативного контроля пространственного энерговыделения в ре­
акторе, используемых на АЭС в США и ФРГ. Необходимо отме­
тить, что СКЭ в этих реакторах практически составляет единую
систему со стандартной системой управления и защиты реактора,
так как внезонные датчики для контроля полной мощности, о ко­
торых говорилось в предыдущих разделах, вообще отсутствуют
и полную мощность определяют по суммарному току внутризонных
стационарных датчиков СКЭ.
Пуск реактора из подкритического состояния до мощности
Qp^felO~3% осуществляется с помощью импульсных МКД диамет­
ром около 15 мм, которые вводятся в активную зому только1 на
время пуска, а затем удаляются в область меньших потоков для
уменьшения
выгорания делящегося слоя. Вывод реактора от
3
Ср^10- % до Q P ^50% номинальной мощности осуществляется
с помощью МКД такого же диаметра, но с другим оптимальным
расстоянием между цилиндрическими электродами для получения
максимального заряда при регистрации одного нейтрона. Эти
МКД подключены к флуктуационной измерительной системе. Пос­
ле вывода реактора на мощность ^ 1 % номинальной и выше воз­
можно управление им с помощью внутризонных стационарно уста­
новленных МКД, которые подключены как к СКЭ, так и к СУЗ
реактора.
Датчиками СКЭ служат стационарные МКД (СМКД) внешним
диаметром менее 6 мм, которые дают непрерывный сигнал про­
порциональной мощности, выделяемой в близлежащих к ним об­
ластях активной зоны. Они устанавливаются в специальные гильзы
по четыре СМКД в каждой равномерно по высоте реактора. Гиль­
зы размещаются в топливных кассетах реактора.
На рис. 3.23 и 3.24 условно показано размещение СМКД. На
рис. 3.23 стрелкой показана еще одна гильза меньшего диаметра,
размещенная внутри первой вместе с СМКД. Она предназначен
144

на для перемещения в ней пере­
движной МКД (ПМКД). Послед­
няя имеет такую же конструкцию,
как СМКД, но диаметр ее ^ 5 мм.
ПМКД используется для взаим­
ных градуировок СМКД и для
снятия подробного распределения
потока нейтронов между точками
размещения СМКД (Л, В, С, D).
Периодическая
градуировка
СМКД необходима 235
для учета вы­
горания изотопа
U, который
обеспечивает регистрацию ней­
тронов.
После
градуировки Рис. 3.23. Размещение стационар­
ПМКД удаляется из реактора.
ных и передвижных МКД в реак­
В связи с тем, что смена СМКД торе BWR
во время работы и кратковре­
менных остановок невозможна, они рассчитаны на работу в реак­
торе в течение 1—2 лет. За это время чувствительность-17их к ней­
2
тронам снижается от начальной,
равной
T]WO^1,7- Ю
А-см
Х
17
2
Хс/нейтр. до г)л^0,3-10- А-см -с/нейтр. Чувствительность жек v-излучению остается практически неизменной, равной ^ ^ 2 X
Х10"7 кг. Именно возрастание 7' с о с т а в л я ю ш . е й т о к а заставляет
заменять СМКД новыми.

Рис. 3.24. Система автоматической перестановки передвижных МКД в реакто­
ре BWR:
/ — канал для установки ПМКД; 2 — СМКД; 3 — линии связи СМКД с вторичной аппара­
турой; 4 — датчик положения ПМКД; 5 — регистрирующее устройство; 6 — автоматическое
управление регистрирующим устройством; 7 — линия связи ПМКД; 8 — приемное устройство*
линии связи ПМКД; 9 — привод; 10 — распределительное устройство; //— линия связи ПМКД
с вторичной аппаратурой

10—806

145.

Всего в типовых кипящих реакторах мощностью 600 МВт (эл.)
и выше устанавливается равномерно по активной зоне от 16 до 45
таких гильз, т. е. от 64 до 180 СМКД в реакторе. Они позволяют
надежно контролировать объемное энергораспределение в реак­
торе. Количество ПМКД обычно составляет от 2 до 5, причем одна
ПМКД может вводиться поочередно в 9—10 гильз для измерений.
Для этого имеется специальная система автоматической переста­
новки ПМКД (см. рис. 3.24). Одна гильза на каждые две ПМКД
используется для их взаимной градуировки. Таким образом, изме­
ренная картина распределения потока нейтронов нормирована,
несмотря на использование датчиков с различной степенью выго­
рания делящегося слоя из-за облучения их различными потоками
нейтронов, существующими в разных областях активной зоны.
В целом система обеспечивает относительный контроль ло­
кальной мощности реактора с погрешностью 4—5%. Подробное
•описание системы управления реакторами типа BWR дано в гл.8.
Основные характеристики СКЭ канального реактора с кипящим
•теплоносителем типа РБМК-ЮОО. Предварительно дадим описание
конструкции реактора.
Реактор РБМК-1000 представляет собой канальный уран-гра­
фитовый реактор, охлаждаемый кипящей водой. Тепловая мощ­
ность реактора составляет 3200 МВт, электрическая мощность
1000 МВт.
Реактор размещен в бетонной шахте. Графитовая кладка реак­
тора цилиндрической формы диаметром 14000 мм и высотой
8000 мм состоит из отдельных собранных в колонны графитовых
блоков квадратного сечения с осевым цилиндрическим отверстием,
в котором размещаются технологические (парогенерирующие)
циркониевые каналы (ТК) диаметром 88 мм и толщиной стенки
4 мм или каналы под стержни СУЗ. Каналы проходят по осям
-блоков и образуют квадратную решетку с шагом 250 мм. В техно­
логический канал помещается кассета с двумя ТВС. Каждая ТВС
состоит из 18 твэлов. Твэл представляет собой трубу из цирконие­
вого сплава с наружным диаметром 13,6 мм и толщиной стенки
Ю,9 мм, заполненную таблетками из двуокиси урана. Центральная
труба ТВС (19-я) диаметром 15 мм, толщиной стенки 1,25 мм слу­
жит для крепления дистанционирующих элементов. Внутри ее
проходит либо несущий циркониевый стержень, либо несущая цир­
кониевая трубка диаметром 12 мм и толщиной стенки 2,5 мм, цен­
тральное отверстие которой предназначено для размещения детек­
торов энерговыделения.
Общее число ТК в реакторе равно 1693, число каналов под
стержни СУЗ—179. Загрузка реактора проводится низкообогащенным ураном по изотопу 235U. Высота активной зоны 7000 мм,
диаметр 12 000 мм. Вне пределов активной зоны циркониевые
каналы соединены со стальными трубами, по которым осуществля­
ется подвод теплоносителя и отвод его. Реакторная установка, как
уже отмечалось выше, выполнена по одноконтурной схеме с при­
нудительной циркуляцией теплоносителя через каналы реактора.
146

Контур циркуляции состоит из двух самостоятельных петель, вклю­
чающих каждая по два барабана-сепаратора, четыре ГЦН с обвяз­
кой (всасывающий и напорный коллекторы, запорная и регулирую­
щая арматура), опускные трубы (связь между барабан^сепараторами и всасывающим коллектором ГЦН), раздаточные групповые
коллекторы с отходящими от них нижними водяными коммуника­
циями (НВК).
В месте подсоединения труб НВК устанавливаются индивиду­
альные для каждого ТК запорно-регулирующий клапан (ЗРК) и
расходомерное устройство. По трубам НВК вода подается в каж­
дый ТК, где частично испаряется и по отходящим пароводяным
коммуникациям (ПВК) поступает в барабан-сепараторы. В работе
находятся 6 насосов ГЦН и по одному насосу в каждой петле —
в резерве.
После сепарации пар направляется к двум турбинам мощ­
ностью 500 МВт каждая. Конденсат после конденсаторов турбин,,
пройдя регенеративные подогреватели, смешивается с водой сепа­
раторов и циркуляционными насосами вновь подается в ТК. Тем­
пература воды на входе в ТК равна 270°С. Температура
насыщен­
5
ного пара в сепараторе — 284°С, давление — 70-10 Па, расход теп­
лоносителя составляет 37,5 «103 т/ч.
Управление энергоблоком с реактором РБМК-Ю00 осущест­
вляется с помощью автоматизированной системы централизован­
ного контроля (СЦК), СУЗ реактора и СКЭ.
СКЭ связана с ЭВМ, входящей в состав СЦК, хотя и может
выполнять свои основные функции при отказе ЭВМ. Описание СУЗ
реактора РБМК-Ю00 дано в гл. 8, системы СЦК «Скала» на при­
мере Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина — в гл. 9.
СКЭ реактора РБМК предназначена для измерений потоков
нейтронов, характеризующих локальное энерговыделение в актив­
ной зоне реактора.
Осуществляя первичную обработку сигналов, поступающих от
детекторов энерговыделения, сравнивая их с наперед заданными
оптимальными и предельными величинами (уставками), СКЭ вы­
дает оператору рекомендации для формирования энеррораспределения. Расчет оптимальных и предельных уставок для внутриреакторных детекторов проводится на внешней ЭВМ.
Для осуществления оперативной корректировки энергораспре­
деления с учетом производимых на реакторе работ, предусмотрена
связь СКЭ с электронной вычислительной машиной, обеспечиваю­
щей периодический расчет энерговыделения для каждого топлив­
ного канала.
Включая в себя достаточно большое число (130) детекторов
энерговыделения по радиусу реактора, распределенных равномерно
по активной зоне, СКЭ обеспечивает надежный и достаточно опе­
ративный контроль не только локальной, но и полной мощности
реактора.
СКЭ реактора РБМК-1000 включает в себя следующие основ­
ные части: детекторы контроля энерговыделения по радиусу реак10*

147

тора ДКЭ(р); детекторы контроля энерговыделения по высоте ре­
актора ДКЭ(в); детекторы градуировочные; вспомогательную си­
стему для измерения наведенной активности в стальных тросах и
активности извлекаемых из реактора тепловыделяющих сборок;
вторичную, измерительную часть системы; систему сигнализации.
В конструкции реактора с целью дополнительного контроля за
энергораспределением предусмотрена установка, кроме 130 детек­
торов, еще 153 ТВС с гильзами
для размещения детекторов. В эти
гильзы поочередно вводятся МКД
в период физического пуска и
градуировочные детекторы типа
ГИК в период остановки реактора.
•
•
В СКЭ в качестве детекторов
контроля энерговыделения
по
радиусу реактора ДКЭ(р) ис­
пользуются 130 бета-эмиссионных
Рис. 3.25. Ячейка периодичности ре­
нейтронных детекторов (БЭДН)
актора РБМК-ЮОО:
/ — ячейка со стержнем СУЗ; 2 — TBC (см. табл. 3.3), равномерно раз­
-с детектором ДКЭ(р); 3 —TBC под грамещенных в активной зоне реак­
дуировочные ГИК; 4 —ТВС
тора.
Порядок
размещения
ДКЭ(р) выбран следующим образом. Активную зону реактора
можно представить состоящей из 117 идентичных полиячеек, так
называемых ячеек периодичности (рис. 3.25). На одну полиячейку
приходится две ячейки со стержнями СУЗ, 14 каналов с ТВС.
В одной ТВС расположен ДКЭ(р), соседняя ТВС используется
под градуировочные ГИК.
ДКЭ(р) состоит из трех основных частей: чувствительного эле­
мента—детектора БЭДН, предохранительной гильзы с головкой и
линии связи из высокотемпературного кабеля с магнезиальной изо­
ляцией. Длина чувствительного элемента из кабеля с серебряной
.жилой и магнезиальной изоляцией равна высоте активной зоны,
.диаметр его составляет 3 мм.
Значение измеряемого тока детекторов колеблется от 5 до
10 мкА в зависимости от их расположения в активной зоне. Сред^неквадратический разброс чувствительности не превышает 12%.
Высокотемпературный кабель трассы, соединяющий датчик
с измерительной аппаратурой, конструкционно аналогичен кабелю
датчика, но центральная жила его выполнена из нержавеющей
•стали.
В СКЭ реактора РБМК-ЮОО используется 12 семисекционных
детекторов для контроля энерговыделения по высоте реактора
ДКЭ(в). ДКЭ(в) расположены равномерно по активной зоне ре­
актора (рис. 3.26) вблизи специальных укороченных стержней
СУЗ (УСП), предназначенных для регулирования энергораспреде­
ления по высоте реактора. Для размещения ДКЭ(в) используются
каналы под стержни СУЗ.
Детектор представляет собой полую гильзу диаметром 70 мм,
внутри которой размещено 7 равноудаленных друг от друга сек-

Ш

RSI
©

d48

о

ш

ций БЭДН. Центры нижней и верхней секций смещены относитель­
но границ активной зоны к центру на 500 мм. Чувствительный эле­
мент каждой секции выполнен в виде спирали из кабеля с сереб­
ряной жилой, магнезиальной изоляцией и стальной оболочкой.
Сигнал от чувствительного элемента выводится с помощью высоко­
температурного кабеля.
Вся конструкция с датчиками поддерживается специальной
центральной трубкой, одновременно служащей для установки в ре­
актор троса для активационных
измерений.
Измерительная часть СКЭ
реактора РБМК-Ю00 выполнена
в виде отдельных функциональ­
ных блоков.
По своему назначению и вы­
полнению измерительная часть
СКЭ может быть разделена на
две части контроля энергораспре­
деления— по радиусу и высоте
реактора.
В системе используется прин­
цип последовательного опроса
детекторов, что
обеспечивает
многократное использование об­
щих узлов и однородность обра­
3.26. Схема расположения детек­
ботки показаний всех детекто­ Рис.
торов контроля энерговыделения по
ров.
высоте ДКЭ(в) реактора РБМК-1000
Сигналы от каждого ДКЭ(р) и укороченных стержней-поглотите­
через обегающее устройство по­ лей (УСП):
/ — ячейка с ДКЭ(в); 2— ячейка со стерж­
ступают в усилитель, где проис­ нем
УСП
ходит нормирование (деление) их
величины на суммарный ток всех ДКЭ(р), пропорциональный пол­
ной мощности реактора. Такая операция обеспечивает относитель­
ный контроль энергораспределения без изменения опорных сигна­
лов уставок заданного распределения в зависимости от мощности
и значительно снижает влияние на работу системы запаздывания,
имеющего место в БЭДН при переходных процессах.
При достижении реактором уровня мощности, близкого к но­
минальному, нормировка осуществляется на фиксированный сиг­
нал, соответствующий току от всех датчиков, ожидаемому на но­
минальном уровне мощности. Таким образом, на номинальном
уровне мощности контроль ведется в «абсолютно.м» масштабе.
Уровень мощности, при котором система переходит автоматически
в режим абсолютного контроля, может быть изменен, исходя из
конкретных требований к системе.
С выхода усилителя сигнал поступает в устройство обнаруже­
ния отклонения, где сопоставляется с опорным сигналом, значе­
ние которого устанавливается с помощью датчика опорных сиг­
налов и индивидуальных датчиков уставок.
149

Датчик опорных сигналов предусматривает возможность про­
водить плавное изменение значений всех опорных сигналов на
±15%, что позволяет оператору судить о степени приближения
энергораспределения к заданному (оптимальному). В случае от­
клонения от него на мнемотабло включается световая сигнализа­
ция, соответствующая завышению, занижению или аварийному
завышению заданного энергораспределения. Величины уставок
могут, в случае необходимости, изменяться в широком диапазоне.
СКЭ осуществляет автоматический поиск и регистрацию рай­
онов с наибольшими отклонениями в сторону увеличения мощно­
сти. Передача данных из системы СКЭ в ЭВМ для последующего
использования при расчете мощностей всех ТВС осуществляется
по запросу ЭВМ без нарушения основного алгоритма работы СКЭ.
Суммарный ток ДКЭ(р), пропорциональный полной мощности
реактора, регистрируется непрерывно с помощью самопишущего
потенциометра.
Для контроля энергораспределения по высоте реактора также
используется принцип последовательного обегания секций высот­
ного датчика с дальнейшей нормировкой сигнала секции на сум­
марный сигнал секций контролируемого датчика.
Световая сигнализация осуществляется при отклонении от ве­
личин уставок: «занижение», «завышение» и «аварийное завыше­
ние» соответственно зеленым, красным или мигающим красным
светом.
Для непрерывного контроля предусмотрена возможность под­
ключения семи секций любого ДКЭ(в) на измерительные приборы.
Данные сигналов всех 12 ДКЭ(в) могут быть отпечатаны на ленте
или переданы в ЭВМ.
Для периодических измерений энергораспределения по объему
реактора предназначена вспомогательная система. Полученные
в результате этих измерений данные необходимы для определения
основных метрологических характеристик, характеризующих систе­
му в целом.
Вспомогательная система состоит из двух устройств:
а) вспомогательная система контроля за распределением по
радиусу реактора;
б) устройство для тарировки ДКЭ и измерения активности
ТВС.
Для вспомогательного контроля энергораспределения по ра­
диусу реактора использована связь между у" а к т и в н °стью в ТВС
остановленного реактора с мощностью ТВС перед остановкой ре­
актора. Измерения проводятся с помощью специальных ГИК, уста­
навливаемых в 153 центральные гильзы ТВС. Двухэлектродная
ГИК имеет длину чувствительной части, равную высоте активной
зоны, внешний диаметр ее составляет 6 мм.
Устройство для тарировки датчиков обеспечивает измерение
распределения плотности нейтронов по высоте реактора при его
работе и распределения активности осколков деления в ТВС, из­
влеченных из реактора.
150

В первом случае измеряется наведенная гамма-активность
стального троса, устанавливаемого в центральную гильзу ДКЭ(в).
Измерения проводятся с помощью специальной коаксиальной гам­
ма-камеры с коллиматором, обеспечивающим хорошее разрешение.
Эта же камера используется для измерения осколочной активности
ТВС, извлеченной из реактора и пропускаемой через центральное
отверстие гамма-камеры.
В системе СКЭ реактора РБМК-ЮОО предусматривается срав­
нение показаний датчиков с заданными уставками. Сигнализация
отклонения в ту или другую сторону указывает на отклонение
знергораспределения от оптимального.
При расчете оптимального энергораспределения по радиусу
были выбраны два критерия: исключение в любой ТВС мощности,
превышающей допустимую; обеспечение максимально возможной
полной мощности реактора.
Расчет энергораспределения по радиусу проводится с исполь­
зованием расчетно-экспериментальной методики, базирующейся на
одновременном использовании результатов физического расчета и
данных дискретного контроля по СКЭ.
Опыт эксплуатации показал, что СКЭ реактора РБМК-ЮОО
обеспечивает контроль энергораспределения в диапазоне от 20 до
100% мощности со среднеквадратической погрешностью 5%. Сум­
марный сигнал ДКЭ(р)—основная величина, характеризующая
полную тепловую мощность реактора.
Глава 4
ОРГАНЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТИВНОСТИ
§ 4.1. СПОСОБЫ УПРАВЛЕНИЯ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИЕЙ ДЕЛЕНИЯ

Как отмечалось ранее, регулирование реактора осуществляется из­
менением коэффициента размножения за счет изменения скорости
производства нейтронов, поглощения их или утечки. Скорость про­
изводства нейтронов можно регулировать, изменяя количество ядер
горючего в активной зоне; скорость утечки регулируется в основ­
ном эффективностью отражателя; скорость поглощения может ре­
гулироваться изменением количества находящихся в активной зоне
ядер элементов с большим сечением поглощения нейтронов (без
образования вторичных нейтронов). Рассмотрим эти способы регу­
лирования.
Способ регулирования количества ядер горючего позволяет
•обеспечить большие изменения реактивности посредством создания
регулирующего органа, состоящего из топлива (например, в ниж­
ней части) и поглотителя нейтронов (например, в верхней части).
Таким образом, выведение поглотителя из активной зоны сопро­
вождается одновременным вводом топлива и наоборот. Наряду
с указанным достоинством этот способ имеет существенный недо151

статок, связанный с необходимостью перемещения такого ответ­
ственного элемента активной зоны, как ТВС. Так как должен быть
обеспечен надежный теплосъем, то усложняется конструкция регу­
лирующего органа. Возникает необходимость перемещения в боль­
ших реакторах значительных по массе конструкционных элемен­
тов, в которых появляются дополнительные динамические нагрузки.
Поэтому указанный способ регулирования применяют редко.
Способ регулирования утечки нейтронов может быть применен
только в реакторах с небольшими активными зонами. Утечка ней­
тронов в таких реакторах велика и изменение ее, например, путем
перемещения отражателя нейтронов или части его, приводит к до­
статочно большому изменению реактивности. Такой способ приме­
няется, например, в исследовательских реакторах на быстрых
нейтронах и в реакторах для ЯРД.
Способ регулирования количества веществ, поглощающих ней­
троны, нашел наиболее широкое применение. Используются твер­
дые, жидкие или газообразные материалы, содержащие ядра
с большими сечениями поглощения нейтронов (более 100 6).
Для сравнения отметим, что эффективное сечение захвата ней­
тронов для стали ОХ18Н9Т — одного из конструкционных материа­
лов, широко применяемых в реакторостроении — составляет 2,8 б.
Вне зависимости от материала-поглотителя можно различать
следующие основные методы реализации управления цепной реак­
цией посредством изменения количества поглотителя в активной
зоне:
а) управление, основанное на введении в активную зону стерж­
ней-поглотителей ;
б) управление, осуществляемое изменением уровня жидкого
поглотителя в активной зоне, концентрации поглощающих ядер
в растворе или какого-либо другого параметра, приводящего к из­
менению количества ядер-поглотителей в активной зоне. В частно­
сти, поглотитель может вводиться в жидкий замедлитель или теп­
лоноситель;
в) управление, основанное на изменении в активной зоне дав­
ления газообразного поглотителя;
г) введение в активную зону поглотителя, «выгорающего» за
счет захвата нейтронов. Выгорание поглотителя должно быть со­
гласовано с выгоранием ядерного топлива.
Выгорающий поглотитель может быть использован как некото­
рая составляющая композиции твэла или в виде самостоятельного
элемента. При использовании выгорающих поглотителей значи­
тельно уменьшается диапазон изменения реактивности за счет вы­
горания ядер делящегося вещества. Применение выгорающего по­
глотителя дает следующие преимущества:
а) при одном и том же объеме активной зоны может быть уве­
личена загрузка топлива, что позволяет увеличить продолжитель­
ность работы данной активной зоны без перегрузки;
б) количество стержней компенсации начальной избыточной
реактивности сокращается;
152

в) выгорающие поглотители можно использовать для выравни­
вания энергораспределения.
.Примерное изменение реактивности в высокотемпературном
графитовом реакторе с газовым охлаждением в течение кампании
его эксплуатации с использованием выгорающих поглотителей
изображено на рис. 4.1.
Кривая 1 относится к случаю Рк,
эксплуатации реактора без выго- ^
рающих поглотителей. В отсутст- 010
вие выгорающих поглотителей '
средства компенсации избыточной £*?
реактивности должны обеспечи­ 0,06
вать компенсацию избытка коэф­ 6к3
фициента размножения 6&i=0,14. 0}02
Кривые 2 и 3 изображают изме­
нение реактивности реактора в те­
TJ0' суш
чение кампании его эксплуатации Рис. 4.1. Влияние выгорающих погло­
при использовании выгорающих тителей на зависимость избытка эф­
поглотителей. Кривая 2 соответ­ фективного коэффициента размноже­
ствует реактору с использованием ния нейтронов (6k) от времени рабо­
(Т) реактора на номинальной
гомогенного борного выгорающе­ ты
мощности:
го поглотителя, а кривая 3— ре­ / — без выгорающих поглотителей; 2 — рав­
актору с использованием блоки­ номерно распределенный борный поглоти­
3 — блокированный борный поглоти­
рованного выгорающего поглоти- тель;
тель
Таблица

4.1

Поглощающие материалы и их характеристики
ю
с

Материал

10

Бор ( В)
Бор (естест­
венный)
Кадмий
Кобальт
Диспрозий
Эрбий
Европий
Гадолиний
Гафний
Гольмий
Индий

i

о «

i5£

а

is

£

9

3840

321

8,6
8,7
8,6
9,1
5,2
8,0

2450

900
1350
2220
1500
| 156

Материал

13,1

8,8
7,3

755
37
950
173
4300
46 000

105
65
196

3 ик

?(J

Sag

ail» iif

SSSe

£S

о> <и О
О Н X

2,4
2,4

Bills

3* 9 0>

ю

D* П СО

2300
2300

1495
1400
1550

со £

к ч о.

СО

Иридий
280 Литий
Осмий
—
Рений
48 Родий
1000 Самарий
—
Серебро
1000 1Тантал
67 Тулий
1800 Вольфрам
Циркаллой[-2"
—
2700 Железо*

S

2442

22,4

186

0,5

3000
3180
1960
1052

961
2996
1650
3410
1852
1535

440
71

22,5 15,3
21,0
86
12,4
156 !
7,8 5600 |
10,5
63 1
16,6
21
19,3

9,4

127
19

6,6
7,9

0,180
2,53

2000
28
180
650
575
1800
700
500
170
3,5
2,3

* Приведено для срав<ения с поглощающими материалами (сплав циркаллэй-2 содеркит о коло
98<>/0 Zr, 1,5% Sn, 0,15% Fe, 0,10% Сг и 0,05% Ni).

153

теля. Поскольку сечение поглощения тепловых нейтронов у 10В
выше, чем у делящихся изотопов этого реактора, то коэффициент
размножения сначала растет, а затем падает по мере работы реак­
тора. Можно видеть, что максимальные избытки реактивности
в течение кампании реактора 6&2 и 6&з существенно снижаются по
сравнению с 8k{ при сохранении постоянной длительности кам­
пании.
В табл. 4.1 приведены сведения о свойствах материалов, кото­
рые могут быть использованы для регулирования.
Сечения поглощения приведены для нейтронов с энергией
0,0253 эВ. В области тепловых энергий сечения поглощения боль­
шинства элементов изменяются обратно пропорционально скоро­
сти нейтронов (закон l/v). В области энергии нейтронов равной
нескольким электрон-вольтам и выше у многих из приведенных
в таблице элементов имеются резонансы в сечениях поглощения.
Такие элементы поглощают как тепловые, так и надтепловые ней­
троны, попадающие в процессе замедления в область резонансов.
§ 4.2. РАСЧЕТ ЭФФЕКТИВНОСТИ СТЕРЖНЕЙ РЕГУЛИРОВАНИЯ

Эффективность стержня определяют в процентах реактивности,
которую он может компенсировать.
Методику расчета эффективности цилиндрического стержня
радиусом 7?ст, помещенного в цилиндрическую гомогенную актив­
ную зону радиуса R и высотой Я, рассмотрим при следующих
условиях: радиус стержня существенно меньше радиуса активной
зоны; стержень размещен по оси активной зоны; радиус активной
зоны существенно больше длины диффузии.
Вычислим значение коэффициента размножения k для двух
состояний системы: k\ — коэффициент размножения активной зоны
при отсутствии стержня; k2 — коэффициент размножения той же
активной зоны, но с введенным в нее на полную глубину погло­
щающим стержнем.
Эффективность стержня может быть найдена из формулы
6'&CT=&i—&2-

(4.1)

В одногрупповом приближении
V 2 cp+5V=0.

(4.2)

В случае отсутствия стержня В2=В\. Представим <р в виде произ­
ведения Ф = Ф ( 2 ) Ф ( Г ) , где ф(г) —составляющая, описывающая рас­
пределение плотности потока нейтронов по радиусу активной зоны;
ф(г)—составляющая, описывающая распределение плотности по­
тока нейтронов по высоте активной зоны.
Значение k\ может быть получено при решении системы урав­
нений:
154

f (D

| л-"*" r rfr J

"(

где a 2 o+P 2 o=B 2 o.
Уравнения (4.3) получены путем разделения переменных в вол­
новом уравнении (4.2), описывающем в цилиндрических координа­
тах (г, z) распределение плотности потока нейтронов в гомогенной
цилиндрической активной зоне.
Решения системы уравнений (4.3) при нулевых граничных усло­
виях будут: <р (г) =А i/ 0 (aor) и ф (z) =А2 sin р0£, где /о — функция
Бесселя нулевого порядка первого рода; А\, А2 — произвольные
постоянные.
Коэффициент размножения при отсутствии стержня есть
А1=(<х»0+Р2о)Л*2+1.
где значения ссо и |Зо, найденные из граничных условий, равны
ао=2,4//?; р 0 = я / # . •
Для нахождения k2 система уравнений (4.3) рассматривается
с учетом нахождения в центре активной зоны абсолютно «черно­
го» для нейтронов стержня радиусом /?ст.эф. В качестве критерия
черноты иногда выбирают такое количество поглощающего мате­
риала, для которого величина 2 а / = 2 , где t — толщина стержня.
При этом изменяются граничные условия первого уравнения (4.3),
а следовательно, и значение константы а. Второе уравнение (4.3)
и граничные условия, определяющие константу р, останутся неиз­
менными. Тогда
kx—k2=8kCT=(v20—а2)М2=каМ2.
Значение Да может быть найдено из уравнения
/о(-а/?ст.эф)/1/о(а/?ст.эф)=/о(а/?)/Уо(а/?),

(4.4)
(4.5)

где Y0— функция Бесселя нулевого порядка второго рода; /?Ст.эф—
эффективный радиус стержня.
Для больших реакторов /?ст.эф<С/? и изменения а малы a = a o +
+Да, AaAao<Cl. При этом функция / 0 (а/?) может быть разложе­
на в ряд по Да/?. Пренебрегая в этом разложении всеми членами,
кроме первых двух, получаем
J. (*R) ъ К КЯ) +

ffiffi

Да/? = / 0 (а,/?)-/, (а0/?) Да/? = - 0,519Да/?.

Далее, ввиду малости а—ао имеем К 0 (а/?)^Уо(ао/?)^0,51. При
малых значениях /?ст.эф, когда а /?ст.эф<1, получаем /о(а/? С т.эф)^1.
Аналогично, при малых аргументах Уо(а/?ст.эф)^—(2/я) [0,116+
+1п(/?/2,4/?Ст.эф)]. Окончательно расчетная формула примет вид
°«ст— R2 [о,116 + In (Я/2,4Яст.вф)] '

^-°>
155

Величина Яст.эф (эффективный радиус стержня) может быть
найдена из формулы #ст.эф=#стехр(—А,тру/#ст), где Ятр —транс­
портная длина пробега нейтронов в среде, окружающей стержень;
Per — геометрический радиус стержня; у — постоянный коэффи­
циент, равный
(4.7)
Y =4/3— (/?CT/X TP )F(/?CT/XTP).
Значения F(RCTl%Tl>) приведены в табл. 4.2.
Таблица

4.2

Значения величины F
^ст
X
тр

0,1
0,2
0,3

F
|

1,8
1,3

U

*ст
*
тр

F

0,4
0,5
0,6

0,9
0,8
0,7

1 >.^тр 1
1

1

0,7
0,8
0,9

F

1 RX*

F

тр

•0,6

0,6
0,5

1,0
5,0
10,0

0,5
0,1
0,06

Из формулы (4.6) видно, что эффективность стержня регули­
рования в значительной мере определяется свойствами активной
зоны и размерами реактора и в меньшей степени зависит от раз­
меров самого стержня. В больших реакторах эффективность одно­
го стержня (называемая иногда «весом» стержня) мала. Так, «вес»
одного стержня регулирования
на реакторе РБМК-ЮОО составля­
ет в среднем 50- Ю -5 единиц реактивности. Поэтому в больших
реакторах для компенсации избыточной реактивности приходится
вводить большое количество стержней.
Используя теорию возмущения, можно показать, что влияние
возмущения пропорционально квадрату плотности невозмущенного
потока нейтронов в той области, где произошло возмущение. Сле­
довательно, эффективность стержня регулирования пропорцио­
нальна квадрату плотности невозмущенного потока нейтронов.
Эффективность полностью погруженного стержня, расположен­
ного на радиусе г, выражается через эффективность центрально­
го стержня б&о в виде
66(г)=6£оФ2(г)/ф2о,

(4.8)

где фо, ф (г) — плотность невозмущенного потока нейтронов в цен­
тре реактора и на радиусе г соответственно.
Интерференция стержней. При размещении в активной зоне
реактора не одного, а нескольких поглощающих стержней суммар­
ная эффективность их может быть не равна сумме эффективности
каждого.
Это неравенство возникает вследствие искажения поля нейтро­
нов, характер которого может быть иллюстрирован эпюрами
(рис. 4.2). Эпюры показывают, что при близком расположении
стержней (стержни 2 и 3) их суммарная эффективность будет
уменьшаться, а при достаточно удаленном расположении (стержни
3 и 4) — увеличиваться.
156

Эффект изменения суммарной эффективности называют интер­
ференцией стержней.
Изменение реактивности при извлечении стержня может быть
найдено из соотношения
г

\ ? (г) dz

bk(z) = bk(H)±

,

(4.9>

f ?2 (г) dz
6
где 6К(Н)—эффективность полностью погруженного стержня;.
Я — высота активной зоны.

Рис. 4.2. Иллюстрация интерференции стержней:
/ — активная зона; 2 •— центральный стержень; 3 — близко расположенный стержень; 4 —
удаленный стержень; 5 — невозмущенная плотность потока; 6 — плотность потока нейтронов,возмущенного введением центрального стержня

Рис. 4.3. Зависимость эффективности стержня регулирования от его положения^
по высоте активной зоны

Если принять
Ф (^) =фо sin (яг/Я),
то можно получить
tk(z) = tk{H)-fr[l-

S i

" 2 y ]•

(4.10)
(4.11>

Изменение реактивности при выведении стержня из реактора
приведено на рис. 4.3. Следует заметить, что в реальных условиях
распределение потока нейтронов по высоте реактора может отли­
чаться от синусоидального, поэтому кривые веса (эффективности)
стержней регулирования будут иметь другой вид.
При z близком к Я/2 имеет место линейная зависимость эффек­
тивности стержня от z. Поэтому обычно стержни АР в рабочем
состоянии располагают по высоте вблизи центра активной зоны.
157

Следует отметить, что приведенные формулы расчета эффек­
тивности стержней являются оценочными, полученными в однотрупповом диффузионном приближении. Они могут служить лишь
для оценки размеров стержней, их размещения и числа. Для на­
дежного определения эффективности стержней необходимо исполь­
зовать сложные физические расчеты на ЭВМ и результаты изме­
рений на полномасштабных критических сборках.
§ 4.3. ТРЕБОВАНИЯ К МАТЕРИАЛАМ ОРГАНОВ РЕГУЛИРОВАНИЯ

Ядерные свойства материала органа регулирования — одна из
главных его характеристик. Основная функция активного элемен­
та органа регулирования — поглощение нейтронов, как уже указы­
валось, требует применения материалов, обладающих возможно
большим поперечным сечением захвата нейтронов при тех же
энергиях, которые соответствуют наиболее существенной части
энергетического спектра нейтронов в активной зоне реактора.
С этой точки зрения выбор материала-поглотителя для реакторов
на быстрых и на тепловых нейтронах не идентичен. Например, кад­
мий в реакторах на быстрых нейтронах имеет эффективность в ка­
честве поглотителя нейтронов, не превышающую эффективность
большинства других конструкционных материалов.
Поглощение нейтронов в стержнях регулирования сопровож­
дается двумя видами ядерной реакции: захват нейтрона с у-излучением— (п, у) -реакция и захват нейтрона с а-излучением— (я, а)реакция. Последняя реакция сопровождается большим выделени­
ем тепла, поэтому к выбору материала регулирующего стержня
надо подходить и с учетом тепловыделения, обусловленного тормо­
жением продуктов ядерной реакции в стержне.
Существуют другие жесткие требования, предъявляемые к ма­
териалам-поглотителям органов регулирования. К ним относятся:
Необходимость обеспечения постоянной эффективности органа
регулирования при длительной работе его в активной зоне реак­
тора. На первый взгляд, учитывая неизбежное выгорание погло­
тителя, это требование может показаться невыполнимым. Однако
это не так, и для его выполнения имеется следующий путь. Гео­
метрические размеры поглотителя и плотность ядер элемента-по­
глотителя в нем выбираются такими, что орган регулирования
представляет собой для нейтронов абсолютно черное тело, т. е.
нейтроны данной энергии не проникают вглубь, а поглощаются
только поверхностными слоями поглотителя. По мере выгорания
поверхностных слоев нейтроны получают возможность проникать
все глубже. Изменение эффективности поглощения органа регу­
лирования в этом случае зависит только от изменения геометриче­
ских размеров его активной части.
Обеспечение требуемого постоянства формы, размеров и меха­
нических характеристик. Под действием облучения нейтронами
в поглощающем материале происходят ядерные реакции, резуль­
татом которых является возникновение новых элементов. Вслед­
ствие этого происходят следующие явления:
1158

а) изменяются плотность и геометрические размеры детали, вы­
полненной из материала-поглотителя. Особенно резко это явлениепроявляется, если в результате ядерной реакции в твердом погло­
тителе возникает газообразный элемент. В этом случае происхо­
дит вспучивание материала, которое может привести к недопусти­
мым изменениям формы и размеров детали.
Явление вспучивания материала-поглотителя должно учиты­
ваться при конструировании органов регулирования. Например,,
должны быть предусмотрены необходимые зазоры в конструкции
органа регулирования;
б) изменяются механические и теплофизические характеристи­
ки материала-поглотителя. От применения материала, который,например, теряет требуемые прочность и теплопроводность после
облучения его нейтронами, приходится отказываться;
в) изменяется также и коррозионная стойкость материала-по­
глотителя.
Выбор механических свойств материала-поглотителя сущест­
венно зависит от того, является ли он несущим элементом кон­
струкции или не является.
В этом смысле органы регулирования могут быть разделены
на два типа: органы регулирования, в которых материал-поглоти­
тель является несущей основой конструкции (трубы, крестовины
и прочее); органы регулирования, в которых имеются несущие эле­
менты из конструкционного материала, а материал-поглотитель не
несет механических нагрузок.
Требования к механическим характеристикам материала-погло­
тителя в каждом из этих случаев различны.
Если в первом случае механические характеристики материалапоглотителя должны обеспечивать достаточную прочность и стой­
кость конструкции при статических и ударных нагрузках, вибра­
циях, а также напряжениях, возникающих в результате неравно­
мерного нагрева, действия аэро-и гидродинамических сил, а также*
ударов и усилий, возникающих при возможных заклиниваниях и
заеданиях, то во втором случае все эти нагрузки воспринимает
конструкционный материал.
Известно, например, использование порошковых поглощающих
материалов, обладающих отсутствием прочности и постоянства
формы.
Из теплофизических характеристик материалов-поглотителей
наиболее важной является теплопроводность. Энерговыделение
в материале, находящемся в активной зоне реактора с высоким
значением плотности потока нейтронов, обладает значительной
неравномерностью. Эта неравномерность возникает, как следствие*
влияния органа регулирования на распределение нейтронов. Вслед­
ствие неравномерности энерговыделения между отдельными участ­
ками конструкции органа регулирования возникают перепады
температуры, которые, в свою очередь, вызывают термические на­
пряжения в элементах конструкции.
159-

Чем выше теплопроводность поглотителя, тем меньше эти пере­
лады температуры и, следовательно, в тем более благоприятных
условиях работает орган регулирования.
Ниже приведены данные, характеризующие теплопроводность
основных поглощающих материалов органов регулирования.
Материал-поглотитель
Нержавеющая сталь
Гафний
Сплав Ag—In—Cd
Карбид бора

А., кка1/(ч-м-К)
13,5
19,4
49,1
8,5

Важной проблемой, связанной с использованием поглощающих
материалов в качестве органов регулирования, является обеспече­
ние коррозионной стойкости конструкции.
2

_z
'

/

/

1

/

Рис. 4.4. Поперечный разрез части
крестообразного стержня из гаф­
ния

А-А

М,*-&

Рис. 4.5. Конструкция ор­
гана регулирования со
втулками из бористой
стали и дистанционирующим элементом:
/ — втулка дистанционируюЩая; 2 —труба 61X0,8; 3 —
труба 58X1,5; 4 — втулка
39X3; 5-труба 31X0,5; 5 —
винт

160

При коррозии органа регулирования происходит разрушение
активной части органа регулирования и загрязнение теплоносите­
ля продуктами коррозии, которые имеют высокую активность.
Как следствие такого загрязнения возникают отложения радио­
активных материалов в различных местах первого контура, т. е.
радиоактивное заражение оборудования, вынесенного за пределы
биологической защиты.
Основным конструктивным решением, обеспечивающим корро­
зионную стойкость органов регулирования, является применение
коррозионно-стойких покрытий в следующих видах: гальваниче­
ские покрытия; плакирование; зачехление. Износоустойчивость
конструкции органов регулирования должна так же, как и корро­
зионная стойкость, обеспечивать уменьшение попадания погло­
щающих и радиоактивных материалов в теплоноситель.
На рис. 4.4 и 4.5 изображены примеры конструкционных реше­
ний, обеспечивающих износоустойчивость органа регулирования.
На рис. 4.4 изображена часть поперечного сечения крестооб­
разного гафниевого стержня (/) с дистанционирующими высту­
пами из циркаллоя (2). На рис. 4.5 изображен орган регулирова­
ния, выполненный из втулок бористой стали (4) с дистанционирующей втулкой (1).
§ 4.4. МАТЕРИАЛЫ И ТЕХНОЛОГИЯ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ОРГАНОВ
РЕГУЛИРОВАНИЯ С ТВЕРДЫМ ПОГЛОТИТЕЛЕМ

Бор и его соединения наиболее часто применяют в качестве
материала-поглотителя органов регулирования.
Поглощение ней­
10
тронов бором обусловлено его изотопом В. Естественный бор со­
держит около 18% 10В. Бор используют в чистом аморфном или
кристаллическом виде в составе таких распространенных химиче­
ских соединений, как бура Na2B407, борная
кислота Н3ВОз, карбид бора В4С, нитрид 6,5
бора BN, а также в виде соединений с ме­
таллами. В целях повышения эффективно­
сти естественного бора он может быть обо­
гащен.
Обогащенный бор содержит до
10
90% В.
Зависимость сечения поглощения ней­
тронов бором от их энергии изображена на
рис. 4.6.
Наиболее часто используемый в каче­
стве поглотителя материал при изготовле- Р и с 4 б зависимость сении органов регулирования
— карбид бора. чеНия поглощения
ней10
При плотности 2,5 г/см3 в 1 см3 карбида
тронов
изотопом
В
(/)
22
и
естественного
бора содержится 2,3-10 от естественным
бором (2)
10
эне гии
ядер В.
Р нейтронов
При поглощении бором нейтрона проис­
ходит реакция с образованием ядер гелия и лития
I0
B+W 4 He+ 7 Li.
11—806

161

Облучение органа регулирования потоком нейтронов сопровож­
дается выходом гелия из порошков или таблеток карбида бора.
Этот выход по отношению к полному числу ядер гелия, образо­
вавшихся в результате указанной выше реакции, зависит от мно­
гих факторов, в том числе от температуры, степени обогащения
карбида бора изотопом 10В, степени выгорания, спектра нейтронов
и т. д.
На основании анализа экспериментальных данных по выходу
гелия из порошков и таблеток карбида бора, облученных в потоке
тепловых нейтронов при 300—600°С до выгорания (7—26) X
ХЮ20 захв./см3, получено следующее выражение:
аке=А cxp(—B/RT)f
(4.12)
где ане — относительный выход гелия, %; 5=3600 кал/моль — по­
стоянная величина; R = 1,987 кал/(моль«К) —газовая постоянная;
Т — температура, К; Л=ехр(С—1,85/)), где С=6,69 (для табле­
ток); С=7,12 (для порошков); D — плотность, выраженная в до­
лях теоретической.
Например, найдем выход Не из таблеток из карбида бора,
плотность которых равна 1,8 г/см 3 при температуре 300 и 600°С.
Подставляя числовые данные в формулу (4.12) и учитывая, что
р теор =2,5 г/см3, получаем ане=9,2% (при Г=300°С); ане=27,9°/о
(при Г=600°С).
При облучении потоком быстрых нейтронов значение выхода
гелия составляет около 10% при температуре 600°С и (25—30)%
при 1000°С.
Накопление гелия в свободном объеме стержня приводит к по­
вышению давления внутри оболочки стержня. Допустимое давле­
ние определяется прочностью оболочки стержня.
При работе органов регулирования из карбида бора в актив­
ной зоне реактора имеет место также изменение их геометрических
размеров. Последнее связано с внедрением в кристаллическую
решетку атомов гелия и лития, зарождением и ростом гелиевых
пузырьков и пор, макро- и микрорастрескиванием. Теоретический
анализ этих процессов достаточно сложен. Скорость изменения
геометрических размеров органов регулирования зависит от мно­
гих факторов, среди которых основными являются степень выго­
рания бора, температура облучения, плотность материала-поглоти­
теля и выход гелия. Экспериментально установлено, что объемное
распухание материала на 1% выгоревших ядер бора увеличивает­
ся с повышением температуры облучения, и вне зависимости от
спектра потока нейтронов имеет следующие значения:
г, °с
ГО50
450—500
500—550
600—650
7>700

5, %
0,3—0,4
0,6—0,8
(4,0—4,8)
(7—8,0)
(9—Ю)

Тепловыделение в борсодержащем стержне QCT (КВТ) обуслов­
лено в основном торможением а-частиц в материале стержня и
162

равно произведению числа поглощений нейтронов в секунду во
всем объеме стержня Nn на энергию одной сс-частицы Q =
= 2 , 8 МэВ:
Q CT =W„-4,5-10- 16 .
Максимальный тепловой поток (кВт/м2) через поверхность стер­
жня, связанный с поглощением нейтронов, есть ^ макс =4,5- 10~,eNrtX
Xkz/ScT, где SCT — поверхность стержня, м2, kz — коэффициент
аксиальной неравномерности энергораспределения.
Вторая основная причина тепловыделения в стержне связана
с ослаблением v-излучения из активной зоны в материале стерж­
ня. Максимальный тепловой поток через поверхность стержня за
счет у-излучения:
С '

=

где S^=(F!V)Q^,

S

T (Тст'Та.з) ^

1.6- 1 0 - " M l

~

f)

(1/SCT).

(4.13)

Q = 17 МэВ, / — доля у-квантов, уходящих за

пределы активной зоны, уСт — средняя плотность материала стер­
жня, уа.з — средняя плотность материала активной зоны; V, УСт —
объем активной зоны и стержня соответственно, F — число делений
(в секундах) во всем объеме активной зоны.
Рассмотрим основные свойства борсодержащих материалов,
применяемых для изготовления органов регулирования ядерных
реакторов. Распространение в практике получила бористая нержа­
веющая сталь, содержащая около 18% Сг, 14% Ni и от 0,5 до
2,4% В. Эта сталь имеет достаточную коррозионную стойкость при
работе в реакторе, удовлетворительные технологические и кон­
струкционные свойства. Технологические свойства бористых сталей
могут быть охарактеризованы следующим образом. Плавка бори­
стых сталей проводится в индукционных печах. При этом потери
бора не превышают 5% начальной концентрации. Возможна обра­
ботка посредством ковки при температуре в интервале 1010—
1150°С. При температурах ниже 1010°С сталь становится хрупкой,
а при температурах выше 1150°С — красноломкой.
При прокатке и прессовании изделий из бористой стали возни­
кают те же трудности, что при ковке.
Сварку бористых нержавеющих сталей с получением швов,
эквивалентных по прочности свариваемому материалу, производят
при двойной V-образной разделке свариваемых кромок и наплавлении шва аргонодуговой горелкой со специальным электродом.
Механическую обработку литых заготовок из бористых сталей,
содержащих до 2% В, выполняют резцами из обычной быстроре­
жущей стали.
Радиационная стойкость бористых сталей характеризуется сле­
дующими данными:
уменьшение вязкости при флюенсе нейтронов
/ 7 =ЗХ
20
2
Х10 нейтр./см от 60 до 90%;
и*

163

увеличение линейных размеров образцов при F = 1 X
Х1020 нейтр./см2 от 1 до 2%;
увеличение предела прочности при F=3-10 20 нейтр./см2 от 50
до 100%;
увеличение предела текучести при тех же условиях превыша­
ет 200%.
Приведенные данные показывают, что элементы органов регу­
лирования из бористых сталей целесообразно выполнять литыми
с последующей механической обработкой. Использование этих де­
талей в качестве несущих нежелательно, а монтаж их на несущих
элементах должен обеспечивать возможность увеличения размеров
в процессе работы в реакторе.
Таблица 4.3
Сечения поглощения тепловых нейтронов изотопами гафния
Массовое число
изотопа

174

176

177

178

179

Содержание, %

0,18

5,15

18,38

27,08

13,77

35,44

«а» б

15С0

15

380

75

65

14

180

Естест­
венная
смесь

1С5

Карбид бора (В4С)—химически устойчивое соединение. Тем­
пература плавления карбида бора — 2450°С. Важным свойством
В4С является то, что он не испаряется и не возгорается при тем­
пературах ниже 2450°С. Основной способ получения деталей из
карбида бора — прессование из порошка при температуре 2400°С,
либо более дешевое холодное прессование с последующим спека­
нием при температуре 2175°С в атмосфере водорода.
Хрупкость и невысокая стойкость к тепловым ударам деталей
из В4С не позволяют изготовлять из этого материала конструкци­
онные детали.
В органах регулирования используется, как правило, В4С,
спрессованный в таблетки или брикеты.
Гафний (Hf) обладает умеренной эффективностью поглощения
тепловых нейтронов и повышенным поглощением эпитепловых ней­
тронов. Высокая температура плавления (7W^2220°C), высокие
механические свойства и хорошая коррозионная стойкость позво­
ляют использовать его без оболочек в качестве поглощающего и
одновременно конструкционного материала для регулирующих
стержней ядерных реакторов.
Гафний состоит из шести изотопов, процентное содержание ко­
торых в естественном металле приведено в табл. 4.3.
Плавка гафния осуществляется в вакууме или атмосфере инерт­
ных газов методом дуговой или электронно-лучевой плавки. Ков­
ка и горячая прокатка гафния осуществляется по технологии, ана­
логичной технологии обработки циркониевого сплава. Нагрев перед
164

обработкой ведется в печах, которые для снижения окисления ме­
талла продуваются аргоном до температуры 900— 1100°С.
При горячей обработке гафния из него можно получить пласти­
ны, прутки и тонкие листы.
'Возможна обработка изделий из гафния посредством холодной
прокатки и штамповки с промежуточными обжигами. «Прихватка»
свариваемых деталей может прово- 6^
диться на воздухе с последующей
сваркой в камере с инертным газом.
Рекомендуется применение сварки
изделий из гафния оплавлением
гафния с гафнием и гафния с циркаллоем в камере с инертным газом.
Механическая обработка гафния
с обеспечением точных размеров
изделий осуществляется по обычной
технологии. Обрабатываемость гаф­
ния подобна обрабатываемости
циркония и его сплавов.
Сильным поглотителем тепловых
нейтронов является кадмий. Зави­
симость сечения поглощения нейтро­
нов кадмием от их энергии пред­
£,эВ
ставлена на рис. 4.7. Однако низкая
температура плавления (321°С),не­ Рис. 4.7. Зависимость сечения по­
высокие механические характери­ глощения нейтронов от их энергии
стики и низкая коррозионная стой­ для серебра, индия и кадмия
кость вызывают затруднения в ис­
пользовании изделий из чистого кадмия без оболочек в качестве
элементов органов регулирования. Наибольшее распространение
получили сплавы на основе серебра и сплавы серебра с кадмием
и индием.
Индий — сильный резонансный поглотитель эпитепловых ней­
тронов (см. рис. 4.7), он позволяет получить эффективность сплава
на основе серебра равную или даже большую, чем эффективность
гафния.
Серебро является технологичным и обладающим удовлетвори­
тельными механическими характеристиками и высокой теплопро­
водностью металлом. Сравнительно высокая температура плав­
ления серебра (961°С) позволяет использовать сплавы на основе
серебра с добавкой легкоплавких материалов In (7ПЛ=1560С) и
Cd (ГПЛ=321°С) при рабочих температурах, превышающих 300°С,
что соответствует условиям работы в водо-водяных реакторах
корпусного типа.
Основным недостатком сплавов на основе серебра является их
относительно низкие прочность и коррозионная стойкость в такой
активной среде, как дистиллированная вода. В результате физикохимических процессов в теплоноситель реактора попадают высоко­
активные ядра Ag, усложняющие условия эксплуатации реактора.
165

Вследствие этого поглощающие элементы из сплавов на основе Ag
необходимо помещать в оболочки из нержавеющей стали для за­
щиты от коррозии.
Значительный интерес представляет технология изготовления
регулирующих стержней из сплава Ag— In—Cd методом порошко­
вой металлургии. При этой технологии получаются материалы
с более высокими механическими характеристиками.
Поглотители из редкоземельных элементов (РЗЭ). Некоторые
из РЗЭ обладают высокой эффективностью как поглотители ней­
тронов тепловых и эпитепловых энергий.
В табл. 4.1 приведены сечения поглощения тепловых нейтронов
наиболее интересных в этЬм отношении РЗЭ (Sm, Eu, Gd, Dy, Ег,
Но).
РЗЭ в регулирующих стержнях используются главным образом
в виде концентрата окислов ЗтОг, Gd203, Eu 2 0 3 и Dy203. Окислы
РЗЭ используются в виде керамики и дисперсионных сплавов
с нержавеющими хромоникелевыми сталями, титаном и никелем,
обрабатываемых по обычной технологии.
Методом плакированного прессования могут быть получены
плакированные инконелем никелевые трубки, содержащие до 30%'
окислов РЗЭ.
Из чистых РЗЭ наибольший интерес представляет гадолиний
(Gd), обладающий исключительно высоким сечением поглощения
тепловых нейтронов. В связи с этим представляют интерес сплавы
конструкционных материалов, легированные гадолинием. Литые
заготовки из нержавеющей стали, содержащей до 10% Gd, легко
обрабатываются методом прокатки при температуре 845°С. При
использовании плакирующей оболочки из нержавеющей стали со­
держание гадолиния может быть повышено до 38%.
Аналогичная технология позволяет получить сплавы титана
с 20% Gd.
Большой интерес представляют также растворы солей гадоли­
ния, например Gd(N03)35H20, используемые для жидкостного ре­
гулирования ЯР.
§ 4.5. КОНСТРУКЦИЯ ОРГАНОВ РЕГУЛИРОВАНИЯ
ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Общие принципы. Конструкция органов регулирования опре­
деляется следующими факторами: типом реактора, его технологи­
ческими параметрами и конструкцией активной зоны, выбранным
материалом-поглотителем.
Тип реактора характеризует свойства теплоносителя и опреде­
ляет воздействие его на органы регулирования. Нельзя, однако,
рассматривать тот или иной теплоноситель в отрыве от его рабо­
чих параметров: температуры, давления и фазового состояния.
В зависимости от типа реактора каналы, в которых размещаются
органы регулирования, могут быть сухими или мокрыми, охлаждае­
мыми или неохлаждаемыми.
166

Конструкция активной зоны определяет форму и основные гео­
метрические размеры органа регулирования. Каналы, в которых
помещаются регулирующие стержни, могут быть круглыми, кресто­
образными или иметь какую-либо другую форму.
Как отмечалось выше, наибольшее распространение получили
следующие материалы-поглотители: бористая сталь, сплав Ag—
In—Cd, карбид бора В*С, кадмий.
Каждый из применяемых материалов соответствует определен­
ной конструкции стержней.
Бористые стали, особенно с достаточным содержанием никеля,
коррозионно-стойкие и не требуют специальной защиты от влияния
теплоносителя.
Таблетками из карбида бора обычно заполняют цилиндрические
трубчатые несущие элементы, которые затем герметизируют.
Из сплава Ag—In—Cd изготавливают главным образом кре­
стообразные или пластинчатые стержни, вводимые в активную
зону в промежутки между тепловыделяющими элементами. Изде­
лия из сплава Ag—In—Cd защищают от непосредственного кон­
такта с теплоносителем чехлом из никеля или нержавеющей стали
или покрывают никелем гальванически. Рассмотрим некоторые
конструкции органов регулирования на действующих реакторах.
Стержни со специальным охлаждением, используемые на БАЭС
им. И. В. Курчатова. Конструкция реакторов БАЭС описана в ли­
тературе. Стержни регулирования перемещаются в сухих верти­
кальных каналах с двойными концентрическими тонкими стенками,
изготовленными из материала, слабо поглощающего нейтроны.
В кольцевом зазоре (3 мм) между трубами циркулирует вода для
отвода тепла, выделяющегося в стержнях и замедлителе (графи­
те). Скорость воды составляет 1,5—2 м/с, давление — 4,5-105 Па,
температура — около 80°С. Такая конструкция канала позволяет
снизить до минимума количество воды в каналах в пределах
активной зоны, создает возможность эксплуатировать стержни при
относительно низких температурах и исключает нарушение работы
стержней вследствие ухудшения скольжения их в трубе. (В дан­
ном случае направляющие ролики стержня, изготовленные из жа­
ростойкого материала, катятся по трубе, имеющей температуру
около 80°С). За весь период эксплуатации Белоярской АЭС не на­
блюдалось ни одного случая нарушения работы механизмов СУЗ
вследствие нарушения скольжения стержня в трубе.
Для оперативного управления на реакторе Белоярской АЭС
имеются системы: РР для компенсации запаса реактивности реак­
тора и АР для автоматического поддерживания заданного уровня
мощности.
Стержень РР (рис. 4.8) состоит из двух звеньев, соединенных
при помощи шарниров. Звено представляет собой набор втулок из
бористого сплава (наружный диаметр 39 мм, длина 87 мм, толщи­
на стенки 3 мм). Эффективность такой втулки составляет 70 —
80% эффективности втулки из карбида бора с такими же раз­
мерами. Втулки из бористого сплава насажены на жаропрочные
167

Рис. 4.8. Стержень ручного регулирования реактора БАЭС:
/ — графитовая гайка; 2 — направляющая втулка; 3—бористый сплав; 4 — труба; 5 —ролик

Рис.4.9. Стержень автоматического регулирования реактора БАЭС:
/ — шарнир; 2 — бористый сплав; 3 — труба; 4 — ролик

трубы диаметром 31 мм и толщиной стенки 0,5 мм. Каждое звено
имеет направляющие ролики. Диаметр роликов 47,5 мм, что обес­
печивает зазор между втулкой и охлаждаемой трубой канала, рав­
ный 4 мм. Общая длина поглощающей части стержня равна
6000 мм.
Тепловыделение в стержне, полностью введенном в активную
зону, при номинальной мощности реактора составляет 7,5—10 кВт.
Температура стержней, измеренная при мощности реактора, со­
ставляющей 50% номинальной, оказалась равной 400°С. Экстра­
поляция температуры на номинальную мощность дает температу­
ру стержня 600—650°С, что соответствует расчетному значению.
Прекращение охлаждения канала приводит к повышению темпе­
ратуры стержня приблизительно на 200—250°С.
Стержень АР (рис. 4.9) состоит из пяти звеньев, соединенных
при помощи шарниров. Длина каждого звена (по поглотителю)
составляет 1000 мм. На каждом звене расположены обоймы с тре­
мя центрирующими роликами. В качестве поглотителей для этих
стержней используются те же втулки из бористого сплава, что и
в стержнях PP. Общая длина стержня равна 5700 мм.
Для изготовления втулок стержней РР и АР реакторов Белоярской АЭС был использован бористый сплав следующего соста­
ва: 2% бора, 18% хрома, 35% никеля, 2,5% алюминия, 2,5% крем­
ния, 0,07% углерода, остальное — железо. По коррозионной стой­
кости на воздухе при 900°С сплав может быть отнесен к категории
стойких. При нагревании втулок до 1100°С их форма и размеры
не изменяются.
Органы регулирования реакторов ВВЭР. Реакторы ВВЭР явля­
ются гетерогенными реакторами на тепловых нейтронах. В каче­
стве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись
урана и образующийся в процессе работы плутоний. Замедлите­
лем нейтронов и одновременно теплоносителем служит обычная
(легкая) вода.
Активная зона реактора размещается в стальном корпусе, 7внут­
ри которого поддерживается рабочее давление не менее 10 Па.
Поэтому реакторы ВВЭР называют еще корпусными с водой под
давлением. Теплоноситель посредством ГЦН подается в реактор,
проходит снизу вверх через активную зону, где нагревается и по­
ступает в парогенератор, отдавая свое тепло на генерацию пара
во втором контуре.
Конструкционно реактор ВВЭР представляет собой вертикаль­
ный цилиндрический сосуд с крышкой. Внутри корпуса в специ­
альной цилиндрической шахте устанавливается выемная корзина
с активной зоной. Высота активной зоны составляет 2,5 м, диа­
метр — 3,0 м. Активная зона набирается из шестигранных топлив­
ных сборок (кассет). Органами регулирования являются кассеты
СУЗ. Внутри кассет размещаются пучки твэлов. Твэлы распола• гаются по треугольной решетке и отделяются друг от друга дистанционирующими решетками, обеспечивающими необходимый за­
зор для течения теплоносителя.
169

Общее число кассет в активной зоне реактора ВВЭР, включая
кассеты СУЗ, равно 349. Расположение кассет в активной зоне
осуществляется по треугольной решетке с шагом 147 мм, размер
шестигранных кассет «под ключ»—144 мм.
Кассеты СУЗ с помощью приводов, расположенных на крышке
реактора, могут перемещаться в активной зоне. Введением в ак­
тивную зону или выведением из нее кассет СУЗ компенсируется
реактивность и регулируется мощность. При помощи этих же кас­
сет осуществляется аварийная защита реактора.
Следует отметить, что на реакторах ВВЭР используется до­
вольно большое количество кассет СУЗ (37 на реакторе I блока
НВАЭС ВВЭР-210 и 73 на реакторе II блока ВВЭР-365). Это обу­
словлено тем, что 10—15 рабочих кассет (в зависимости от обога­
щения ураном-235) создают критическую массу, и кроме того, сама
компенсирующая кассета обладает малой эффективностью из-за
небольшой длины диффузии в уран-водной решетке.
Кассеты СУЗ имеют надставку, хорошо поглощающую нейтро­
ны. На реакторе ВВЭР-365 кассеты СУЗ являются унифицирован­
ными и называются кассетами АРК. Они выполняют функции
аварийной защиты (А) путем быстрого вывода из активной зоны
тепловыделяющей части и ввода поглотителя, регулирования (Р),
компенсации медленных изменений реактивности (К) путем ча­
стичного или полного введения в активную зону реактора деля­
щегося материала.
Кассета АРК состоит из тепловыделяющей сборки (рис. 4.10)
и поглощающей надставки (рис. 4.11). Тепловыделяющие сборки
кассеты аналогичны рабочим кассетам. Хвостовики кассет АРК
имеют демпфирующее устройство. Поглощающая надставка (см.
рис. 4.11) представляет собой шестигранную трубу 2 из нержавею­
щей стали с размером «под ключ» 144 м с вкладышами 3 из бористой стали (2% бора по массе). Надставка с помощью хвостови­
ка 4 соединяется с головкой тепловыделяющей сборки 5. Для про­
хода воды предусмотрены отверстия /. Общая длина кассеты АРК
в сборе составляет 5700 мм, масса — 296 кг.
Механизмы приводов кассет СУЗ реактора типа ВВЭР описа­
ны в гл. 5.
Стержни регулирования реактора РБМК-ЮОО. Конструкция
реактора РБМК-ЮОО была описана в гл. 3. Стержни регулирова­
ния перемещаются в вертикальных каналах (каналах СУЗ), про­
низывающих графитовую кладку реактора. В каналах СУЗ цирку­
лирует вода для отвода тепла, выделяющегося в стержнях регу­
лирования. Температура воды на входе в каналы СУЗ составляет
40—42°С, на выходе при работе на номинальной мощности —
60—65°С.
Стержни регулирования делят на следующие группы: 3 группы
автоматических регуляторов (1АР — 4 стержня, 2АР-*-4 стержня,
ЗАР — 4 стержня (цифрой обозначен номер группы АР); укоро­
ченные стержни поглотителя (УСП — 21 стержень); ручного регу­
лирования (РР — 89 стержней); перекомпенсации и аварийной
170

Ф120

I
W
2

V,

Ш=*

к

3

шщш

Е

г

07*4

-1

тшшт
пшшгпшщ

Рис. 4.10. Тепловыделяющая сборка кассеты АРК реактора типа ВВЭР:
' — головка с захватом под привод; 2 — центральная трубка; 3 — верхняя дистанционируюЩая решетка; 4— твэл; 5 — чехол; 6, 7 — средняя и нижняя дистанционирующие решетки;
8 — хвостовик с цилиндром для демпфера

Рис. 4.11. Поглощающая надставка кассеты АРК реактора ВВЭР в соединении
с тепловыделяющей сборкой
171

Рис. 4.12. Конструкция стержня РР реактора РБМК-1000:
/ — тяга; 2—-звено поглотителя; 3— шарнирное соединение; 4— кольца поглотителя из
В4С; 5 — графит; 6 — звено вытеснителя
Рис. 4.13. Конструкция стержня УСП реактора РБМК-ЮОО:
/ — звено вытеснителя; 2 — графит; 3 — переходник; 4 — звено поглотителя; 5 — кольцо по­
глотителя на В<С; 6 — шарнирное соединение
Рис. 4.14. Стержень автоматического регулирования реактора ИГР:
/ — наконечник; 2 — штанга; 3 — чехол из графита; 4 — поглотитель; 5 — шарнир

зашиты (ПКАЗ^—36 стержней); аварийной защиты (A3 —21 стер­
жень). Общее количество стержней СУЗ равно 179. Подробнее
работа СУЗ реактора типа РБМК описана в гл. 8.
Стержень РР (рис. 4.12) состоит из двух сборок — поглотителя
и вытеснителя. Поглотитель собрай из пяти звеньев длиной около
1000 мм каждое, шарнирно соединенных между собой. Каждое
звено состоит из внутренней (50X2 мм) и наружной (70X2 мм)
труб, между которыми заложены кольца поглотителя из карбида
бора. Звено омывается снаружи и изнутри водой. К верхнему
звену подсоединена механическая тяга. Вытеснитель состоит из
пяти звеньев длиной около 1000 мм каждое, шарнирно соединен­
ных между собой. Каждое звено представляет собой трубу
(74X2,5 мм), концы которой заварены герметично. Все звенья
вытеснителя, за исключением верхнего, заполнены графитом.
Верхнее звено заполнено графитовыми кольцами. Вытеснитель
подсоединен к поглотителю через телескопическое соединение,
выполненное в виде штока, входящего в верхнее звено вытесни­
теля. При перемещении стержня в нижнее положение вытеснитель
встает на упор, поглотитель же может продолжать движение вниз
за счет телескопического соединения. Рабочий ход стержня РР
равен 6250 мм, максимальное усилие на тяге при работе — 65 кгс.
Конструкция стержней A3 и ПКАЗ аналогична конструкции
стержней PP.
Стержень АР отличается от стержня РР тем, что не имеет
вытеснителя и телескопической части. В нижнем звене стержня
АР вмонтировала дроссельная шайба для распределения расхода
воды между внутренней полостью стержня и зазором между
стержнем и стенкой канала. Рабочий ход стержня составляет
4500 мм, максимальное усилие на тяге при работе — 20 кгс.
Стержень УСП (рис. 4.13) состоит из трех звеньев поглотителя
и пяти звеньев вытеснителя. Конструкция звеньев поглотителя и
вытеснителя такая же, как и аналогичных звеньев стержня PP.
В нижней части стержня размещен поглотитель, а в верхней — вы­
теснитель. Подсоединение поглотителя к вытеснителю осуществле­
но через переходник с шарнирными связями. Рабочий ход стержня
УСП равен 3500 мм, максимальное усилие на тяге при работе —
65 кгс.
Исполнительный механизм стержней СУЗ реактора РБМК-ЮОО
описан в гл. 6.
Стержни без специального охлаждения, используемые в им­
пульсном графитовом реакторе (ИГР). В случае, когда невозмож­
но обеспечить охлаждение стержней, они должны быть изготовле­
ны из такого материала, который обладал бы необходимой жаро­
прочностью и исключал бы спекание поверхности стержня
с элементами окружающей его конструкции. Такая задача была
решена при создании высокотемпературного исследовательского
реактора ИГР.
Активная зона реактора ИГР представляет собой кладку из
графитовых колонн. Колонны собраны из пропитанных ураном
173

графитовых блоков размером 100X100X150 мм. Реактор предна­
значен для (работы в импульсном режиме с различной продолжи­
тельностью »импульсов мощности.
В активной зоне для стержней имеется 13 вертикальных кана­
лов диаметром 65 .мм. Каналы размещены в кладке в специальных
графитовых колоннах без урана. Температура этих колонн из-за
отсутствия в них урана ниже температуры активной зоны, что
благоприятно сказывается «а работе стержней. В реакторе ИГР
успешно использовались регулирующие стержни (рис. 4.14), по­
глощающая часть которых содержит редкоземельные элементы.
Рабочая часть этих стержней гибкая и состоит из соединенных
шарнирами графитовых звеньев диаметром 56 мм, заполненных
таблетками или кольцами из поглотителя.
Используемые в стержнях реактора ИГР поглощающие таб­
летки и кольца изготовлены из материала, представляющего со­
бой дисперсию гадолиния в графите (гадолиния содержится до
0,04 г/см3). Применение в высокотемпературных реакторах с вы-

Рис. 4.15. Двенадцатиэлементная
регулирую­
щая сборка СУЗ:
а — регулирующая
сборка;
б — установка регулирующей
сборки в пяти тепловыде­
ляющих кассетах
174

сокой плотностью нейтронов дисперсий редкоземельных элементов
в графите для стержней-поглотителей без специального охлажде­
ния весьма перспективно. Эти дисперсионные материалы-поглоти­
тели имеют относительно низкую плотность и позволяют в широ­
ком диапазоне варьировать объемное содержание 'поглощающих
элементов с различными ядерными свойствами.
К приводу
Пучок стержней-поглотителей.
Выход
Обеспечение
равномерности
тепло­
энергораспределения в активной
носителя
зоне реактора требует увеличения
количества и равномерного (или
по определенному закону) рас­
пределения органов регулирова­
ния. Однако увеличение количе­
ства стержней-поглотителей тре­
бует увеличения количества меха­
низмов, управляющих ими. По­
этому, в ряде случаев, применяет­
ся конструкция, в которой один
механизм перемещает большое
количество стержней. Примером
этого может служить орган регу-

I

вход
теп/10"

носитш
По А-А

Рис. 4.16. Управляющий барабан
реактора ЯРД:
/ — корпус барабана; 2 — отражатель;
3 — поглотитель; 4 — уплотнение

Рис. 4.17. Расположение управ­
ляющих барабанов в отражателе
реактора ЯРД:
/ — отражатель; 2 — управляющий ба­
рабан; 3 — активная зона реактора

лирования одного из вновь проектируемых реакторов, в котором ис­
пользуются 8- и 12-элементные регулирующие сборки. На рис. 4.15
показана 12-элементная сборка реактора, обслуживающая пять
соседних ТВС. Использование талих регулирующих органов по175

зволяет сократить общее количество механизмов/управления и
улучшить условия регулирования тепловыделения в отдельных
топливных элементах и кассетах в целом.
Органы регулирования в реакторах ЯРД. Особенности компо­
новки реакторов ЯРД с твердой активной зоной требуют управле­
ния цепной реакцией деления изменением утечки нейтронов из
активной зоны. Для осуществления такого уцравления имеются
два способа: изменением эффективности отражателя посредством
изменения его геометрических размеров, конфигурации или изме­
нения ядерных свойств материала отражателя; изменением эффек­
тивности поглощающих элементов, -помещенных в отражатель.
Оба способа реализуются с помощью управляющих барабанов,
размещенных в толще отражателя. На рис. 4.16 приведен пример
конструкции управляющих барабанов реактора ЯРД, а на рис. 4.17
их размещение в отражателе.
Большое значение имеет выбор вспомогательных элементов
конструкции органов регулирования, к которым относятся:
а) элементы, связывающие орган регулирования с исполни­
тельным механизмом, обеспечивающим его перемещение (несущие
стержни, тросы или цепи для органов регулирования типа стерж­
ней или элементы передач для управляющих 'барабанов);
б) элементы, обеспечивающие дистанционирование и плавное перемещение орга­
на регулирования в канале (различные на­
правляющие, дистанционирующие ролики
и т. д.);
"*5Т
в) элементы, предупреждающие короб­
ление длинных тонких стержней (особенно
стержней сложной формы) (шарнирные
элементы, обеспечивающие секционирова­
ние стержней по длине);
г) элементы, обеспечивающие заданные
изменения ядерных свойств в канале орга­
на регулирования (например, вытеснители).
Вытеснители применяются при достаточ­
но большом поперечном сечении канала ор­
гана регулирования, если в канале цирку­
лирует теплоноситель, являющийся одно­
временно замедлителем. В этом случае из­
влечение управляющего стержня из канала
приводит к существенному увеличению ко­
личества замедлителя в канале, что может
Рис. 4.18. Схема регули­ вызвать недопустимое локальное повыше­
рующего канала с пнев­
ние плотности потока нейтронов. Для устра­
матическим управлением
и с жидким поглотите­
нения этого явления стержень-поглотитель
лем:
имеет вытеснитель из слабопоглощающего
/ — канал; 2 — патрубок по­ материала, обладающего теми же свойства­
дачи газа; 3 — резервуар;
4 — вытеснительная
труба
ми по замедлению, что и поглотитель. Фор­
(х—у — высота активной зо­
ма вытеснителя делается близкой к форме
ны)
176

\

стержня-поглртителя. Вытеснитель жестко связан со стержнем-по­
глотителем и Занимает его место в активной зоне при его извлечс
нии. Стержнямйгпоглотителями с вытеснителем являются, напри
мер, рассмотренные выше стержни регулирования реактора
РБМК-1000.
Способ управления реактивностью с использованием твердых
поглотителей наиболее распространен в современном реакторостроении. Однако в настоящее время ведутся исследовательские
работы по созданию автономных средств жидкостного регулиро­
вания. Основные 'Преимущества таких систем регулирования за­
ключаются в улучшении энергораопределения по объему активной
зоны и <в отсутствии движущихся регулирующих элементов в ак­
тивной зоне. В качестве иллюстрации принципа жидкостного ре­
гулирования на рис. 4.18 «показано устройство, представляющее
собой герметичный канал, заполненный поглощающей жидкостью,,
например, раствором борной кислоты. Уровень жидкости изме­
няется при закачке газа через патрубок. Она вытесняется из ак­
тивной зоны через тонкую трубу в резервуар, -расположенный над
активной зоной. При аварийной ситуации по сигналу давление
в канале снижается до атмосферного, и канал заливается погло­
тителем.
Недостатком автономных жидкостных систем регулирования
является потенциальная опасность нарушения целостности конту­
ров циркуляции поглощающего материала. В настоящее время
жидкостное регулирование применяется в -реакторах с водой под
давлением, где для компенсации медленных эффектов реактивно­
сти используется изменение сто всему объему активной зоны кон­
центрации борной кислоты, растворенной в теплоносителе и за­
медлителе.
§ 4.6. ИЗМЕРЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ СТЕРЖНЕЙ РЕГУЛИРОВАНИЯ

Существуют различные методы измерения эффективности
стержней регулирования. В настоящем параграфе рассматри­
ваются методы, нашедшие практическое применение при пусках
и эксплуатации энергетических ядерных реакторов.
Метод измерения асимптотического положительного периода.
В гл. 1 было получено соотношение, известное как уравнение
«обратных часов», между периодом и реактивностью. Метод из­
мерения заключается в измерении положительного периода, воз­
никающего при перемещении стержня на некоторое фиксированное
расстояние в реакторе, находящемся перед началом измерения
в критическом состоянии.
Стержень регулирования перемещается таким образом, чтобы
положительный период был равен нескольким десяткам секунд.
Необходима временная выдержка в течение нескольких периодов
удвоения 'плотности потока нейтронов, чтобы достичь установив­
шегося значения Т и уменьшить вклад переходных процессов.
12—806

177

Измеренный период подставляют с учетом (о==1/Т в соотноше­
ние (1.31), и таким образом определяют величину/ внесенной по­
ложительной реактивности.
/
Нижний предел вводимой реактивности при измерении методом
положительного периода определяется колебаниями уровня мощ­
ности. Эта величина составляет примерно 0,01р. Естественно, что
верхний предел реактивности ограничен соображениями безопас­
ности и составляет — 0,5р. Поэтому измерения полной эффектив­
ности стержня, которая превышает 0,5р, проводят последовательно
посредством его перемещения ступенями в указанных пределах
изменения реактивности с компенсацией избытка реактивности
другими стержнями регулирования. Между последовательными
измерениями положительного периода должно пройти время по­
рядка нескольких минут, в течение которого концентрация пред­
шественников запаздывающих нейтронов достигает равновесного
.значения.
Задача компенсации избытка реактивности состоит в том, чтобы
.переместить стержень регулирования, эффективность которого
'Определяется, в новое положение, не нарушив существенно рас­
пределение потока нейтронов. Для этого компенсацию стремятся
проводить равномерно по всему объему активной зоны реактора.
Следует отметить, что применение метода асимптотического пе­
риода ограничено низкими уровнями мощности реактора, так как
в измерениях на высоких уровнях мощности трудно отделить
вклад обратных связей по мощности.
К достоинствам метода измерения асимптотического периода
«следует отнести нечувствительность к эффектам высших гармоник
распределения потока нейтронов в зависимости от положения де­
текторов нейтронов. Это обусловлено природой асимптотического
периода, являющегося периодом экспоненциального изменения
мощности реактора как одной «точки», после исчезновения всех
высших гармоник. Поэтому погрешность измерения установивше­
гося периода небольшая (=Fl%).
Метод сброса стержня. Если стержень или группа стержней
•быстро сбрасывается в реактор, находящийся перед сбросом в кри­
тическом состоянии, то поток нейтронов сначала быстро спадает
из-за резкого уменьшения числа мгновенных нейтронов, а затем
этот спад будет замедляться," определяясь распадом предшествен­
ников запаздывающих нейтронов. Кривую переходного процесса
при сбросе стержня можно использовать для определения эффек­
тивности введенного стержня или его участка.
Для равновесных условий, существовавших до сброса стержня,
уравнения кинетики при отсутствии внешнего источника и &Эф=1
имеют вид

(4.14)
0 = (1сь Idt = fan JI — Xtc. t
378

где kp=\ — р — коэффициент размножения на мгновенных нейтро­
нах (индекс относится к начальным услгвиям).
Таким образом,
1L
4Л

*.='2 ЩЛ

*j=^S^.'P-

( 5>

После сброса стержня, в течение времени, равного нескольким
'/(6&+Р), где 8k— эффективность стержня, система достигает
более низкого уровня мощности, определяемого новым коэффици­
ентом размножения на мгновенных нейтронах k =k —ЪкУ
и остается некоторое время на этом «квазистатическом» уровне,
после чего 'происходит спад мощности, определяемый распадом
предшественников запаздывающих нейтронов. В квазистатических
условиях концентрация первоначальных предшественников запаз­
дывающих нейтронов практически не меняется (dCi/dt^O), так что
(4.16)
i
П\
По

_

l k

~ Po

t

P

1 - V ~ 1 - * л ~P+«*

(4.17)

Следовательно, эффективность сброшенного стержня равна
6А/р=(/г0//г1—1).

(4.18)

В принципе уровень мощности rt\ после сброса определяется
экстраполяцией последующей кривой спада потока нейтронов
к моменту сброса, что вносит некоторую неопределенность в из­
мерение величины.
В настоящее время разработано много способов анализа кри­
вой спада потока нейтронов после сброса. Например, используя
технику интегрального счета после сброса стержня, можно полу­
чить эффективность стержня из выражения
б

bk

«о 2 мъ
^

*'=!

\n(t)dt
6

12,75я0

(А

« QY

\п (t) dt
6

6

где 2 р|/рА/ = 12,75 для

238

U; п0 — скорость счета нейтронов до

00

сброса стержня; f п (t) dt — полный счет после сброса стержня.
о
Необходимо отметить, что использование в методе сброса
уравнений кинетики точечного реактора подразумевает, что про12*

179

гстранственное распределение потока нейтронов не изменяется
после сброса стержня. Локальные возмущения потока, особенно
•существенные для больших реакторов, приводят к погрешностям
измерения эффективности методом сброса. Погрешности изме­
рения возрастают с увеличением «веса» сбрасываемого стержня.
Так же, как и метод асимптотического положительного периода,
метод сброса применяется лишь при низких уровнях мощности,
когда отсутствует обратная связь мощности с реактивностью.
Метод осциллирующего стержня. Этот метод заключается
ль измерении амплитуды колебаний потока нейтронов, создаваемых
периодическими колебаниями стержня в критическом реакторе.
Если обозначить осциллирующую компоненту плотности ней­
тронов б/г, а стационарную плотность нейтронов /г, то можно
записать:
Ы\п= | W(j(x>) |'Р(**/Р),
(4.20)
сгде 6&/Р — амплитуда колебаний реактивности;
W(/©)—переда­
точная функция реактора (передаточные функции реактора по­
дробно обсуждались в гл. 2); ю — частота колебаний стержня.
Модуль передаточной функции можно рассчитать по соотно­
шению (2.13) либо измерить, воспользовавшись эталонным значе­
нием реактивности, определенным, например, методом асимптоти­
ческого положительного периода. Тогда получим
6А/р=йл(л|1Р(/©)|р).

(4.21)

Таким образом, регулирующий стержень может быть прока­
либрован для последовательных положений.
Достоинствами метода осциллирующего стержня являются:
•оперативность, высокая точность, возможность применения на вы­
соких уровнях мощности. В последнем случае, однако, необходимо
создание осцилляции стержня на высокой частоте, чтобы вклад
мощностыой обратной связи был мал.
Недостатком метода осциллирующего стержня является необ­
ходимость использования сложного оборудования для создания
осцилляции стержня регулирования и прецизионной электронной
.аппаратуры для измерения осциллирующей компоненты потока
нейтронов. Естественно, что амплитуда колебаний реактивности
в осцилляторных опытах должна быть небольшой с учетом при­
менимости линеаризованных уравнений
кинетики. Обычно
2
2
•в*<5-10- р и 6/г//г<5-10- .
В больших реакторах серьезной проблемой, возникающей при
•использовании метода осциллирующего стержня, является про­
странственная зависимость амплитуды колебаний потока нейтро­
нов. Для исключения этой зависимости необходим тщательный
выбор местоположения детекторов нейтронов.
Измерители реактивности — реактиметры. Измерения эффек­
тивности стержней могут быть автоматизированы при использова­
нии специализированных приборов или ЭВМ для обработки ин­
формации о временном характере изменения потока нейтронов
380

при изменении реактивности, обусловленной перемещением стерж­
ней регулирования.
Решая исходные уравнения кинетики точечного реактора
с внешним источником нейтронов 5 относительно реактивности
p=8k/kf получаем
-Рэфр — 1

С/Раф) (S-dn/dt) + (//fo) 2 hCi
^
.
П

(4.22)

Решение линейного дифференциального уравнения 1-го поряд­
ка, каким является урав-нение (1.20) для случая Л«1, есть
h
(4.23)
Xfit = —j— exp (—Xtt) jn(x)exp(^x)dx + n 0 j .
о
J
Начальным условием для выражений (4.22) и (4.23) при / = 0
являются:

C/o=fr"o/(V).
В реактиметрах пространственно независимая одноточечная
модель кинетики реактора реализуется с помощью простых ре­
шающих устройств: множителя, усилителя операционного и
/?С-цепей.
В последние годы широко применяются ЭВМ различных клас­
сов в качестве измерителей реактивности в реальном масштабе
времени. Учитывая, что непосредственно использование соотноше­
ния (4.22), особенно при работе с малыми ЭВМ, затруднено из-за
высоких требований к машинной памяти и быстродействию, раз­
работан ряд упрощений для расчета реактивности по формуле
(4.22). Во-первых, вклад в реактивность члена ['//(Рэфя)] (an/dt)
незначителен при практически реализуемых скоростях перемеще­
ния стержней регулирования; во-вторых, можно заменить реаль­
ное изменение плотности нейтроновЛ за время шага At кусочно­
му — / -1
линейной функцией, т. е. п =
^
t-\-nj_l, на участке /Д£.
Применение реактиметров позволяет измерять эффективность
стержней в под критическом реакторе с внешним источником ней­
тронов. Для этого надо правильно внести в аналоговую модель
или ЭВМ член источника, входящий в соотношение (4.22).
Существуют различные способы определения величины источ­
ника (например, экспериментальный подбор члена источника
в опыте, где в критический реактор вводится известная отрица­
тельная реактивность). Измерения эффективности стержней в подкритическом состоянии дают хорошие результаты при неглубокой
подкритичности (примерно несколько процентов).
Применение специализированных аналоговых измерителей ре­
активности и ЭВМ значительно ускоряет измерение эффективности
стержней, так как не требуется времени для установления ста181

ционарного режима. По сравнению со специализированными при­
борами использование ЭВМ имеет преимущество в связи с удоб­
ством варьирования параметров и возможностью перестройки про­
граммы по мере совершенствования и развития методики.
Глава 5
СТРУКТУРА ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ
СУЗ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
§ 5.1. ПРИНЦИПЫ КОНСТРУИРОВАНИЯ
ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

Вводная часть. Под исполнительными механизмами (ИМ) системы
управления ядерным реактором подразумевают комплекс устройств,
которые обеспечивают перемещение органа регулирования в ре­
жимах >как автоматического, так и дистанционного ручного
управления.
Эти устройства тесно связаны с конструкционным исполнением
реактора и его активной зоной. В настоящее время в эксплуатации
находится большое количество механизмов, работающих на раз­
личных принципах (электромеханические, гидравлические, «пневма­
тические). В зависимости от типа реактора и его конструкции
к ИМ 'предъявляются соответствующие требования. При этом не­
обходимо учитывать, что при разработке конструкции ИМ важным
условием является обеспечение ядерной безопасности.
Разработка конструкции ИМ должна начаться на самой ранней
стадии проектирования реактора после выбора способа регулиро­
вания, а также определения конструкции органов регулирования
и тракта регулирования в целом, в котором размещены все эле­
менты регулирования. Первая стадия конструирования ИМ вклю­
чает в себя решение следующих вопросов:
1. Выбор принципа действия механизма.
2. Расчет основных кинематических 'параметров и выбор кине­
матической схемы.
3. Выбор основных конструкционных элементов, к которым от­
носятся: двигатель, механические передачи, система охлаждения,
вспомогательные устройства.
4. Определение основных габаритных и привязочных размеров
механизма.
Каждый из перечисленных воттросов не может решаться изо­
лированно, так как все они предполагают выявление различных
сторон одной конструкции и в этой конструкции должны быть
рационально увязаны. Кроме того, то или иное решение каждого
из этих вопросов связано с необходимостью учета большего коли­
чества различных внешних факторов. Таким образом, разработка
ИМ системы управления ядерным реактором является сложной
конструкторской проблемой.
182

Рассмотрим основные вопросы, возникающие при конструиро­
вании ИМ.
Выбор принципа действия ИМ. На выбор принципа действия
и конструкции ИМ влияют следующие факторы.
В реакторах корпусного типа "активная зона и органы управ­
ления находятся внутри корпуса в условиях высоких давлений,
температур и высокого уровня ионизирующих излучений. Для
реакторов этого типа основной проблемой конструирования ИМ
является проблема передачи механического перемещения из внеш­
ней среды внутрь корпуса.
У реакторов канального типа имеет место затесненность про­
странства над реактором коммуникациями, что создает трудности
при размещении ИМ и выборе их размеров.
Некоторые особенности транспортных энергетических реакто­
ров приводят к появлению дополнительных требований, оказыва­
ющих влияние на выбор принципа действия ИМ, а именно:
а) возможность перемещения реактора со значительными уско­
рениями;
б) возможность изменения направления и величины силы
тяжести;
в) возможность возникновения вибраций и колебаний в несу­
щих конструкциях.
Выбор принципа действия двигателя. На первой стадии раз­
работки ИМ основным вопросом является выбор принципа дейст­
вия двигателя, приводящего в движение рабочие элементы ИМ. По
принципу действия двигатели могут быть классифицированы
следующим образом.
1. Электрические двигатели: непрерывного действия (постоян­
ного тока, переменного тока); импульсные (шаговые электродви­
гатели, тяговые электромагниты).
2. Гидравлические двигатели (гидравлические цилиндры с дрос­
сельным управлением, с золотниковым управлением); гидромо­
торы.
3. Пневматические двигатели: пневматические цилиндры;
пневматические турбины.
Для двигателей, являющихся элементами систем автоматики,
характерно значительное превышение затрат на сооружение и
эксплуатацию систем питания над затратами, определяемыми соб­
ственно двигателем. Поэтому выбор того или иного типа двига­
теля определяется как рабочими условиями, так и технико-эконо­
мическими показателями системы получения энергии и ее подвода
•к двигателю.
Электрическая энергия имеет в этом смысле существенные
преимущества перед другими видами энергии, что и определило
распространение электроприводов исполнительных механизмов
СУЗ реакторов. Однако, если в механизмах общепромышленного
назначения эти преимущества можно считать безусловными, в об­
ласти реакторостроения имеют место факторы, существенно укреп183

ляющие позиции гидро- и пневмоприводов. К этим факторам от­
носятся следующие:
а) Наличие в месте установки двигателя 'неблагоприятных для
электрооборудования условий окружающей среды: высокая тем­
пература и повышенная влажность :воздуха, достаточно интенсив­
ное ионизирующее излучение. Совместное действие этих факторов
заставляет принимать специальные меры ото защите электрообо­
рудования, часто существенно усложняющие конструкцию испол­
нительного механизма.
!
б) К элементам системы управления реакторов, в связи с воз­
можностями тяжелых аварий и большими экономическими поте­
рями при простоях, предъявляются 'повышенные требования по их
надежности.
в) Циркулирующий в реакторе теплоноситель может использо­
ваться как рабочее тело и источник энергии для гидро- или пневмодвигателя ИМ.
г) Размещение ИМ с электроприводами требует большего
пространства, чем ИМ с гидроприводами.
Указанные факторы определили тенденцию применения гидро­
приводов ИМ в -корпусных реакторах, охлаждаемых водой. Не
исключено, что будут использоваться пневматические приводы при
достаточно широком распространении газоохлаждаемых реакто­
ров.
Таким образом, если для реакторов канального типа можно
с достаточным основанием выбирать ИМ с электроприводами, то,
скажем, для корпусных реакторов выбор типа привода должен
сопровождаться тщательным технико-экономическим исследова­
нием. В настоящее время для ИМ корпусных реакторов наиболее
конкурирующим с гидроприводом является импульсный электро­
магнитный оривод. Это объясняется тем, что привод этого типа,
так же как и гидравлический, позволяет наиболее просто и на­
дежно решать 'Проблемы передачи движения к органу регулиро­
вания, находящемуся внутри корпуса с высоким давлением.
Требования к ИМ. Несмотря на различие типов реакторов
и ИМ, можно изложить общие требования, которым должны
удовлетворять ИМ. Как уже отмечалось, -в реакторах органы ре­
гулирования, а следовательно, и механизмы, их перемещающие,
делятся в основном на три группы:
а) органы АР мощности, обеспечивающие стабилизацию мощ­
ности на заданном уровне;
б) органы компенсации [компенсирующие стержни (КС)] и
РР, обеспечивающие компенсацию избыточной реактивности; с по­
мощью этих средств производится корректировка АР и при необ­
ходимости ручное регулирование реактивности и энергораспре­
деления;
IB) органы A3, предназначенные для быстрой автоматической
или ручной остановки реактора.
Так как на средства управления возложены функции, во многом
обеспечивающие ядерную безопасность, то главнейшим требова184

нием, предъявляемым к ИМ всех видов, является их высокая на­
дежность и строгое выполнение предписанных режимов переме­
щения органов регулирования.
Характерной особенностью ИМ является то, что они включают­
ся в работу одновременно с пуском реактора и выключаются с его
остановом. Энергетические ядерные реакторы должны работать
без остановки в течение длительного времени (в течение года и
более), и одно из основных требований, которому должны отве­
чать все элементы ИМ — работоспособность и высокая надежность
в течение этого времени.
Совершенно особо ставится вопрос об абсолютной надежности
выполнения следующих требований: недопустимость ложного
перемещения органов регулиро;вания, приводящего к появлению
положительной реактивности; обязательное снижение реактивно­
сти при аварийных ситуациях.
Эти требования накладываются как на систему управлени*
в целом, так и на ее важнейшие элементы — исполнительные ме
ханизмы.
Наличие агрессивной среды и высокого давления внутри реак­
тора требует надежной герметизации первого контура от внешней
среды. Поэтому между активной зоной и элементами исполнитель­
ного механизма СУЗ должно находиться устройство, обеспечива­
ющее эту герметизацию. Надежная герметизация среды первого
контура аз корпусных реакторах осуществляется с помощью двух
модификаций исполнительных механизмов — так называемых су­
хих и мокрых. В сухом варианте (рис. 5.1,а) герметизация первого
контура обеспечивается вводом в активную зону реактора чехла 4.
приваренного к корпусу реактора 5. Стержень регулирования 3
перемещается при работе двигателя / через редуктор 2 в чехле.
В мокром исполнительном механизме (рис. 5.1,6) герметизация
обеспечивается «конструкцией механизма. Редуктор 4 и ротор дви­
гателя 2 находятся в -среде первого контура. Статор двигателя 3
расположен снаружи. Стержень регулирования 5 омывается тепло­
носителем.
В реакторах канального типа стержни регулирования, так же
как и все топливные сборки, размещаются в отдельных каналах
(рис. 5.2). Исполнительные механизмы располагаются в верхней
или нижней частях каналов за биологической защитой. Каналы
стержней регулирования могут быть «сухими» и «мокрыми».
Охлаждение стержней проводится водой 'специального конту­
ра СУЗ.
Из общих требований вытекают конкретные требования, кото­
рым должны удовлетворять ИМ.
Скорость перемещения регулирующих органов. Для АР мощ­
ности скорости перемещения рабочих органов ИМ должны быть
такими, чтобы обеспечить необходимое качество автоматического
регулирования при ожидаемых возмущениях по реактивности и
при заданной эффективности органов регулирования. Исходя из
условий ядерной безопасности, желательно, чтобы органы регу185

лирования^системы АР имели эффективность меньше (0,2—0,3) (3Эф
для данной системы. Если это условие выполняется, то повышает­
ся безопасность работы установки. При невыполнении этого усло­
вия необходимо создавать дополнительные средства безопасности,
которые исключили бы при особых эксплуатационных и аварий­
ных ситуациях освобождение реактивности, близкое к р, за корот­
кие промежутки времени.
Рис. 5.1. Исполнительные
СУЗ ядерных реакторов:

механизмы

а — в «сухом» исполнении: 1 — двигатель; 2 —
редуктор; 3 — стержень регулирования; 4 —
чехол; 5 —корпус реактора; б —в «мокром»
исполнении: / — герметизирующий чехол; 2 —
якорь двигателя; 3 — статор двигателя; 4 —
редуктор; 5 — стержень регулирования

9 ю

г

Рис. 5.2. Размещение стержней регули­
рования в канальном водо-графитовом
реакторе:
7 —графитовая кладка; 2 — торцовый отража­
тель; 3 — боковой отражатель; 4 — соедини­
тельное звено стержня с ИМ; 5 —УСП для
регулировки высотного распределения плотно­
сти потока нейтронов; 6 — стержень-поглоти­
тель АР; 7 — технологический канал; в —ТВС;
9 — стержень РР и A3; 10 — звено поглотите­
ля; 11 — звено вытеснителя

Скорость перемещения органов A3 при введении отрицательной
реактивности выбирается, как правило, максимально возможной.
Скорость перемещения органов КС и РР, обладающих суммарной
эффективностью, превышающей р, выбирается такой, чтобы ско­
рость изменения реактивности, определяемая этими органами ре­
гулирования, была бы меньше скорости изменения реактивности,
определяемой органами регулирования АР.
186

Контроль положения регулирующих органов. ИМ должны
иметь средства дистанционного контроля положения органов ре­
гулирования. Обычно необходимо иметь непрерывный контроль
положения регулирующих органов по всему их ходу, а также до­
полнительно контролировать два крайних положения. При подходе
стержней <к крайним положениям должен выдаваться сигнал в си­
стему управления.
Следующее требование — отсутствие больших выбегов меха­
низмов при их остановке. Оно обязательно, особенно для тех ИМ,
которые перемещают стержни регулирования, обладающие боль­
шой эффективностью («весом»), так как выбеги после исчезнове­
ния сигнала управления вызовут заметные отклонения реактивно­
сти и, следовательно, мощности реактора или ее распределения от
заданных.
Биологическая защита. Места размещения ИМ должны иметь
-биологическую защиту от нейтронов и у-излучения, обеспечиваю­
щую возможность хотя 'бы кратковременного обслуживания.
Ремонтоспособность и взаимозаменяемость. В реакторостроении совершенно особо стоит вопрос о ремонтоспособности и взаи­
мозаменяемости ИМ. Элементы ядерных реакторов, в том числе
органы регулирования и часто ИМ, обеспечивающие их «перемеще­
ние, работают в зоне ионизирующих излучений. Следовательно,
они в (процессе эксплуатации становятся радиоактивными. По­
этому замена и обслуживание их затруднены, и необходимо обес­
печить 'повышенную надежность их работы в условиях реактора,
а также простоту монтажа и ремонта. Общими правилами являют­
ся: простота сборки и разборки механизмов; использование типо­
вых, хорошо отработанных элементов механизмов.
Применяется размещение ИМ сверху и снизу активной зоны.
Для удобства обслуживания, а также с точки зрения надежности
и простоты конструкции предпочтительнее является верхнее раз­
мещение. Основной недостаток верхнего размещения — большое
затеснение верхней части реактора, что затрудняет перегрузку
технологических каналов. Нижнее размещение ИМ лишено этого
недостатка. Однако при этом «появляются другие недостатки: слож­
ность конструкции, ухудшение радиационной обстановки в поме­
щениях, где расположены ИМ.
§ 5.2. КИНЕМАТИЧЕСКИЕ СХЕМЫ
ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

Исполнительные механизмы АР. Основными элементами испол­
нительного механизма АР являются: двигатель; редуктор, обеспе­
чивающий необходимую скорость перемещения органа регулирова­
ния; преобразователь вращательного движения в поступательное;
датчик положения органов регулирования; датчик крайних (верх­
него и нижнего) положений органа регулирования. Он исполь­
зуется для выключения двигателя в крайних положениях органа
регулирования (датчик выключения — ДВ).
187

Цель конструирования — обеспечение рациональной взаимосвя­
зи между указанными узлами. Не исключено, например, совме­
щение нескольких из перечисленных функций в одном элементе.
Так, преобразователь вращательного движения в поступательное,
например, пара винт — гайка может одновременно выполнять
функции редуктора.
Функции редуктора и датчика положения органа регулирова­
ния может выполнять шаговый двигатель, скорость перемещения
якоря которого задается частотой управляющих импульсов, а ко­
личество управляющих импульсов, поданных на двигатель, харак­
теризует положение органа регулирования.

Рис. 5.3. Кинематическая схема исполнительного механизма АР с электродви­
гателем:
/ — электродвигатель; 2 — редуктор; 3 — пара рейка — шестерня; 4 — концевые выключатели;
5 — датчик положения; 6 — канал стержня регулирования; 7 — стержень регулирования;
8 — активная зона

Рис. 5.4. Иллюстрация конструкции исполнительных механизмов: типа рейка —
шестерня (а) и типа гайка — винт (б):
Схема а: / — электродвигатель; 2—редуктор; 3 — электромагнитная муфта; 4 —веду­
щая шестерня; 5 — зубчатая рейка; 6 — стержень регулирования;
Схема б: / — коническая гайка — шестерня; 2 —шпонка; 3 — винт; 4 — ведущая кони­
ческая шестерня; 5 —редуктор; 6 — электродвигатель; 7 — стержень регулирования

На рис. 5.3 изображена .кинематическая схема исполнительного
механизма АР. По схеме можно видеть, как в механизме реали­
зуются все функциональные элементы.
Перечисленные элементы обязательны 'почти для любого типа
исполнительных механизмов АР, но некоторые имеют дополни*
188

тельные услроиства, необходимые для выполнения специальных
функций, возлагаемых на них. Так, на отдельных исполнительны?
механизмах АР устанавливаются тахогенераторы, вырабатываю
щие сигнал обратной связи в систему АР для обеспечения устой­
чивости регулирования.
Наиболее -распространенней схемами преобразования враща­
тельного движения в поступательное исполнительных механизмов
СУЗ ядерных «реакторов являются схемы типа рейка — шестерня
(рис. 5.4,а) и винт — гайка (рис. 5.4,6). При выполнении меха­
низмов по схеме, изображенной на рис. 5.4,а, регулирующий стер­
жень перемещается электродвигателем при помощи ведущей,
шестерни 4 и зубчатой рейки 5, при отключении электромагнитной
муфты 3 стержень свободно опускается вниз. По схеме, изобра­
женной на рис. 5.4,6, винт 3, связанный с регулирующим стерж-

Рис. 5.5. Кинематическая схема электромеханического устройства A3:
^ — электродвигатель; 2 — удерживающее устройство (электромагнитная муфта); 3 — авто­
номный источник энергии (пружина); 4 — преобразователь вращательного движения в по­
ступательное; 5 — редуктор; 6 — концевой выключатель; 7 — тормоз; 8 — канал; 9 — стер­
жень A3; 10 — активная зона

Рис. 5.6. Кинематическая схема исполнительного механизма, совмещающего функ­
ции АР, A3, КС —РР:
1 — концевой выключатель; 2 — датчик положения стержня; 3 — редуктор; 4 — электродви­
гатель; 5 — электромагнитная муфта; 6 — автономный источник энергии (пружина); 7 —
преобразователь вращательного движения в поступательное; в —тормоз; 9 — канал для
стержня регулирования; 10 — стержень регулирования; // — активная зона

нем, обеспечивает в зависимости от направления вращения кони­
ческой шестерни — гайки / вертикальное перемещение стержня
вверх или вниз. Для обеспечения поступательного движения
стержня ;в (Верхней части винта 3 имеется шпонка 2, которая вхо­
дит в паз неподвижного кожуха.
189

Исполнительные механизмы A3. Отличительной особенностью
.исполнительных механизмов A3 является применение автономного
.источника энергии, обеспечивающего высокую надежность этого
.механизма.
Датчик положения органа регулирования, фиксирующий его
.положение в активной зоне во всем диапазоне от полностью вве­
денного до полностью .выведенного положений, для механизма A3
не нужен. Он должен фиксировать только крайние положения
органа регулирования и поэтому может быть совмещен с датчи­
ком крайних положений (концевой выключатель).
Кроме того, в механизме A3 необходимо устройство, удержи­
вающее орган регулирования в выведенном положении. При пре­
кращении питания удерживающего устройства от источника энер­
гии должен освободиться орган регулирования, чтобы тот был
•быстро введен в активную зону. Быстрый ввод (падение) органа
регулирования в активную зону требует наличия тормозного
устройства, обеспечивающего гашение кинетической энергии орга­
на регулирования в целях устранения ударов.
В соответствии с функциями исполни­
тельного механизма A3 выполнена кинема­
тическая схема электромеханического ис­
полнительного механизма A3 (рис. 5.5).
При включенном удерживающем устрой­
стве проводится взвод органа регулирова­
ния A3 электродвигателем и его удержание
в крайнем верхнем положении. Пружина
при этом находится в сжатом состоянии.
При аварийном сигнале электромагнитная
муфта расцепляется, и стержень под дей­
ствием собственного веса или автономного
источника энергии (пружины) быстро вво­
дится в активную зону. В конце хода кине­
тическая энергия поглощается тормозным
устройством. Конструкция элементов ис­
полнительного механизма A3 не имеет су­
щественного отличия от элементов испол­
нительного механизма АР.
Исполнительные механизмы КС и PP.
Функциональная схема исполнительного
механизма КС избыточной реактивности и
РР аналогична схеме механизма АР. Отли­
чительной особенностью этих механизмов
является применение для привода/их нере­
Рис. 5.7. Схема исполни­ гулируемых двигателей, управляемых по
тельного механизма с ли­ разомкнутой схеме с пульта управления.
нейным шаговым двига­
В настоящее время наблюдается тенден­
телем (ЛШД).
ция создания универсальных приводов и
J — статор ЛШД; 2 — якорь
ЛШД; 3 — тормоз; 4 — стермеханизмов,
обеспечивающих совмещение
ясень регулирования;
5—
активная зона
различных функций. Кинематическая схема
190

комбинированного ИМ, совмещающего функции АР, A3, КС и РР„
показана на рис. 5.6.
Рассмотренные выше схемы механизмов управления ядерных,
реакторов реализованы с помощью кинематических схем электро­
механического привода.
Следует отметить, что связи между элементами ИМ могут бытьразличными. В целях упрощения кинематики при 'конструирова­
нии механизмов стремятся объединить -некоторые структурные
элементы в один узел или конструкционную сборку.
Примером комбинированного ИМ, в котором несколько струк­
турных элементов объединены в один узел, является исполнитель­
ный механизм с линейным шаговым электродвигателем (ЛШД)
(рис. 5.7). ЛШД в данном случае совмещает функции -собственнодвигателя, удерживающего устройства (удержание якоря осу­
ществляется силами электромагнитного поля), редуктора и дат­
чика положения. В качестве автономного источника энергии ис­
пользуется масса регулирующего органа.
Из этого примера видно, насколько может быть упрощена:
кинематика привода за счет совмещения функциональных элемен­
тов привода в одной конструкционной сборке.
§ 5.3. ЭЛЕКТРОПРИВОД ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

Общие сведения. Как уже отмечалось, к настоящему временю
созданы исполнительные механизмы СУЗ с применением элементов
гидравлики, пневматики и электромеханики. Из них наиболееприемлемыми оказались ИМ с использованием электромеханиче­
ских принципов построения, так как они лучше других отвечают
требоваьяям, предъявляемым к системам, обслуживающим ядер­
ные реакторы. Рассмотрим основной элемент ИМ электромехани­
ческого типа — исполнительный электродвигатель.
Выбор типа электродвигателя определяется следующими усло­
виями:
1. Конструкция двигателя и питающих его коммуникации
должна позволять осуществить удобную и надежную привязку
двигателя к исполнительному механизму и не усложнять привязку
исполнительного механизма в целом к аппарату.
2. Конструкционное исполнение двигателя должно соответство­
вать заданным характеристикам окружающей среды: температуре^
наличию воды, паров и агрессивных примесей, определенному
уровню ионизирующего излучения.
3. Механическая характеристика двигателя должна обеспечи­
вать нормальное функционирование механизма.
4. Регулировочная характеристика двигателя должна обеспе­
чивать требуемый диапазон изменения рабочих скоростей меха­
низма и работу его как элемента системы автоматического регу­
лирования.
5. Энергетические и динамические характеристики двигателядолжны обеспечивать требуемые режимы работы механизма.
1915

Конструкционное исполнение двигателей. Электродвигатели
различаются главным образом по степени защиты их обмоток и
других электротехнических элементов и подшипников от воздей­
ствия окружающей среды. Электродвигатели изготовляются: гер­
метизированные, закрытые и влагозащищенные, защищенные, от­
крытые. Кроме того, двигатели могут иметь повышенную проч­
ность вала и подшипниковых узлов, рассчитанную на ударные
нагрузки.
По способу монтажа двигатели выполняются: на монтажных
лапах, фланцевые, встраиваемые. В последнем исполнении двига­
тели встраиваются в какой-либо элемент механизма и крепятся
с помощью хомутов или цилиндрических посадочных мест, охваты­
вающих их корпус.
Размещение исполнительных механизмов СУЗ в непосредствен­
ной близости от реактора определяет повышенную температуру и
возможность появления паров и влаги в окружающем воздухе.
В связи с этим, для установки непосредственно на механизме
могут быть использованы лишь двигатели герметизированного
влагозащищенного или специального исполнений при соответству­
ющем рабочей температуре классе изоляции обмоток.
Применение двигателей защищенного и открытого исполнения
возможно при встраивании их в механизм с учетом соответствую­
щей защиты их обмоток, клеммников, электрических кабелей от
влаги и от 'повышенной температуры (например, создание герме­
тизированного охлаждаемого кожуха).
Особенности конструкционного исполнения двигателя распро­
страняются и -на электрические коммуникации и 'прочие внешние
устройства.
Из серийно выпускаемых промышленностью электродвигателей
наиболее широкое применение в исполнительных механизмах СУЗ
ядерных реакторов нашли электродвигатели постоянного тока и
асинхронные электродвигатели с короткозамкнутым ротором серии
АОЛ. Достоинствами электродвигателей постоянного тока являют­
ся хорошие регулировочные характеристики, высокий КПД. К не­
достаткам относятся: наличие на якоре электродвигателя коллек­
тора, который требует надзора и проверки; невозможность спроек­
тировать с электродвигателем постоянного тока «мокрый»
исполнительный механизм. Последнее, конечно, не исключает воз­
можности использования электродвигателя постоянного тока для
перемещения стержня-поглотителя в «мокром» канале, имеющем
герметичное уплотнение. Наиболее полно удовлетворяют требова­
ниям надежности и долговечности электродвигатели серии МИ
и ПБС. Электродвигатели серии МИ имеют мощности на валу
от 0,1 до 7 кВт, электродвигатели серии ПБС — от 0,5 до 10 кВт.
Обе серии выпускаются с тахогенератором и без него.
Для исполнительных механизмов СУЗ «мокрой» модификации,
работающих в среде первого контура реактора, применяется асин­
хронный герметичный электродвигатель. Отличие его от обычных
электродвигателей в том, что: между ротором и статором устанав392

ливается разделительная герметизирующая рубашка с толщиной
стенки 0,2—0,5 мм; ротор выполнен из магнитомягкого сплава,,
стойкого к воздействию среды первого контура; статор имеет за­
крытый паз для обмотки. Благодаря закрытому пазу внутренняя
полость статора после набора пакета принимает форму сплошного
цилиндра. Герметизирующая рубашка при наличии высокого дав­
ления в полости ротора опирается на этот цилиндр и совместно
с ним обеспечивает герметичность внутренней полости электродви­
гателя. Толщина герметизирующей рубашки в значительной сте­
пени влияет -на характеристики двигателя, его КПД. Увеличение

Рис. 5.8. Асинхронный герметичный электродвигатель:
/ — статор; 2 — ротор; 3 — герметизирующая рубашка; 4 — прочный корпус; 5 — герметич­
ный ввод

толщины приводит к значительному снижению электромагнитных
связей ротора и статора и, как следствие, к снижению КПД дви­
гателя, увеличению тока холостого хода и т. д. Однако дефекты
в рубашке могут привести <к серьезной аварии — резкому сниже­
нию давления первого 'контура. Поэтому корпус электродвигателя
выполняют таким, чтобы он мог выдерживать давление среды
первого контура, сохраняя герметичность при ирорыве герметизи­
рующей рубашки. Разрыв герметизирующей рубашки выводит
электродвигатель из строя, но не дает развиться более серьезной
аварии. Герметизирующие рубашки изготовляются из коррозион13—806

193

но-стойких сталей, обладающих большим удельным электрическим
сопротивлением и малой магнитной проницаемостью. Конструкция
асинхронного герметичного электродвигателя 'приведена на рис. 5.8.
Асинхронные электродвигатели с короткозамкнутым ротором,
работающие от сети переменного тока частотой 50 Гц или 400 Гц,
можно спроектировать с жесткой и мяг­
кой механической
характеристикой.
/7, 10*06/MUH
4
В первом случае электродвигатель имеет
почти постоянную скорость вращения до
точки опрокидывания при снижении пи­
тающего напряжения, во втором — ско­
рость можно менять в зависимости от пи­
тающего напряжения в довольно широ­
ком диапазоне. Мягкая механическая ха­
рактеристика асинхронного двигателя
приведена на рис. 5.9. К недостаткам
Нчкг*С1\
герметичных асинхронных электродвига­
Рис. 5.9. Мягкая механиче­ телей с разделительной рубашкой следу­
ская характеристика асин­ ет отнести большие потери на вихревые
хронного электродвигателя
токи в материале рубашки и, как след­
ствие этого, пониженный КПД.
Использование герметичных асинхронных двигателей, хотя и
позволяет передать вращение в герметичную -полость без приме­
нения сальников и других малонадежных уплотняющих средств,
однако не решает задачу создания оптимальной конструкции гер­
метичного привода. Асинхронные двигатели имеют большие числа
оборотов, что требует установки в первом контуре редуктора
с большим передаточным числом. Это снижает надежность при­
вода.
Перечисленные выше недостатки устраняются при использова­
нии шаговых электродвигателей, конструкция .которых рассмотре­
на в следующем параграфе.
Мощность электродвигателей исполнительных механизмов СУЗ.
Из условия безопасной работы «реактора скорость введения поло­
жительной реактивности не должна превышать 0,07рЭф/с. Исходя
из этого условия, линейная скорость перемещения стержня опре­
деляется по формуле
0=О,О7рвф#/айСт,
(5.1)
где Я — высота активной зоны; kCT — эффективность полностью
погруженного стержня; а — коэффициент, учитывающий эффек­
тивность стержня в точке с максимальным изменением реактив­
ности по сравнению со средним. При косинусоидальном распреде­
лении потока нейтронов по высоте реактора а « 2 . Если предполо­
жить, что эффективность полностью погруженного стержня
составляет 0,5рЭф, высота реактора равна Я=2,0 м, то v=
= 0,07рЭф.2,0/(2.0,5:рЭф) «0,14 м/с.
Практически скорость перемещения стержней КС—РР выби­
рается меньше полученной по формуле (5.1) для обеспечения
194

возможности одновременного перемещения группы симметричных
стержней. Кроме того, меньшая скорость перемещения стержней
р р к с позволяет плавно регулировать энергораспределение
в большом реакторе.
Мощность электродвигателя о винтовой или реечной старой
определяется формулой
N=Mn/97,44 Вт,
(5.2)
где М — крутящий *момент на реечной или винтовой паре, кг-м;
число оборотов шестерни или винта; х\ — КПД всей передачи
п
(редуктора, муфты, гайки и др.)- Крутящий момент определяется
соотношением
M=PD/2,

(5.3)

где Р — усилие на шестерню или винтовую пару, кг; D — диаметр
шестерни или винтовой пары, м. Число оборотов приводной пары
определяется формулами:
для реечной передачи
п=60

v/nD об/мин;

(5.4)

для винтовой пары
n=60v/t

об/мин,

(5.5)

где t — шаг винтовой пары, м; v — скорость поступательного дви­
жения гайки (скорость перемещения стержня), м/с.
При медленных перемещениях используется редуктор с боль­
шим передаточным числом, поэтому мощность двигателя с вин­
товой или реечной парой может не превосходить нескольких сот
ватт.
Мощность, необходимая для перемещения стержня АР, зави­
сит от желаемого качества переходного процесса. Приближенно
можно принять, что стержень АР совершает синусоидальные коле­
бания с частотой о и амплитудой А для отработки возмущений по
реактивности, возникающих в реакторе. Тогда скорость стержня
v=A(dcos(utt ускорение а=—i4<D2sino/.
Развиваемая мощность есть N=Fv, где F = ma (т — масса
стержня). Отсюда
АТ
N

=

тА2ыг sin со£ cos соЬ 0,736
9Ж75
»

,
<->
/ec
5 6

где т выражена в кг; А — в м; оэ — в с - 1 ; N— в кВт. Максималь­
ная мощность, развиваемая во время переходного процесса,
"макс =

W

^9,8l"2

*

5mAW

•Ю"4-

(5J>

Предположим, что переходной процесс заканчивается в течение
полного периода «синусоиды, равного 1 с, т. е. / = © / 2 я = 1 с - 1 .
*3*

195

Для компенсации возмущения реактивности перемещается на
0,5 м2 стержень
АР массой 100 кг. Тогда ЛГМакс=5-100Х
3
4
Х0,5 (2я) 10- «3-кВт.
Из формулы (5.7) видно, что увеличение быстродействия АР
требует резкого увеличения мощности электропривода, поэтому
в каждом случае необходимость увеличения быстродействия долж­
на быть обоснована.
§ 5.4. ЭЛЕКТРОДВИГАТЕЛИ СПЕЦИАЛЬНОГО ИСПОЛНЕНИЯ

Шаговые электродвигатели. В некоторых исполнительных меха­
низмах СУЗ применяются нестандартные электрические двигатели,
например, шаговые двигатели (ШД). ШД называют конструкцию,
состоящую из нескольких электромагнитов поворотного типа, осу­
ществляющую поворот вала на любой заданный угол а посредст­
вом многократного поворота его на фиксированный угол аш, на­
зываемый шагом двигателя. Одна из возможных схем шагового
двигателя изображена на рис. 5.10. Якорь двигателя изготовлен
из предварительно намагниченного 'материала. При включенной

Рис. 5.10. Схема шагового двигателя с пассивным ротором
Рис. 5.11. Диаграмма коммутации обмоток управления шагового двигателя (за­
штрихованы включенные обмотки)

обмотке статора / якорь двигателя расположится по оси этой
обмотки. Примем это положение якоря за начало отсчета угла
поворота вала. Если при включенной обмотке / включать также
обмотку /У, то якорь займет промежуточное положение между
осями обмоток / и //, т. е. повернется на 30°. Если далее отклю­
чить обмотку /, то якорь расположится по оси обмотки //, повер­
нувшись еще на 30°. Комбинируя далее подобным образом вклю­
чение соседних обмоток возбуждения, можно заставить якорь
повернуться на любой угол, кратный а ш =30°.
Временная диаграмма коммутации обмоток за один оборот
двигателя «при вращении его по часовой стрелке приведена на
196

рис. 5.11. Нетрудно представить себе, что возможно создание ана­
логичной конструкции, состоящей из любого числа обмоток воз­
буждения и полюсов якоря, при которых будет получено необхо­
димое значение аш.
Специфика работы ИМ в ядерных реакторах предъявляет
к ШД такие требования, которые в большинстве случаев исклю­
чают возможность применения общепромышленных модификаций
ШД. Основной особенностью специальных ШД является наличие
устройства, надежно герметизирующего полость ротора от полости
статора. Поэтому силовые ШД, применяемые в СУЗ ядерных ре­
акторов, принято называть герметичными. Герметичное исполне­
ние ШД особенно важно при разработке механизмов управления
для корпусных реакторов с водой под давлением. Кроме того,
к преимуществам применения силовых ШД в СУЗ ядерных реак­
торов следует отнести:
увеличение надежности привода посредством значительного
упрощения его кинематической -схемы;
обеспечение большого диапазона регулирования скорости, что
особенно важно для систем АР (регулирование скорости ШД
осуществляется изменением частоты управляющих импульсов);
обеспечение высокой точности фиксации регулирующего органа
в заданном положении;
возможность реверсирования направления движения и обеспе­
чения остановки регулирующего органа без выбега;
возможность удерживать регулирующий орган в любом поло­
жении силами электромагнитного поля, что позволяет отказаться
от использования муфт и других удерживающих устройств. При
этом надежно обеспечивается режим аварийной защиты.
В механизмах управления ядерными реакторами получили рас­
пространение четырехфазные шаговые электродвигатели. По срав­
нению с трехфазным ШД этот двигатель обладает следующими
преимуществами: значительно большим тормозным и рабочим мо­
ментами; большей точностью отработки шага; большей надеж­
ностью; большей восприимчивостью к перегрузкам; меньшими
колебаниями ротора при отработке шага.
Увеличение числа фаз -свыше четырех нецелесообразно, так
как в этом случае усложняется схема управления двигателем и
увеличиваются его размеры и масса.
На рис. 5.12 показаны продольное (а) и поперечное (б) сече­
ния герметичного четырехполюсного четырехсекционного (четырехфазного) ШД, как наиболее характерного для исполнительных
механизмов СУЗ. Двигатель имеет полюса статора / и ротора 3
в 'каждой из четырех секций (фаз), разнесенных по длине двига­
теля. ^Разделительным чехлом служит толстостенная труба 2 (тол­
щиной 5—20 мм) из немагнитной стали, в которую вварены по­
люса статора. Роль внешнего магнитопровода выполняет кожух
Двигателя 6 из магнитомягкого материала. Обмотки секций вы­
полнены в виде четырех катушек 5, надетых на полюса статора.
Роторы секций имеют общий вал 7, а их полюса развернуты от197

носительно полюсов ротора соседней секции на угол 22,5°. У восьмиполюсного ШД полюса соседних секций развернуты на 11,25°.
При подаче питания на одну из секций ШД магнитный поток
в ней замыкается через соответствующий магнитный ротор, созда­
вая синхронизирующий магнитный момент в рабочем воздушном
зазоре. Так как полюса роторов соседних секций развернуты друг |
относительно друга на определенный угол, то при поочередном
включении обмоток секций (и отключении предыдущих) ротор
данной секции 'поворачивается на определенный угол. Специаль­
ный коммутатор управления поочередно включает секции, что при-

Рис. 5.12. Герметичный четырехполюсный четырехфазный ШД

водит к непрерывному шаговому вращению ротора. При увеличе­
нии частоты включения обмоток секций вращение становится
плавным. Таким образом, герметичный ШД является синхронным
двигателем. Смена направления вращения ШД осуществляется
изменением очередности .включения 'секций. Ротор останавливается
без выбегов при подаче постоянного напряжения питания на одну
из секций. На рисунке показаны немагнитные разделительные сек­
ции 4, служащие для уменьшения потока рассеяния через соседние
секции.
Особенностью ШД герметичного исполнения являются неболь­
шой 'внешний диаметр при значительной аксиальной длине. Такой
двигатель легче разместить на крышке корпуса ядерного реактора.
Проектируют ШД с числом полюсов &=6 и &=8, а иногда и
больше. Достоинства многополюсных ШД: увеличение числа по­
люсов приводит к росту статического момента; улучшение скорост­
ных характеристик двигателя; уменьшение шага, а следовательно,
улучшение точности при небольших поворотах вала.
198

Кинематическая схема ИМ с ШД наиболее проста в случае
использования регулирующего органа 'поворотного типа (управля­
ющего барабана). При поступательном движении регулирующего
органа (стержень регулирования) целесообразно применение
ЛШД. В этом случае, как уже Ътмечалось, нет необходимости
в (преобразовании вращательного движения в поступательное. На­
магничивающие обмотки, включающие в себя удерживающие и
захватывающие катушки, уложены в кольцевые пазы вдоль трубы,
изготовленной из мягкого магнитного материала. Наружный кор­
пус двигателя служит одновре­
менно стенкой внешней камеры,
воспринимающей рабочее давле­
ние. Движущее магнитное поле
в обмотках статора создается не
в радиальном, а в аксиальном
направлении, и якорь получает
не вращательное, а поступатель­
ное движение. При этом якорь
двигателя перемещается шагами.
Перемещение якоря в том или
а
ином направлении обеспечивает­
ся захватывающими катушками,
а фиксация в определенном по­
ложении — удерживающими.
Основные
характеристики
у герметичных ШД такие же, как
и у общепромышленных ШД.
Статической характеристикой яв­
ляется зависимость статического
синхронизирующего момента М
от угла поворота ротора 6.
Основная динамическая харак­
теристика ШД — зависимость ди­
намического синхронизирующего
момента Мя от числа оборотов
Рис. 5.13. К определению статиче­
ской характеристики секции шаго­
ротора л. Характер зависимо­
вого двигателя:
сти Af=/(9) показан на рис.
а
— зависимость статического момента
5.13,а. К ротору приложена по
секции от угла поворота ротора, Af=»
*=Ф(0); б —положение секции
касательной сила F (рис. 5.13,6),
которая создает момент нагрузки Mu=Fr,
где Мм — механи­
ческий момент нагрузки, г —радиус ротора. Момент на­
грузки уравновешивается электромагнитным синхронизирующим
моментом включенной секции, т. е. ММ=М. Точка 0 на рис. 5.13 а
является точкой устойчивого равновесия ротора, т. е. при 9 < ± 0 O
ротор возвращается после снятия силы F в точку 6 = 0 . Момент,
соответствующий отклонению ротора на угол 68, — максимальный,
ири :0>)63 синхронизирующий момент уменьшается, что объяс­
няется ^ действием соседнего полюса статора. Положение в = 6 0
неустойчиво, и если ротор не удерживать в этом положении ис199

куоственно, то он развернется в ту или другую сторону на угол в
или 6' до положения устойчивого равновесия. Такие же статиче­
ские характеристики имеют и другие секции электродвигателя, но
они сдвинуты относительно соседних на угол 0сд=36О//ер, где
k— число полюсов в секции ШД, р — число секции ШД.
Возможны следующие схемы включения ШД:
а) последовательная схема поочередного включения секций
(условное обозначение «1 — 1 — 1»);
б) последовательно-параллельная, при которой под напряже­
нием поочередно находятся то одна, то две секции («1—2—1»);
в) параллельная схема одновременного включения двух
секций
У
(«2—2—2»).

Входной
сигнал

t
t
Рис. 5.14. Структурная схема коммутатора управляющих импульсов

От принятой схемы включения секций зависит шаг ротора. Для
четырехполюоного ШД угол сдвига составляет 22,5°, а шаг равен
22,5° (схема «в») или 11,25° (схема «б»).
Управление ШД. Управление ШД осуществляется с помощью
коммутаторов управляющих импульсов. Принцип работы комму­
татора управляющих импульсов поясним на примере структурной
схемы коммутатора для управления четырехфазным ШД
(рис. 5.14).
Установка состоит из генератора импульсов (ГИ), -распредели­
теля импульсов (РИ), усилителя мощности (УМ), блока питания
(БП) и герметичного ЩД. ГИ вырабатывает импульсы напряже­
ния прямоугольной формы, частота которых (в Гц) определяет
скорость вращения ротора ШД и подсчитывается по формуле
fm =kpn/60. РИ распределяет импульсы, выработанные генера­
тором, по каналам, число которых равно числу секций ШД. УМ
питает в определенной последовательности обмотки секций ШД
импульсами постоянного тока с частотой в общем канале / г и . Час­
тота следования импульсов (в Гц) в каждой из секций равна
fc=pn/60. Длительность импульса питания (в с) подсчитывается
по формуле
T=60m/(npk),
где m — коэффициент, зависящий от схемы питания: для схемы
«1—1—1» т = 1 ; для схемы «1—2—1» т = 3 / 2 ; для схемы
«2—2—2» т = 2 .
200

Блок питания обычно является выпрямителем, а также выпол­
няет функции усилителя обратной -связи и стабилизатора тока
в зависимости от скорости вращения ротора ШД. Стабилизация
вводится для того, чтобы устранить завал характеристики двига­
теля MR=f(n), которая резко падает с увеличением числа оборо­
тов п так как ток не успевает достигнуть установившегося значе­
ниягорибольшой индуктивной нагрузке и наличии вихревых токов
в герметичных ШД.
§ 5.5. КОНЦЕВЫЕ ВЫКЛЮЧАТЕЛИ И УКАЗАТЕЛИ
ПОЛОЖЕНИЯ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

Концевые выключатели. Одним из основных элементов ИМ яв­
ляются концевые выключатели (KB). На большинстве ИМ уста­
навливаются выключатели для индикации крайних и некоторых
промежуточных положений органа регулирования.
KB в ИМ ядерных реакторов выполняет следующие функции:
отключает электродвигатель 'При достижении органом регулирова­
ния промежуточных или -крайних положений; сигнализирует о до­
стижении крайних и промежуточных положений; выдает сигнал
в систему автоматического управления другими механизмами.
В KB перемещение исполнительного органа преобразуется
в электрический сигнал. Существует много методов такого преоб­
разования: ферромагнитные, электромеханические, магнитострикционные, емкостные и др. В исполнительных механизмах СУЗ
ядерных реакторов в качестве KB применяются в основном ферро­
магнитные и электромеханические преобразователи.
Специфика ядерных реакторов предъявляет к KB исполнитель­
ных механизмов повышенные требования: надежность и долговеч­
ность в эксплуатации; минимальные габариты; исключение воз­
можности ложных срабатываний.
В ИМ ядерных реакторов широко используются контактные
КВ. На движущемся узле механизма укрепляют кулачок-упор, ко­
торый в определенной точке пути нажимает на толкатель, замыкая
или размыкая контакты. После прекращения нажима контакты
возвращаются в первоначальное положение под действием пру­
жины.
В ИМ наибольшее применение из механических контактных
датчиков находят микропереключатели. Они отличаются высокой
точностью срабатывания при слабых нажатиях. В настоящее вре­
мя микропереключатели находят широкое применение в исполни­
тельных механизмах «сухого» типа.
За последние годы получают все большее применение контакт­
ные переключатели с переключением контактов при помощи по­
стоянных магнитов. Магнитоуправляемые контакты (герконы)
представляют собой миниатюрный стеклянный баллон 1 (рис. 5.15)
с впаянными ферромагнитными (из пермаллоя) пластинами 2,
имеющими между поверхностями концов, запаянных в баллон,
зазор 3. Внешние концы пластин 2 служат для припайки к ним
201

соединительных проводов. На
рис. 5.15 показано применение
магнитоуправляемых контактов
в качестве KB стержня регулиро­
вания. Внутри герметичного чех­
ла 4 перемещается рабочий ор­
ган 5 (винт или рейка) ИМ, на
конце которого размещен посто­
янный магнит 6. Перемещение
постоянного магнита вблизи магнитоуправляемого контакта вы­
зывает его срабатывание и зажи­
гание лампочек Л\ или Лг. Не­
большая намагничивающая сила
срабатывания контактов позво­
ляет применять большие зазоры
между постоянным магнитом и
контактом, т. е. возможна надеж­
ная работа их в исполнительном
механизме, исполнительные орга­
ны которого отделены от внешней
среды
немагнитным толстостен­
Рис. 5.15. Применение магнитоуправ­
ляемых контактов в качестве KB ли­ ным чехлом.
нейно-перемещающегося стержня ре­
В качестве KB исполнитель­
гулирования
ных механизмов применяются
также индуктивные и трансформаторные датчики.
Принцип действия индуктивных преобразователей механиче­
ского перемещения в электрический сигнал основан на изменении
индуктивного сопротивления преобразователя вследствие измене­
ния сопротивления его магнитной цепи.
На рис. 5.16,а приведена конструкция индуктивного датчика
соленоидного типа. Датчик представляет собой обмотку У, заклю1
"бых

Рис. 5.16. Соленоидный индуктивный датчик (а) и его выходная харак­
теристика (б)
202

ченную в магнитопровод 2. Датчик надевается на герметичный
немагнитный чехол 3 исполнительного механизма, внутри которого
перемещается якорь 4 из ферромагнитного материала.
Выходная характеристика датчика представлена на рис. 5.16,6.
Для увеличения точности срабатывания KB на конец винта или
рейки ИМ насаживается ферромагнитный якорь 5.
Трансформаторные датчики представляют собой устройства,
в которых перемещение воздействующего элемента изменяет
индуктивную связь между двумя системами обмоток. По конструк­
ции и характеристикам трансформаторные датчики близки
к индуктивным.
Указатели положения (УП) стержней регулирования. В ИМ
ядерных реакторов применяют различные виды и конструкции УП.
Выбор УП определяется условиями сочетания датчика с элемента­
ми привода и измерительного устройства, а также техническими
требованиями в отношении точности, чувствительности, диапазона
измерений, условий работы и др.
В УП можно выделить следующие основные узлы: датчик поло­
жения (чувствительный элемент), измеритель, показывающий при­
бор и источник питания.
Применяются следующие типы датчиков: индуктивные, работа
которых определяется изменением индуктивных сопротивлений
обмоток при перемещении воздействующего элемента; трансфор­
маторные, основанные на изменении ЭДС в катушке при переме­
щении воздействующего элемента. В зависимости от вида переме­
щения воздействующего элемента датчики УП подразделяются на
датчики угловых перемещений и линейных.
УП бывают непрерывного и дискретного действия. Питание дат­
чиков УП осуществляется переменным током, а в тех случаях, ког­
да нужно контролировать быстрые перемещения, — постоянным.
Одним из основных требований к УП является требование са­
мосинхронизации. Это значит, что не должно быть потери информа­
ции при любых видах неисправностей как в системе УП (например,
при временном исчезновении питания), так и в самом ИМ (напри­
мер, заклинивание вала двигателя или стержня регулирования).
В любом режиме работы ИМ система УП должна давать достовер­
ную информацию о местоположении исполнительного органа. Лучше
всего этому требованию отвечает индукционная самосинхронизи­
рующая передача. В ее состав входят следующие устройства:
устройство преобразования угла поворота вала в соответствующий
ему электрический сигнал (сельсин-датчик); приемное устройство,
воспринимающее сигналы датчика (сельсин-приемник); линия свя­
зи, служащая для передачи сигналов датчика к приемнику.
В ИМ «сухого» исполнения нет проблем в конструировании та­
кой передачи: в этом случае соединение сельсин-датчика с валом
ИМ механическое. В герметичных приводах для передачи момента
вращения через немагнитную стенку на вал сельсин-датчика при­
меняется магнитная муфта. Она состоит из двух постоянных маг­
нитов, один из которых связан с механизмом привода и располо203

жен внутри герметичного объема, а второй установлен снаружи и
механически связан с сельсин-датчиком. При вращении постоян­
ного магнита, находящегося внутри герметичного объема, враща­
ется и второй постоянный магнит.
Сельсин-датчики соединяют линиями связи с сельсин-приемни­
ками, устанавливаемыми на пульте управления. При повороте ро­
тора сельсин-датчика на его фазных обмотках индуцируются ЭДС
и по линиям связи протекают уравнительные токи, заставляющие
повернуться на такой же угол и ротор сельсин-приемника, на валу
которого укреплена стрелка указателя положения.
Для индикации линейных перемещений используется индуктив­
ный датчик. Индуктивная катушка насаживается на герметичный
чехол ИМ, внутри которого перемещается ферромагнитный сердеч­
ник. Ферромагнитным сердечником является винт или рейка испол­
нительного механизма. Для увеличения чувствительности линей­
ный индуктивный датчик включают в схему моста.
§ 5.6. УДЕРЖИВАЮЩИЕ И ТОРМОЗНЫЕ УСТРОЙСТВА

При срабатывании A3 регулирующие органы приобретают во
время движения значительную кинетическую энергию. Во избежа­
ние ударных нагрузок на элементы привода предусматривают спе­
циальные тормозные или демпфирующие устройства, обеспечиваю­
щие плавное торможение регулирующего органа в конце хода. Ки­
нетическая энергия регулирующего органа и связанных с ним пе­
ремещаемых элементов привода должна, как правило, необратимо
преобразоваться при торможении, например, в работу сил трения,
в тепловую энергию и т. п.
Наибольшее распространение в механизмах управления ядер­
ных реакторов получили фрикционные тормозные устройства. Рас­
смотрим конструкцию такого устройства на примере универсаль­
ного сервопривода, широко применяемого на многих реакторах.
Конструкция этого сервопривода показана на рис. 5.17. Привод
осуществляет функции компенсации реактивности и аварийной за­
щиты. В качестве преобразователя движения используется пара
барабан — трос. Основным элементом привода является фрикцион­
ная электромагнитная муфта, выполняющая функции удерживаю­
щего устройства и тормоза. Фрикционный диск 3 смонтирован на
валу S, связанном с барабаном, к которому подвешен регулирую­
щий орган. Когда электромагнит включен, фрикционные диски
поджаты и при вращении двигателя движение через муфту переда­
ется регулирующему органу. При аварийной ситуации электромаг­
нит обесточивается, фрикционные диски расходятся и регулирую­
щий орган под действием силы тяжести падает в активную зону
реактора, раскручивая вал 8 с диском 3; по винтовой резьбе ва­
ла 8 перемещается гайка 7, удерживаемая от проворота упором 9.
В конце хода регулирующего органа гайка 7 начинает перемещать
втулку 5, которая, сжимая пружину 6, прижимает вращающийся
204

тормозной диск 3 к неподвижному диску 2, обеспечивая тем са­
мым плавное торможение системы.
Изложим методику расчета электромагнитной муфты. Падаю­
щий с высоты Я регулирующий орган массой G обладает энергией
A—GH. Очевидно, что при торможении эта энергия переходит
в работу сил трения фрикционных дисков и винтовой пары:
Л=Лф.д+Лв.п.
(5.8)

Рис. 5.17. Электромагнитное удерживающее и тормозное устройство:
1

— радиальный подшипник; 2 — ведущий фрикционный диск; 3 — ведомый фрикционный
диск; 4 — обмотка электромагнита; 5 —втулка; 5 —пружина; 7 — гайка ходовая; 3 — вал;
— упор; Ю — якорь электромагнита; / / — стакан; 12 — упорный подшипник

9

205

Усилие прижатия фрикционных дисков и усилие прижатия гай­
ки к винту создается пружиной, имеющей характеристику
Рщ,=Сх,
(5.9)
где4 х — прогиб
пружины; С — жесткость пружины:
С=
3
=d Gyl[8(D—d) ], здесь Gy — модуль упругости; rf— диаметр про­
волоки; D — наружный диаметр пружины.
При расчетах необходимо соблюдать условие, чтобы напряже­
ние пружины т не превышало допускаемое тДОл, т. е. чтобы
т=8Р маК с (D-d) I (мР) <ТДоп,
(5.10)
где Рмакс — максимальное уси­
лие пружины.
Усилие пружины на пере­
мещение xt соответствующее
зоне торможения регулирую­
щего органа йторм, изменяется
от значения предварительного
поджатия PI = CA:0 ДО значения
Р2 = С(х0+х).
Можно принять, что за вре­
мя торможения действует не­
которое
среднее усилие
Рис. 5.18. Схема расчета момента
электромагнитной
удерживающей
Pc P =(Pi + P2) /2=С(*б+*/2).
муфты
(5.11)
Работа сил трения в винтовой паре равна
AB,u=Pcpltg (а+р); l^=tgp,
(5.12)
где |LI — коэффициент трения; р — угол трения. Перемещение равно
/=5Ai B /sina,

(5.13)

где s — шаг винта; пв — число витков резьбы, соответствующее зо­
не торможения. Тогда
tg(« + p)
(5.14)
Л*.п — "ср 5 ^в Sin a
Рабочие поверхности фрикционных дисков имеют форму пло­
ского кольца (рис. 5.18). Удельное давление равно
(5.15)
Момент трения для элемента шириной dr есть
dM=\i$PYJl2nr2dry
где Х| ф — коэффициент трения фрикционных дисков; г — радиус
кольцевого элемента. Полный момент трения равен
М.тр = J d A f = -§- ^ ф Я у д (г% - г%).
Г%

206

(5.16)

Подставив в (5.16) значение Р уд , получим

л*т Р =4- ^ Р С Р £ i % = 4- ^ср/?экв-

( 5 -i 7 )

Здесь ^экв=(г31—r32)/(r2i—г22) —эквивалентный радиус.
Таким образом, усилие трения между дисками равно
^T P =Al T p//?aKB=(2/3)^Pcp.

(5.18)

Эта сила трения производит работу
А ф==Ртр2я/?эквЛдиск==Ртр2я/?эквЯбар£>

(5.19)

где Ядшж — число оборотов фрикционного диска на пути торможе­
ния; Лбар — число оборотов барабана на пути торможения; / — пе­
редаточное число от барабана к фрикционному диску.
Число оборотов барабана на пути торможения Лторм равно
Ябар=Лторм/ (я/)бар),

(5.20)

где D — диаметр барабана. Тогда работа трения фрикционных
дисков будет равна
Лф=(4/3)р,фР С р/?экв(Аторм/^бар)/.

(5.21)

При предварительных расчетах работой сил трения в винтовой
паре можно пренебречь и работу трения приравнять к энергии па­
дающего регулирующего органа
QH=±*(cx.+ *£)Rm.^L

(5.22)

Задаваясь конструкционными параметрами привода, из послед­
него соотношения можно определить жесткость пружины или экви­
валентный радиус фрикционных дисков.
Окончательные конструкционные параметры определяются уточ­
ненным расчетом с учетом приведенных соотношений.
Недостатков электромагнитного удерживающего и тормозного
устройства, показанного на рис. 5.17, является трудность выбора
параметров пружины, удовлетворяющих как требованиям удержа­
ния регулирующего органа, так и его торможения. На рис. 5.19
приведена конструкция электромагнитного устройства с двумя раз­
личными пружинами: верхняя предназначена для удержания,
а нижняя — для торможения регулирующего органа. Если верхняя
пружина более жесткая, то усилие тормозной пружины будет пе­
редаваться фрикционным дискам через эту пружину; если верхняя
пружина менее жесткая, то при торможении выберется зазор Д
(см. рис. 5.19) между двумя чашками и усилие торможения будет
передаваться, минуя верхнюю пружину.
При определении полного момента трения, создаваемого много­
дисковым тормозом, необходимо учесть число соприкасающихся
поверхностей трения 2, т. е.
-

MTP=4»W Й 1 ^ ,

(5.23)

или Мтр=(2/3)1*фЯсрг/?экв.
207

Соответственно и работа трения фрикционных дисков будет
'торм

(5.24)

Сжатие пружины при включении электромагнита
Sn=lz.
(5.25)
Здесь /=(0,05-^-0,1) мм — зазор между трущимися поверхностями.

Рис. 5.19. Электромагнитное удерживающее и тормозное устрой­
ство с двумя пружинами
208

Основные расчетные зависимости, приведенные для электромаг­
нитного устройства, показанного на рис. 5.17, справедливы и для
устройства с двумя пружинами. Это устройство (см. рис. 5.19}

Рис. 5.20. Электромагнитное удерживающее и тормозное устрой­
ство с многодисковым тормозом
14—806

20ГЬ

«имеет стакан /, в котором установлены две пружины 2 и 4, отде­
ленные друг от друга стаканом 3. При включении электромагни­
та сцепление дисков осуществляется более жесткой пружиной 2,
а при торможении усилие создается менее жесткой пружиной 4
(рассчитанной на большой прогиб), сжимаемой в стакане 5 под
.действием гайки 6. Иногда размеры привода не позволяют двумя
«фрикционными дисками создать необходимую силу трения. В этом
«случае используют многодисковый фрикционный тормоз.

г

Р

Рис. 5.21. Схема пружинного
амортизатора (а) и кривая
зависимости прогиба пружи­
ны Р от нагрузки / (б):
1 — кольцевые пружины; 2 — тя­
га; 3 — стержень-поглотитель

На рис. 5.20 показано электромагнитное удерживающее и тор­
мозное устройство с многодисковой фрикционной муфтой и с дву­
мя пружинами. Для удержания регулирующего органа здесь
используются тарельчатые пружины, занимающие меньше места.
Это устройство позволяет при относительно небольших усилиях и
размерах электромагнита создать значительные тормозные момен­
ты муфты. Многодисковая муфта имеет диски /, связанные с са210

мотормозящим редуктором, и диски 2, связанные с барабаном при­
вода. При включении электромагнита сжимаются пружины 3 и
муфта сцепляется. При торможении гайка 7, воздействуя на ста­
кан 6, сжимает тормозную пружину 5, которая через стакан 4 и
более жесткие пружины 3 передает усилие вращающимся дискам 2У.
при трении которых о неподвижные диски происходит торможение
регулирующего органа.
Пружинный амортизатор. Для торможения регулирующих орга­
нов на некоторых реакторах применяются пружинные амортиза­
торы с кольцевыми пружинами. Схематически конструкция такогоустройства показана на рис. 5.21,а.
Под действием осевой нагрузки, создаваемой регулирующими
органом, кольца опираются друг на друга коническими поверхно­
стями. Внешние кольца растягиваются, а внутренние сжимаются,,
при этом возникают большие силы трения, так как угол кону­
сов р больше угла трения p=arctg|x (где \i— коэффициент тре­
ния). Пружина за счет сил упругости восстанавливает свои преж­
ние размеры.
Характеристика кольцевой пружины приведена на рис. 5.21,6.
Линия О А соответствует процессу нагружения, линия АВО — раз­
грузке. Работа сил трения, переходящая в теплоту (площадь под;
кривой АВО), составляет 60—70% полной работы нагружения.
пружины.
В данном примере энергия, развитая стержнем 3, в основном'
поглощается тягой 2 и комплектом кольцевых пружин 1. При этом,
уравнения движения имеют вид
mld2xxldt2='k2{x2—x{)—'kixl\
m2d2x2\dt2=—\2 (x2—xi),

(5.26)
(5.27)'

где Ш\ — масса сборки кольцевых пружин; Х\ — прогиб кольцевой
пружины; т2— масса стержня и тяги; х2 — перемещение тяги; A,i —
усилие на единицу прогиба кольцевых пружин (жесткость); %2 —
жесткость тяги.
С учетом этих уравнений можно рассчитать напряжение в тяге.
Прогиб пружины под нагрузкой Р при количестве конусных по­
верхностей z определяется так:
f=

2*tgptg(P + p) Ы

+

~К)-Е-

(5 28))

'

Здесь Z)H, ^н, DBy FB — соответственно внешние диаметры и пло­
щади поперечных сечений наружного и внутреннего колец; Е — мо­
дуль упругости.
Поглощаемая пружиной энергия определяется из выражения
Ди=(1/2)£Р/,
(5.29)
где к — коэффициент, учитывающий работу сил трения: k<=&
^0,6-4-0,7.
U*
211.

Гидравлические амортизаторы широко ис­
пользуются в исполнительных механизмах,
работающих в реакторах с водой под давле­
нием или в охлаждаемых водой реакторах ка­
нального типа.
На рис. 5.22 показана элементарная схема
канала, в котором обеспечивается гидравли­
ческое торможение в конце пути падения
стержня A3. Роль гидравлического тормоза
выполняет узкое сечение. Когда стержень A3
достигает узкого сечения, гидравлическое со­
противление резко возрастает и скорость па­
дения стержня уменьшается. Расчет скорости,
времени падения и времени торможения
стержня A3 проводится посредством решения
дифференциального уравнения
движения
стержня в канале. В простейшем случае, ко*гда нет протока жидкости через канал, на уча­
стке от 0 до Н:
а) время падения стержня в зависимости
от координаты z
t=Ach exp (bz)lVab;
(5.30)
б) скорость падения стержня в зависимо­
сти от времени
Рис. 5.22. Схема рас­
чета свободного паде­
ния стержня A3 в ка­
нале с жидкостью

z = Yalbih(/abt);
(5.31)
в) скорость падения стержня в зависимо­
сти от координаты
г=У(а\Ь) [1 — ехр (—26*)],

СТ '

(5.32)

VI.

6=
*2fe(ld^7)2;
^-общая
масса
где а = - Роб,»Щ
стержня регулирования и воды, участвующей в движении; Рст —
масса стержня; V — объем вытесняемой воды; у — плотность воды;
£— приведенный коэффициент гидравлического сопротивления;
SCT — площадь поперечного сечения стержня; SK — площадь попе­
речного сечения канала.
Из формулы (5.32) следует, что i, начиная с нулевого значе­
ния, возрастает, а затем с увеличением z стремится к постоянной
величине \fajb. При z=H скорость движения начинает умень­
шаться вследствие резкого увеличения гидравлического сопро­
тивления.
Длина пути торможения и время торможения определяются
-формулами
й=(1/?)1п(г»н/Юуд);
(5.33)

<=(1/^)(1/Ю1д-1/Юн),
512

(5.34)

где wH — скорость стержня в момент достижения им узкого сече­
ния (z=H); Юуд — скорость стержня на дне канала в момент уда­
ра; ш у д = т УРуА11Е8 (Е8— модуль упругости материала стержня,
/ — длина стержня); /л — величина допустимой перегрузки при
ударе ( Р у д = т Р ) ; Р уд —усилие* на стержень при ударе;
t

^~

•

ст

о2Р (S —S )2

О

;

д

— пл ощадь сечения канала в месте суже­

ния; g — ускорение свободного падения стержня.
ZZZZZ2Z

2Z3EE=E3^^

€
Чz z z z z z z sЧ >>>>>>>

РТСЗ

Ципиндри- 1\
Й?мм
/20мм
ческий
Конический
участок
участок
(конусность
1:400)
Р,105Па

О

Рис. 5.23.
затор:

Гидравлический аморти­

/ — поршень; 2 — цилиндр амортизатора

50

100 150 200 //,мм

Рис. 5.24. Гидравлическая характери­
стика амортизатора:
/ — давление в амортизаторе; 2 — скорость
стержня

Принципиальная схема гидравлического амортизатора показа­
на на рис. 5.23. Поршень / связан с органом регулирования.
В конце пути при аварийном сбросе поршень, имеющий конус, вхо­
дит в отверстие цилиндра 2. Между поршнем и цилиндром обра­
зуется переменный зазор, играющий роль дросселя, обеспечивающего^замедление. На рис. 5.24 приведена типичная характеристика
линейного гидравлического амортизатора, имеющего в гидроци­
линдре конический и цилиндрический участки.

213

Глава 6
КОНСТРУКЦИИ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ

iJ

§ 6.1. ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЕ МЕХАНИЗМЫ СУЗ
БЕЛОЯРСКОЙ АЭС ИМ. И. В. КУРЧАТОВА

Общее описание. Как уже отмечалось, конструкция ИМ определя­
ется типом реактора, в котором он используется. Рассмотрим ре­
шения, принятые на некоторых действующих АЭС.
На Белоярской АЭС (БАЭС) установлен канальный реактор
водо-графитового типа, т. е. в активной зоне теплоноситель цир­
кулирует в каналах под высоким давлением. Графитовая кладка
реактора имеет цилиндрическую форму. Центральная часть клад­
ки пронизана вертикальными рабочими каналами, представляющи­
ми собой длинные графитовые цилиндры, внутри которых находят­
ся тонкостенные стальные трубки с твэлами. Па трубкам протекает
вода, пароводяная смесь или пар. Активная зона реактора диаме­
тром 7,2 м и высотой 6 м окружена графитовым отражателем тол­
щиной 0,8 м. Над верхним отражателем располагается дополни­
тельный слой графита толщиной 1 м и слой чугуна толщиной
0,5 м, образующие основную часть верхней биологической защиты
реактора. Под нижним отражателем располагается слой графита
толщиной 0,6 м, выполняющий роль нижней защиты от нейтронов.
Отметим, что для удобства эксплуатации на реакторе принято
нижнее расположение приводов ИМ. В этом случае, приводы ИМ
не мешают технологическим операциям с рабочими каналами.
В реакторе имеется 6 стержней АР, 78 стержней РР и 16 стерж­
ней A3.
Для исполнительных механизмов АР выбрана схема «рейка—
шестерня», так как в этом случае можно перемещать стержень
с высокой скоростью. Стержень-поглотитель непосредственно со­
единен с рейкой. Недостаток реечного механизма — необходимость
иметь свободное пространство для размещения рейки с учетом
хода стержня. При наличии большого числа таких механизмов по­
мещение может оказаться недоступным для обслуживания. Поэто­
му реечные механизмы применяются только для шести исполни­
тельных механизмов АР.
Для стержней РР используется ИМ с парой «винт — гайка».
Винт получает вращательное движение от привода, а стержень,
соединенный с гайкой, перемещается возвратно-поступательно по
шпонке, расположенной внутри канала.
Для управления стержнями A3 принята автономная гидравли­
ческая система. Подъем стержня из нижнего положения в верх­
нее осуществляется с помощью напора воды, а удержание era
в верхнем положении — с помощью электромагнита. (Схема рас­
положения каналов, включая каналы СУЗ и исполнительные ме­
ханизмы показана на рис. 6.1 и 6.2).
Рассмотрим подробнее характеристики исполнительных механизмов СУЗ реакторов БАЭС.
214

Исполнительный механизм АР. Приведем некоторые характери­
стики канала, стержня и сервопривода АР (на рис. 6.3 показана
конструкция исполнительного механизма АР). Исполнительный
механизм АР состоит из стержня-поглотителя с рейкой, корпуса
реечной шестерни, редуктора, датчика положения, электродвигате­
ля и барабана с противовесом.

•_7 и-Z о-З «-4 " - 5 A-ff 0-7
Рис. 6.1. Схема расположения каналов:

о-8

/ — каналы рабочие испарительные (732 шт.); 2 — каналы рабочие пароперегревательные
(266 шт.); 3 — каналы стержней РР (78 шт.); 4 — каналы стержней A3 (16 шт.); 5 —каналы
стержней АР (6 шт.); 5 —каналы счетчиков (2 шт.); 7 — каналы пусковых ИК (4 шт.); 8 —
каналы ИК (30 шт.)

Электродвигатель с максимальным числом оборотов п=
=4000 об/мин, напряжением и=220 В, частотой f=427 Гц приво­
дит в движение (через кинематические цепи) стержень-поглоти­
тель и датчик положения. Движение стержня-поглотителя ревер­
сивное. Введение стержня в активную зону осуществляется снизу
вверх. Ограничение хода стержня (при достижении им крайних
положений) обеспечивается срабатыванием конечных выключате­
лей, расположенных в узле датчика положения.
215

8

1

2

J

Рис. 6.2. Размещение исполнительных
механизмов СУЗ реактора БАЭС:
7 —механизм АР; 2 —механизм РР; 3 — канал
пусковой ИК; 4 —графитовая кладка реакто­
ра; 5 — биологическая защита реактора: 6 —
помещение СУЗ реактора; 7 — канал рабочей
ИК; 8 — механизм A3

Рис. 6.3. Конструкция механизма АР:
/ — труба; 2 — противовес; 3 — коуш; 4 — рей­
ка; 5, 7 — направляющие ролики; 6 — реечная
шестерня; 8 — крепежные детали; 9 — муфта;
10 — обойма с направляющими роликами; 11 —
биологическая защита;
12 — направляющий
ролик; 13 — втулки из бористой стали; 14 —
хвостовик стержня; 15 — канал СУЗ; 16 — кор­
пус; 17 — труба; 18 — обойма с направляющи­
ми роликами

216

Характеристика АР

Величина

Длина канала, мм
19 365
Диаметр канала (внутренний), мм
51
Толщина стенки канала, мм „
0,8
Длина стержня (до соединительного звена), мм 5460
Скорость перемещения, см/с
36
Ход стержня, мм
5400
Диаметр трубы канала (внутренний), мм
49,4
Диаметр по роликам стержня, мм
47,4
Масса стержня с рейкой, кг
50
Масса механизма, кг
350
Погрешность показания дат!ика положения, мм +2Ъ

Для уравновешивания стержня с рейкой служит подвешенный
на тросе противовес, имеющий массу 59,9 кг.
Конструкция стержня-поглотителя описана в гл. 4. Обойма
верхнего звена стержня-поглотителя имеет гнездо для захвата,
с помощью которого проводят монтаж и де­
монтаж стержня (с рейкой).
При помощи переходника стержень со­
единен с рейкой длиной 6420 мм, изготов­
ленной из нержавеющей стали.
Редуктор имеет одну червячную пару
с передаточным числом f=60, помещенную
в корпусе из алюминиевого сплава, и кре­
пится к корпусу реечной шестерни. Червяк
и вал червячного колеса редуктора враща­
ются в радиально-упорных шариковых под­
шипниках. С одной стороны вал червячного
колеса соединяется с валом реечной шес­
терни, с другой —с датчиком положения.
Вал червяка одним концом соединяется
через эластичную муфту с электродвигате­
лем, а на другом конце он имеет квадрат
для ручного поворота. Внутренняя полость
корпуса редуктора заполняется смазкой.
Исполнительный механизм PP. Приве­
дем некоторые характеристики канала,
стержня и сервопривода. Исполнительный
механизм РР (рис. 6.4) состоит из стержняпоглотителя с винтом и гайкой, переходни­
ка, редуктора, датчика положения и элек­
тродвигателя. При включении асинхронного
электродвигателя последний приводит в
движение стержень-поглотитель и механизм
ограничения хода и контроля положения
стержня. Движение стержня-поглотителя
реверсивное. Стержень в активную зону Ри< 6 4
вводится снизу вверх. Ограничение хода
г - * 3Исполнительстержня при достижении им крайних поло- J ™ ^ ™ " В1ШТ0М и
жении осуществляется срабатыванием кон- гайкой; 2-редуктор;
з—
b
WT
девых выключателей. К нижнему концу S ? 4 K e ™ U p M "
271

стержня-поглотителя крепится гильза с графитовой гайкой и на­
правляющей чугунной втулкой. Обойма верхнего звена стержня
имеет гнездо для захвата, с помощью которого проводят монтаж и
демонтаж стержня (с винтом).
Характеристика РР

Д.г.ина каналр, мм
Диаметр канала (внутренний), мм
Толщина стенки канал?, мм
Длина стержня, мм
Диаметр вшта, мм

Рис. 6,5,а
218

Величина

19 475
.51
0,8
59С0
28

Шаг винта, мм
Число оборотов винта, об/мин
Длина винта, мм
Скорость перемещения стержня, см/с
Ход стержня, мм
Диаметр трубы канала (внутренний), мм
Диаметр по роликам стержня, мм
Масса стержня в сборе (с винтом), кг
Общая масса механизма, кг

20
100
7185
3,
5400
49,
47,
45,
75,

Перемещение стержня осуществляется посредством вращения
винта. Винт изготовлен из нержавеющей стали, шаг резьбы винта
составляет 20 мм. Нижний конец винта соединен с выходным ва­
лом силового редуктора. Стержень перемещается от вращения винта
по шпонке, расположенной внутри канала. Общая длина активной
части стержня равна 5780 мм. Все детали и узлы стержня в це­
лях увеличения механической прочности при высокой температуре,
а следовательно, и увеличения срока службы, изготовлены из вы­
сококачественных материалов.
Редуктор, который имеет одну червячную пару с передаточным
числом i=28, помещенную в корпус из алюминиевого сплава, кре­
пится к переходнику. Червяк и вал червячного колеса редуктора
вращаются в радиально-упорных шариковых подшипниках.
С одной стороны вал червячного колеса соединяется с винтом
стержня, с другой — с датчиком положения. Вал червяка одним
концом соединяется с электродвигателем, а на другом конце имеет
квадрат для ручного поворота. Внутренняя полость корпуса редук­
тора заполняется смазкой.
Исполнительный механизм A3. Стержень A3 представляет со­
бой набор блочков из поглощающего материала, заключенных

Рис. 6.5. Конструкция механизма
A3 (а) и упрощенная схема управ­
ления стержнем A3 на реакторе
БАЭС (б):
1 — электромагнит; 2 — верхний конце­
вой выключатель; 3 — плунжер; 4 —
амортизатор; 5 — оболочка; 6 — погло­
титель; 7 — канал A3; 8 — аварийный
стержень; 9 — активная зона; 10 — ка­
нал со стоячей водой; / / — шток; 12 —
возвратная пружина; 13 — нижний кон­
цевой выключатель; 14 — клапан

г
\у

ге

?£

Рис. 6.5,6
< .

219

в оболочку из нержавеющей стали. В верхней части стержня A3
находится якорь электромагнита (рис. 6.5,а). В нормальном режи­
ме работы реактора стержень A3 (позиция 5, рис. 6.5,6) удержи­
вается в верхней части канала электромагнитом.
Электромагнит и канал охлаждаются водой, которая, как это
видно из рис. 6.5,6 подается насосом 1 в верхнюю часть канала и
сливается в бак 2, проходя через гидравлическое сопротивление 3
при закрытии электромагнитом клапана 4. При подаче сигнала
о сбрасывании стержней A3 (5) обесточивается удерживающий
электромагнит и одновременно обесточивается и открывается элек­
тромагнитный клапан 4.
Для подъема стержней в схеме используются трехходовые кла­
паны 6, позволяющие изменить направление потока воды и подать
ее не в верхнюю часть канала, как это имеет место при работе
реактора и в процессе сброса стержней, а в его нижнюю часть.
Таким образом, в схеме осуществляются три режима работы
системы гидравлического управления: охлаждения, сброса и
подъема стержней.
Отметим, что на рис. 6.5,6 приведена упрощенная схема управ­
ления стержнями A3. На реакторах БАЭС реализована схема
управления одновременно 16 стержнями A3, в которой приняты
меры по устранению гидравлических ударов при падении
стержней.
§ 6.2. ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЕ МЕХАНИЗМЫ СУЗ
РЕАКТОРОВ ВВЭР

Конструкция кассет регулирования и защиты реактора ВВЭР
была описана в гл. 4.
На реакторах ВВЭР-440 применяются ИМ двух модификаций.
Кинематическая схема ИМ первой модификации показана на
рис. 6.6. ИМ состоит из герметичного электродвигателя синхроннореактивного типа погружного исполнения с автономным охлажде­
нием, что обеспечивает его работу в среде первого контура реакто­
ра при температуре обмотки не более 10(ГС. Общий вид редуктора
электродвигателя приведен на рис. 6.7,а, конструкция электродви­
гателя показана на рис. 6.8. От ведущей шестерни электродвига­
теля вращение передается на редуктор. Особенность данной мог
дификации привода заключается в том, что реечная шестерня за­
креплена не подвижно, а прижимается к рейке усилием электро­
магнита. Такое решение позволяет обеспечить быстрый разгон
(—0,5 с) падающей рейки и связанной с ней кассеты АРК до тре­
буемой скорости (200—300 мм/с) по сигналу A3, а также предо­
хранить редуктор от поломок в случае несрабатывания конечных
выключателей. Конструкция узла отключателя показана на рис. 6.9.
Рейка с промежуточной штангой соединяется посредством байонетного затвора, конструкция которого показана на рис. 6.10.
Управление байонетом вынесено на верхний конец рейки, где уста­
новлен также сердечник датчика положения. Центровка рейки
220

Рис. 6.6. Схема механизма управления ВВЭР-440:.
/ — охладитель; 2 — рейка; 3 — статор электродвигателя;
4 — ротор электродвигателя; 5 — охладитель; 6 — редук­
тор; 7 —узел отключателя; 5,—индуктивный датчик по--)
ложения

а

5

Рис. 6.7. Редуктор с подвижной (а) и с неподвиж­
ной (б) реечной шестерней:
/ — рейка; 2—шарнирный рычаг; 3 — реечная шестерня*
22.lt

обеспечивается специальными направляющими роликами, установ­
ленными в корпусе редуктора (рис. 6.11).
Особенностью ИМ этой модификации является наличие спе­
циального устройства, обеспечивающего регулировку скорости па­
дения рейки с кассетой АРК в режиме A3 за счет изменения гид­
равлического сопротивления перетечек через поршень, установлен­
ный на верхнем конце рейки. Этот же поршень выполняет роль

ГРис. 6.8. Конструкция электродвига­
теля:
/ — вход и выход охлаждающей воды; 2 —
электроввод; 3 — шестерня ведущая; 4 —
; корпус; 5 — подшипник; 6 — ротор; 7 — ста­
тор

Рис. 6.9. Узел отключателя:
/ — пружина, обеспечивающая гарантиро­
ванный отход реечной шестерни от рейки;
2 — тяга; 3 — подвижной сердечник; 4 —
катушка электромагнита

демпфера при падении рейки в крайнее нижнее положение. Демп­
фирование при подходе рейки к подпружиненному упору осущест­
вляется за счет изменения гидравлического сопротивления по пути
движения поршня в сужающемся канале. Первая модификация
механизма СУЗ ВВЭР-440 прошла довольно значительную отра:222

6-r

4 —

И.Г

2—

Рис. 6.10

Рас. 6.12.

Рис. 6.11
Рис. 6.12
Рис. 6.10. Узел соединения рейки с промежуточной штангой
Рис. 6.11. Узел центровки рейки:
1

— направляющий ролик; 2 — корпус редуктора

Рис. 6.12. Схема механизма управления ВВЭР-440 (вторая модификация):
15 — редуктор; 2 — пружинный демпфер; 3 — центробежный тормоз; 4 — электродвигатель;.
— датчик положения; 6 — электроввод
223'.

ботку на Нововоронежской АЭС и после внесения ряда конструк­
тивно-технологических улучшений надежно работает на ряде дей­
ствующих АЭС в СССР и за рубежом, причем первые комплекты
ИМ без неполадок отработали установленный срок службы.
На некоторых действующих и строящихся АЭС применен ИМ
второй модификации, отличающейся от первой более простой кине­
матической схемой (рис. 6.12). Конструкция редукторного меха­
низма показана на рис. 6.7,6. Упростить кинематику данной моди­
фикации ИМ удалось использованием более низкооборотного, по
-сравнению с первой модификацией, механизма электродвигателя,
что позволило обеспечить требуемые характеристики разгона до
скорости, соответствующей движению в режиме A3, без отсоедине­
ния реечной шестерни от рейки. Ограничение скорости падения
рейки в режиме A3 обеспечивается центробежным фрикционным
регулятором.
В ИМ применен также более компактный, но более сложный
по кинематике индуктивный линейный датчик положения. Для
-обеспечения надежного сброса стержней в режиме A3 между элек­
тродвигателем и датчиком положения установлена муфта предель­
ного момента. Для создания нормальных условий работы электро­
технических узлов в конструкции ИМ применена более совершен­
ная система термозатвора. Рейка соединяется с промежуточной
штангой посредством байонетного затвора, но управление им осу­
ществляется через внутренний канал в теле рейки. Эта конструк­
ция механизма также прошла испытания на Нововоронежской
АЭС и надежно эксплуатируется на действующих АЭС.
Для реактора ВВЭР-1000 разработаны и прошли стендовую от­
работку несколько типов линейных электромагнитных механизмов.
Принцип действия механизмов этого типа рассмотрен в гл. 5. Не­
обходимо отметить, что использование в реакторе ВВЭР-1000 элек­
тромагнитного механизма СУЗ, принципиально отличного от ме­
ханизма СУЗ реактора ВВЭР-440, обусловлено тем, что в реакторе
ВВЭР-1000 применена не «кассетная», а «кластерная» система ретулирования, и масса кластера, перемещаемого механизмом СУЗ,
«относительно мала — несколько десятков килограмм (а не сотен,
как в ВВЭР-440).
-§ 6.3. ШАГОВЫЙ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ МЕХАНИЗМ
С ЭЛЕКТРОМАГНИТНОЙ ЗАЩЕЛКОЙ

Для управления корпусными реакторами PWR фирма «Вестинтауз» создала конструкцию герметичного ИМ с ЛШД двигателем.
Первый вариант этого ИМ был установлен на реакторе АЭС
«Янки» (электрическая мощность 185 МВт), пущенном в США
в 1960 г. Компоновка регулирующих органов и ИМ изображена на
[рис. 6.13,а, б.
Реактор регулируется с помощью 24 крестообразных стержней
из сплава серебра с индием (15%) и кадмием (5%), плакирован­
ного тонким слоем никеля для защиты от коррозии. Еще 8 коррекГ224

тировочных стержней используются для грубого регулирования ре­
активности.
Продолжением активной части стержня снизу является вытес­
нитель из сплава циркаллой-2, длина которого равна высоте актив­
ной зоны. Вытеснитель служит направляющим элементом для
стержня, предупреждает образование нейтронной ловушки при
извлечении поглотителя из зоны и, наконец, не дает воде возмож­
ности проходить через канал стержня в обход твэлов.
Верхняя часть стержня связана со штангой, идущей к исполни­
тельному механизму. Эти штанги в верхней части корпуса реакто-

E
S>^
1
d

15—806

.

3 — амортизатор; 4 — поглотитель; 5 — вытеснитель; 6 — защитная труба вытесните­
ля; 7 — защитная труба штанги; 8 —
стержни регулирования

225

pa заключены в направляющие трубы, которые одновременно слу­
жат цилиндрами гидравлических амортизаторов и защищают
штанги от воздействия потока теплоносителя. Исполнительные ме­
ханизмы устанавливаются на крышке реактора.
В качестве примера исполнительного механизма СУЗ реактора
с водой под давлением фирмы «Вестингауз» применительно
к транспортным установкам рассмотрим линейный шаговый меха­
низм, показанный на рис. 6.14. Это усовершенствованный вариант
привода для перемещения регулирующих стержней, применяемого
в реакторах АЭС. Проведенные усовершенствования позволяют
использовать привод в специфических условиях работы транспорт­
ных установок и, в частности, в случае опрокидывания судна.
Основная подвижная часть ИМ — шток /, связанный с регули­
рующим стержнем. На поверхности штока выполнены кольцевые
канавки 23. Основные элемен­
ты привода находятся внутри
герметичной прочной трубы,
изготовленной из магнитомягкой стали. В трубу 21 вварены
кольцеобразные проставки 6
из немагнитной стали. Внутри
трубы 21 смонтирована с по­
мощью фланцев 4 и 22 направ­
ляющая труба 2, имеющая
прорези 3 для защелок. В, коль­
цевом пространстве, образо­
ванном трубами 21 и 2, распо­
ложены электромагнитные си­
стемы, возбуждаемые катуш­
ками 8, 11, 17, установленными
снаружи трубы 21. В верхней
части механизма расположена
система аварийной блокировки
при опрокидывании судна. Она
состоит из защелок 19, 20, при­
крепленных к фланцу 22 и яко­
рю электромагнита блокиров­
ки 24.
Привод имеет три электро­
магнита: верхний электромаг­
нит подъема и блокировки
при опрокидывании, возбуж­
даемый катушкой 17; сред­
ний электромагнит захвата,
возбуждаемый катушкой 11,

Рис. 6.14. Линейный шаговый меха­
низм
226

нижний электромагнит удержания, возбуждаемый катуш­
кой 8 Сердечники электромагнита подъема 26 и 27 присоеди­
няются к направляющей трубе 2 крепежными деталями 16. Элек­
тромагнит подъема имеет два якоря —для подъема 29 и блоки­
ровки 24, которые при обесточенной катушке отбрасываются
в исходное положение пружинами 28 и 25. Электромагнит захвата
имеет якорь 32, возвращаемый в исходное положение пружиной 13
и защелками 30 и 31. Удерживающий электромагнит имеет якорь
37, притягиваемый к магнитопроводу 33, 35 и возвращемый
в исходное положение пружиной 34, и защелкой 5 и 36. Во избе­
жание прилипания якоря все электромагниты имеют немагнитные
покрытия 9, 12, 15 и 18. Детали 7, 10 и 14 являются магнитопроводом. Привод работает следующим образом. При перемещении
регулирующего органа вверх включается катушка электромагнита
захвата 11, защелки входят в кольцевые канавки 23 штока /.
Включается удерживающая катушка 8 и удерживающие защелки
расцепляются со штоком; включается подъемная катушка 17, при
этом якорь 24 притягивается к сердечнику 26, защелки электро­
магнита блокировки 19, 20 расцепляются со штоком и притяги­
вается якорь 29, который вместе с системой захватывающих заще­
лок перемещает на величину шага шток с регулирующим стерж­
нем. Затем вновь возбуждается катушка 8, удерживающие защел­
ки входят в кольцевые проточки штока; катушки 17 и 11 отключа­
ются, защелка электромагнита блокировки сцепляется со штоком;
подъемный и захватывающий якорь возвращается в исходное по­
ложение. Следующий шаг перемещения вверх происходит анало­
гично.
При перемещении регулирующего органа вниз катушка 8 воз­
буждается, включается катушка 17, притягивается якорь 29 и за­
щелки электромагнита блокировки 19, 20 выходят из зацепления;
включается катушка 11, захватывающие защелки сцепляются со
штоком; отключается удерживающая катушка 8, выключается ка­
тушка 17 и якорь 29 вместе с якорем 32 и штоком / перемещается
вниз на длину шага. После перемещения регулирующего органа
вниз защелки блокировки входят в зацепление со штоком. Сле­
дующий шаг вниз происходит таким же образом.
При каждом шаге, отрабатываемом механизмом, защелки бло­
кировки при опрокидывании судна входят в зацепление со штоком,
связанным с регулирующим органом. Этим самым предотвращает­
ся самопроизвольное перемещение регулирующего органа в актив­
ной зоне реактора даже в случае полного исчезновения электро­
питания.
В верхней части ИМ расположен индуктивный датчик положе­
ния. На цилиндрическом корпусе, несущем давление, установлено
30 катушек с шагом 76,2 мм. Каждая катушка имеет по две
обмотки. Все первичные обмотки соединены последовательно и пи­
таются переменным током.
К выводам вторичных обмоток подключены лампочки накали­
вания, расположенные столбиком на щите управления. По мере
,5

*

227

подъема стержня верхний конец штанги из магнитомягкой стали
замыкает поочередно магнитные цепи катушек, и лампочки на щи­
те одна за другой загораются.
Сигнализация о верхнем или нижнем положениях стержня
используется в схеме управления для блокировки соответствующе­
го перемещения.
Система управления этими ИМ обеспечивает подачу питания
на обмотки электромагнитов в соответствии с программой цикла.
В первом варианте ИМ (АЭС «Янки») использована релейная схе­
ма. В модернизированном варианте применяется бесконтактная
схема питания.
§ 6.4. ГИДРАВЛИЧЕСКИЙ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ МЕХАНИЗМ СУЗ
КИПЯЩЕГО РЕАКТОРА

Особенности корпусного кипящего реактора типа BWR. Кор­
пусные энергетические реакторы с кипящей водой (типа BWR)
имеют некоторые технические характеристики, аналогичные харак­
теристикам некипящих водо-водяных реакторов. Соответственно
отдельные конструкционные решения по механизмам управления
приемлемы для обоих типов, реакторов. К таким общим вопросам
можно отнести конструкцию органов регулирования, решение
проблемы выбора материалов, уплотнения ИМ, преодоление труд­
ностей, связанных с наличием высокого давления в корпусе и тес­
ным расположением механизмов на крышке реактора.
Однако для успешного проектирования надежных и высокоэф­
фективных механизмов и органов СУЗ для кипящих реакторов не­
обходимо иметь в виду следующие специфические особенности
установок этого типа.
1. Для кипящих реакторов характерна неоднородность структу­
ры активной зоны по высоте. При восходящем потоке теплоноси­
теля в нижней части активной зоны имеется небольшой экономайзерный участок без кипения, выше которого начинается образова­
ние пузырьков пара. В верхней части активной зоны теплоноситель
имеет ярко выраженную двухфазную структуру: паросодержание
на выходе достигает 10—15% . (по массе). Соответственно этому
изменяются по высоте замедляющие свойства теплоносителя,
а значит, и энергораспределение: его максимум смещается. , от
центра вниз. При этом ввод поглотителя сверху будет еще более
деформировать поле энерговыделения, а дифференциальная эффек­
тивность такого органа регулирования в начале хода может ока­
заться недостаточной.
2. В связи с меньшей энергонапряженностью габаритные раз­
меры кипящего реактора при той же мощности получаются боль­
ше, чем у реактора с водой под давлением. Поэтому количество
регулирующих стержней в кипящих реакторах больше, чем в не­
кипящих корпусных реакторах.
Значительно большее количество органов регулирования на со­
временных кипящих реакторах объясняется не только усложнёни228

задач пространственного регулирования энерговыделения в боль­
шой зоне, но и трудностью применения здесь жидких поглотителей,
так что вся избыточная реактивность компенсируется толькр
стержнями.
.
я
3 В современных больших кипящих реакторах BWR сепарация
пара происходит, как правило, в корпусе реактора. Пространство
над активной зоной используется для гравитационного отделения
капель воды, установки центробежных и жалюзийных сепараторов,
организации тяговых участков (в установках с естественной цир­
куляцией).
С учетом изложенных соображений в реакторах BWR считает­
ся целесообразным ввод стержней-поглотителей в активную зону
снизу со стороны экономайзерного («холодного») участка. ИМ при
этом также целесообразно располагать снизу, под реактором. Та­
кое решение облегчает перегрузку зоны, приводит к улучшению
профиля энерговыделения по высоте реактора, обеспечивает до­
статочно высокую и стабильную эффективность органов регулиро­
вания (что особо важно для Аварийной защиты), создает опреде­
ленные удобства компоновки внутрикорпусных устройств и, нако­
нец, дает возможность вести перегрузку при работающей систе­
ме A3.
В пользу «нижнего» расположения ИМ на кипящих реакторах
говорит и необходимость надежного охлаждения и смазки дета­
лей механизма.
Как уже отмечалось, нижнее расположение органов и механиз­
мов управления имеет недостатки:
усложнение конструкции корпуса реактора и здания АЭС в свя­
зи с созданием под реактором помещения СУЗ;
опасность скопления радиоактивного шлака в патрубках и ИМ;
необходимость мощного и быстродействующего привода СУЗ
для осуществления быстрого ввода в активную зону стержней A3
против силы тяжести; при известных ограничениях на размеры
наиболее подходящим для такой цели является линейный гидрав,лический привод (гидроцилиндр).
\
Нижнее расположение механизмов системы управления приня­
то на всех больших кипящих реакторах фирмы «Дженерал элеютрик» (США), которая является в настоящее время основным про­
изводителем ядерных энергетических установок подобного типа.
Универсальный гидропривод. Для перемещения стержней-погло­
тителей в режимах компенсации, ручного и автоматического регу­
лирования, а также медленной и быстрой A3 фирмой «Дженерал
электрик» (США) разработан компактный универсальный ИМ
с гидравлическим приводом. Такие механизмы устанавливаются
на патрубках, вваренных в днище реактора, стержни же загружа­
ются в зону сверху и сцепляются со штангами механизмов байонетными замками (поворот на 90°). Для выхода регулирующих
органов в пространстве под активной зоной имеются направляю­
щие трубы.
229

Схематический разрез привода дан на рис. 6.15. Рабочей жид­
костью является дистиллированная вода (конденсат турбины),
поступающая в цилиндр привода от напорной магистрали. Для
ввода стержня-поглотителя в активную зону (движение вверх)
в нижнюю часть рабочего цилиндра через электромагнитный кла­
пан подается вода
под давле­
5
нием на 14-10 Па выше, чем
в корпусе реактора (70-105
Па). Одновременно другой
клапан соединяет пространство
над кольцевым рабочим порш­
нем со сливной магистралью
(рис. 6.16).
Давление в сливной маги­
страли поддерживается
выше
5
реакторного на 2 • 10 Па. Под
действием разности
давлений
5
равной 12-10 Па поршень пе­
ремещается вверх, открывая
по пути защелку односторон­
него действия. Для остановки
стержня давления жидкости по
обе стороны поршня уравнива­
ются, и он вместе со стерж­
нем-поглотителем опускается
на некоторое расстояние вниз,
пока защелка не застопорит
его в одном из 12 положений,
определенных кольцевыми ка­
навками на поршне.
Если необходимо увеличить
реактивность (вывести стер­
жень из активной зоны), вы­
Рис. 6.15. Исполнительный механизм
сокое давление подается в по­
С У З реактора B W R :
лость рабочего цилиндра над
/ — замок сцепления; 2 — шток поршня; 3 — поршнем. Это же давление че­
поршень защелки; 4 — шариковая защелка;
5 —рабочий цилиндр; 5 —поршень привода;
рез специальный канал дей­
7 — поршневые кольца; 8 — страхующий кла­
ствует
на поршень защелки, от­
пан
крывая ее (предварительно ав­
томатически разгруженную кратковременным толчком вверх). Кон­
струкция защелки не препятствует перемещению поршня вверх
(т. е. вводу стержня в активную зону) при любых обстоятельствах,
в то же время она надежно предотвращает непроизвольное извле­
чение поглотителя под действием силы тяжести или внутриреакторного давления.
Для быстрого введения стержней служат аварийные клапаны,
работающие на обесточивание. Один из них соединяет нижнюю
полость цилиндра с аварийным аккумулятором,
где рабочая жид­
кость содержится при давлении 98 «105 Па, а другой клапан под230

ключает верхнюю полость к сбросному баку. В гидросистеме име­
ется один аккумулятор емкостью 25 л на каждые три механизма.
Если в результате отказа клапана или аккумулятора высокое дав­
ление не поступило под поршень, а также при общем падении дав-

X № П

Р=2-105Па

Р*П-1051)а
Подбод Воды

Еш u i ^ u ^ ^ ^ ^ ^

гидравлическая схема управления исполнитель-

еАИНеНИе: 3
^ ^ ^ ^ 1 ^ ^ ^ т ^ ^ ^ !Г^
рпус
к т о а ~ ****** Реактора; 4-направляюной клапан; 9 - ваттные^ 5 S SНSЫ 5: Т л К ОП0ДаЧа
Р е аВ0ДЫ
Р : к 7-поршень
привода; в-выпускАругим
сброса при аварийном остано^? / / 29 к*lZ
приводам; / / - к л а п а н
лапа Ь1
ного останова; 14 - селек-mn^fi
~
н
регулировки скорости; 13 — клапан аварийгидравлический аккумулятор- ?7 клапаны; /5 — бак сброса при аварийном останове; 16 —
ллумулятор, п~ основной распределительный клапан

231

ления в гидросистеме, перемещение поршня вверх для остановки
^реактора осуществляется с5 помощью воды, поступающей из реак­
тора под давлением 70 «10 Па через страхующий клапан. В конце
хода поршень постепенно перекрывает сливные отверстия, осуще­
ствляя гидравлическое торможение.
В верхней части полого штока рабочего поршня предусмотрены
разгрузочные окна, чтобы исключить возможность воздействия
нескомпенсированного реакторного давления. Проходные сечения
рабочих клапанов обеспечивают перемещение стержней
со ско­
-4
ростью 150 мм/с, что соответствует примерно Ю кЭф/с на один
стержень. Аварийное введение поглотителя на полный ход (рав­
ный 2,5 м) происходит за время около 3 с. Обычно в режиме A3
все стержни перемещаются на 10% хода за 0,6 с.
Индикация положения стержня проводится с точностью 1,3 см
герконами. Они располагаются в центральной полой трубе и замы­
каются под действием постоянного магнита, встроенного в рабочий
поршень. Уплотнение поршней осуществляется кольцами из спе­
циального графита. Механизм в целом уплотняется прокладкой во
фланце патрубка, вваренного в днище реактора и проходящего
сквозь нижнюю защиту. Все гидравлические линии подведены
к этому фланцу сверху, что позволяет при необходимости снять
механизм без отсоединения трубопроводов гидросистемы.
Все утечки из цилиндра направлены в реактор, так как при
нормальной работе
давление по обе стороны поршня по крайней
мере на 2-105 Па больше, чем в реакторе. При неподвижном
стержне регулирования через исполнительный механизм в реактор
поступает вода с небольшим расходом.
§ 6.5. ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ МЕХАНИЗМ СУЗ
РЕАКТОРА РБМК-1000

На реакторе РБМК-1000 применен электромеханический привод
стержней СУЗ верхнего расположения с преобразователем враще­
ния «барабан — трос».
Конструкция приводов РР и A3 одинакова. Рабочий ход стерж­
ней составляет 6,25 м, скорость перемещения — 0,4 м/с. В приводе
применен электродвигатель постоянного тока, питание которого
48 В, мощность 500 Вт и скорость вращения ротора 2500 об/мин.
В двигатель встроена электромагнитная муфта, стопорящая ротор
при подаче питания 48 В на ее обмотку.
Привод механизма РР—A3 показан на рис. 6.17. Он состоит из
алюминиевого корпуса 1, в котором смонтированы все основные
элементы, показанные на кинематической схеме (рис. 6.18). На
валу 2, укрепленном на шарикоподшипниках, смонтирован бара­
бан 15, на который наматывается трос 14. Вал получает вращение
от электродвигателя 8 через редуктор 12, с которым связаны так­
же сельсин 3 и кулачки, воздействующие на концевые выключа­
тели 9. Герметизация вала 2 от охлаждающей воды осуществляется
манжетными уплотнениями 13 и 16. Полость между манжетными
232

:>

Ъл>ти(()

Puea
о

<v rvf < f< (

(^&\\\к\к\к\кк\\\\\\\\к\\\Ш

H
CO

<u
CO

<

a,
<
о

pa­
is.

cu

e
к
к

Я"
>>
о*

СО-

a

уплотнениями заполняется маслом под давлением, создаваемым
в резервуаре 7, который состоит из корпуса с упругим элемен­
том — сильфоном и пружиной, создающей давление во внутренней
полости резервуара при заполнении его жидкостью. В резервуаре
имеется отверстие для заливки рабочей жидкости, закрываемой
пробкой. При заполнении резервуара рабочей жидкостью спе­
циальным приспособлением создается предварительное сжатие
сильфона. Масло в межманжетную полость из резервуара пода­
ется по каналу в корпус. В корпусе имеется также дренажный ка­
нал, соединенный с межманжетной полостью.

Рис. 6.18. Кинематическая схема исполни­
тельного
механизма
СУЗ
реактора
РБМК-ЮОО

На валу сельсина 3 укреплен циферблат 4, а в корпусе уста­
новлена стрелка //. Циферблат со стрелкой образуют встроенный
указатель положения, по которому можно установить положение
стержня-поглотителя в случае исчезновения электропитания или
поломки элементов контроля. За показаниями на шкале можно
наблюдать через стекло 5.
На валу электродвигателя 8 установлен упор для сцепления
с поводком привода, которым можно воспользоваться для опуска234

регулирующего стержня в активную зону в случае выхода из
строя электродвигателя. Температура электродвигателя контроли­
руется датчиком, приклеенным к его корпусу. В корпус привода
через ниппель 6 закачивается сухой азот под избыточным давле­
нием предотвращающий попадание внутрь корпуса воды из кана­
ла СУЗ.
Подвод питания к приводу осуществляется специальным элек­
троразъемом 10, состоящим из гибкого металлорукава, на одном
конце которого герметично установлена розетка. В нерабочем по­
ложении розетка закрыта крышкой. Другой конец металлорукава
герметично запаян в плиту электроразъема, которая крепится
к корпусу привода. Работу привода лучше рассмотреть на схеме
(рис. 6.18). Механизм РР—A3 приводится в действие электродви­
гателем постоянного тока 4, имеющим встроенную электромаг­
нитную муфту, которая тормозит вал электродвигателя при подаче
напряжения на обмотку муфты. Электродвигатель через переда­
чу 5 передает вращение на барабан 6, на который наматывается
трос, связанный со стержнем-поглотителем 7. Через кинематиче­
скую передачу / вращение передается сельсину-датчику 8 типа
БД-404А и кулачкам 5, воздействующим на микровыключатели 2
крайнего верхнего и нижнего положений стержня.
Работа привода в режиме PP. При отсутствии команд на подъ­
ем или опускание стержня электрические цепи якоря и обмотки
возбуждения электродвигателя обесточены, цепь обмотки электро­
магнитной муфты находится под напряжением, а барабан с тросом
и стержнем — в заторможенном состоянии.
При извлечении стержня из активной зоны от источника пита­
ния подается напряжение на якорь и обмотку возбуждения элек­
тродвигателя и одновременно обесточивается цепь электромагнит­
ной муфты. Тормоз муфты отключается, и двигатель может пере­
мещать регулирующий стержень. При срабатывании верхнего кон­
цевого микровыключателя или при снятии команды на переме­
щение стержня электрические цепи якоря и обмотки возбуждения
двигателя обесточиваются и подается питание на муфту двигате­
ля — стержень затормаживается.
Введение стержня в активную зону (опускание) может про­
исходить при подаче импульсов напряжения в цепь якоря для
уменьшения времени переходного процесса (импульс форсировки)
или без подачи импульса форсировки. Опускание стержня при по­
даче импульса в цепь якоря производится следующим образом.
Подается полное напряжение источника на якорь и обмотку воз­
буждения и снимается питание с муфты, привод начинает рабо­
тать на опускание в двигательном режиме. После окончания
импульса обмотка якоря отключается, от источника напряжения,
а напряжение на обмотке возбуждения уменьшается до заданного
значения. Привод продолжает опускать стержень (под действием
массы стержня) в режиме динамического торможения. При размы­
кании нижнего концевого микровыключателя (или при снятии ко235

манды) обесточивается цепь обмотки возбуждения и подается пи­
тание на муфту — стержень затормаживается.
Опускание стержня без подачи импульса напряжения в цепь
якоря происходит следующим образом. Подается питание на
обмотку возбуждения, муфта обесточивается, и привод под дейст­
вием массы стержня начинает опускать стержень в режиме дина­
мического торможения с ослабленным потоком. При размыкании
нижнего концевого микровыключателя (или при снятии команды)
снимается напряжение с обмотки возбуждения и подается питание
на муфту — стержень затормаживается.
1
Работа привода в режиме A3. При подаче сигнала A3 электро­
магнитная муфта обесточивается, и привод под действием веса
стержня начинает опускать его в режиме динамического торможе­
ния с самовозбуждением. При размыкании нижнего концевого
микровыключателя подается питание на муфту. После срабатыва­
ния муфты сервопривод затормаживается. В случае исчезновения
напряжения, питающего муфту, привод также останавливается, но
цри полном разматывании троса.
Привод АР и УСП. Привод укороченных стержней-поглотите­
лей (УСП) осуществляет ввод стержней в активную зону снизу,
поэтому при отключении питания сброс стержня не происходит.
В связи с этим изменена конструкция электромагнитной муфты
двигателя: в обесточенном состоянии ротор заторможен и привод
удерживает стержень за. счет усилия муфты. Аналогичная муфта
установлена в приводе стержней АР. Кроме того, барабан приво­
да АР имеет винтовую канавку для ориентированной намотки тро­
са в один слой, что уменьшает износ троса. Рабочий ход стержней
АР составляет 4,5 м.
Регулирующие стержни реактора РБМК имеют значительный
рабочий ход. Использование в механизме преобразователя движе­
ния (барабан — трос) позволяет при значительном ходе стержня
получить компактную конструкцию привода с небольшими разме­
рами, установить привод в биологической защите под плотным на­
стилом центрального зала и относительно просто осуществить био­
логическую защиту канала СУЗ. Использование в приводе двига­
теля постоянного тока с самовозбуждением дает возможность осу­
ществить относительно просто электродинамическое торможение
регулирующего стержня. Использование этих же двигателей в при­
водах АР позволяет получить значительный диапазон регулирова­
ния скорости.
Но механизмы этого типа имеют и недостатки. Одним из основ­
ных недостатков является быстрое изнашивание троса, особенно
в приводах АР, ввиду малого диаметра барабана и большого чис­
ла изгибов троса. Это обстоятельство вызывает частую замену ИМ.
Другой недостаток — необходимость поддержания во внутренней
полости привода избыточного давления азота и в межманжетном
уплотнении вала барабана — избыточного давления масла во избе­
жание попадания воды, охлаждающей канал СУЗ, во внутреннюю
полость привода. Использование гибкой связи (трос) между регу236

лируюшим органом и приводом механизма требует принятия спе­
циальных мер по предотвращению всплывания стержня с вытес­
нителем. Применение двигателя постоянного тока для механизмов
АР требует довольно сложной системы электрической синхрониза­
ции отдельных механизмов АР или их групп.
Несмотря на отмеченные недостатки, эксплуатация механиз­
мов этого типа на реакторах РБМК-ЮОО показала их относитель­
но высокую надежность, что объясняется тщательной отработкой
их конструкции и технологии на заводе-изготовителе. Следует так­
же иметь в виду, что на аппаратах канального типа замена вы­
шедших из строя механизмов может производиться на работаю­
щем реакторе и не вызывает особых трудностей.
Глава 7
СТРУКТУРА СИСТЕМ УПРАВЛЕНИЯ
И ЗАЩИТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
§ 7.1. ОСНОВНЫЕ ФАКТОРЫ, ОПРЕДЕЛЯЮЩИЕ СТРУКТУРУ,
СИСТЕМ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ
>

,

.,

.

-

•

{• j

СУЗ предназначена для оперативного контроля за* ходом, цепной
реакции деления в активной зоне ядерного реактора и управделия
этим процессом в следующих режимах: первоначальная загрузка
и перегрузки топлива; пуск реактора из.подкритического состоя^
ния; вывод на мощность; работа в энергетическом диапазоне., (из­
менение или поддержание заданного уровня мощности)"; регла­
ментная или аварийная остановка реактора; контроль и.поддер­
жание подкритического состояния. СУЗ должна исключить
возможность неконтролируемого развития цепной реакции в актив­
ной зоне реактора или распространения радиоактивности во всех
эксплуатационных режимах и аварийных ситуациях.
Рассмотрим подробнее требования к СУЗ в перечисленных ре­
жимах работы реактора.
Пуск. Под пуском мы будем понимать вывод реактора, в кри­
тическое состояние из полностью заглушённого и подъем мощности
до (0,1—1)%QHOM, где QHOM — номинальный уровень мощности.
В этом режиме энергетический реактор вручную регулируется опе­
ратором. Возможен автоматический пуск некоторых типов реакто­
ров. Регулирующие стержни-поглотители извлекаются небольши­
ми шагами, увеличивая реактивность до тех пор, пока реактор не
станет надкритичным. Вводимая реактивность и скорость ее изме­
нения определяются заданным периодом разгона реактора, а так­
же исходной подкритичностью (см. гл. 2).
К средствам управления в этом режиме предъявляются следую­
щие требования:
1. Обеспечить пуск с заданной скоростью увеличения мощности
при соблюдении ограничений, накладываемых на вводимую реак237

тивность и скорость ее введения. Например, время пуска может
быть ограничено, чтобы исключить попадание реактора в йодную
яму. Правилами ядерной безопасности, действующими в СССР,
максимальная скорость введения положительной реактивности
определена величиной 0,07рЭф/с.
2. Обеспечить надежный контроль мощности (интенсивности
цепной реакции). Следует отметить, что это требование существует
во всех режимах работы реактора, однако в режиме пуска выпол­
нение его наиболее затруднительно, так как необходимо контро­
лировать низкие уровни потока нейтронов при большом у-фоне
остановленного реактора. Средства измерения потока нейтронов
при пуске реактора обсуждались в гл. 3.
Вывод на мощность. В этом режиме начинается ядерный разо­
грев активной зоны, устанавливаются номинальные расходы теп­
лоносителя. Подъем мощности ведется в соответствии с требова­
ниями энергосистемы. Кроме того, скорость подъема мощности
регламентируется скоростью разогрева элементов конструкции
активной зоны. Средства управления в этом режиме обеспечивают:
1. Необходимую скорость подъема мощности, в том числе при
наихудших расчетных условиях (например, интенсивное падение
реактивности после аварийной остановки из-за отравления).
2. Компенсацию изменения реактивности, связанной с разогре­
вом реактора и подъемом мощности.
3. Заданное энергораспределение при подъеме мощности, осо­
бенно при подходе к номинальному уровню мощности. Особое
внимание при подъеме мощности уделяется переходным режимам
при изменении уровня мощности, расхода теплоносителя и т. д.
Работа на номинальной мощности. В этом режиме реактор дол­
жен удовлетворять требованиям энергосистемы, в то же время его
параметры должны оставаться в заранее определенных безопас­
ных пределах.
Вопросы регулирования ядерного реактора как элемента ЯЭУ
рассматривались в гл. 2.
В режиме работы на номинальной мощности СУЗ должна
удовлетворять следующим требованиям:
1. Поддерживать мощность и энергораспределение в объеме
активной зоны в заданных пределах. Как отмечалось выше, эту
функцию СУЗ выполняет совместно с системой контроля энерго­
распределения (СКЭ) и системами контроля теплотехнических
параметров первого контура (расход, температура, давление теп­
лоносителя). Для формирования и поддержания заданного энерго­
распределения необходимо иметь возможность перемещать стерж­
ни регулирования в заданное положение с высокой точностью.
Кроме того, необходимо сохранение этого положения стержня не­
прерывно в течение длительного времени при отсутствии сигнала
на его перемещение.
2. Компенсировать отравление реактора ксеноном и выгорание.
3. Компенсировать возможные возмущения реактивности, соз­
даваемые внешним контуром теплоносителя.
238

Остановка. Режим регламентной остановки обычно осуществля­
ется регулируемым введением отрицательной реактивности. Другой
тип остановки — аварийная остановка, при которой мощность сни­
жается за короткое время посредством быстрого введения стерж­
ней-поглотителей и реактор таким образом переводится в глубоко
подкритическое состояние (заглушается). Сигнал аварийной за­
щиты, по которому производится остановка реактора, обычно ука­
зывает на опасные или потенциально опасные условия для реак­
тора или ЯЭУ в целом. СУЗ должна быть спроектирована так,
чтобы достаточная отрицательная реактивность могла быть введе­
на для остановки реактора при любых условиях. Одним из спосо­
бов увеличения скорости введения отрицательной реактивности
является введение в активную зону всех стержней одновременно
по сигналу A3.
Контроль и поддержание подкритического состояния. После
остановки реактора происходит существенное изменение реактив­
ности в результате отравления и разотравления реактора, измене­
ния температуры активной зоны и теплоносителя. Эти изменения
реактивности могут быть как положительные, так и отрицательные.
В результате изменения реактивности и интенсивности источников
фотонейтронов происходит изменение мощности подкритического
реактора. В этих условиях на реакторе проводятся ремонтные и
профилактические работы, а также перегрузка топлива. Отрица­
тельная реактивность, создаваемая стержнями регулирования,
должна быть такова, чтобы обеспечить глубоко подкритическое со­
стояние реактора во всех перечисленных выше условиях. Измери­
тельные каналы СУЗ должны обеспечить контроль потока нейтро­
нов остановленного подкритического реактора на фоне интенсив­
ного остаточного у-излучения реактора.
Измерительные каналы СУЗ. Выполнение требований, прису­
щих каждому из перечисленных выше режимов, и работа во всем
диапазоне изменения мощности реактора обеспечивается разделе­
нием измерительных каналов на отдельные подсистемы. Они вклю­
чают в себя: пусковые каналы; каналы контроля реактора на
энергетических уровнях мощности; каналы аварийной защиты.
Диапазоны работы измерительных каналов показаны на
рис. 3.8.
Пусковые каналы контролируют плотность потока нейтронов и
период реактора в подкритическом состоянии и при выводе реак­
тора в критическое состояние, а также при подъеме мощности до
<0,1-M)QHOM.

Каналы контроля реактора на энергетических уровнях мощно­
сти обеспечивают контроль как при ручном, так и при автомати­
ческом изменении или поддержании уровня мощности и энергорас­
пределения в активной зоне реактора. Диапазон работы этих ка­
налов составляет от 1 до 150% номинальной мощности. Каналы
аварийной защиты обеспечивают остановку реактора автомати­
чески или с помощью оператора при опасных или потенциально
опасных условиях. Эти каналы выдают также предупредительные
239

сигналы (ПС) оператору о приближении к потенциально опасным
условиям и посредством логических схем ограничивают действия
персонала АЭС и автоматики, которые могут оказаться в данной
ситуации недопустимыми. Диапазон работы каналов A3 — от долей
процента до 150% номинальной мощности.
Следует отметить, что приведенное разделение функций изме­
рительных каналов условно в том смысле, что указанные каналы
не являются полностью автономными. Так, каналы A3 используют
многие сигналы, поступающие из первых двух подсистем. Иногда
элементы системы АР мощности совместно с пусковыми каналами
обеспечивают автопуск реактора. Тем не менее такое разделение
позволяет представить работу элементов СУЗ реактора. Остано­
вимся подробнее на функциях и структуре перечисленных выше
каналов.
§ 7.2. ПУСКОВЫЕ КАНАЛЫ

Общая характеристика. Основной задачей пусковых каналов
ядерного реактора является обеспечение контроля подкритического состояния и контролируемого безопасного подъема мощности
из глубоко подкритического состояния реактора до нижнего пре­
дела энергетического уровня мощности с периодом нарастания
мощности не меньше заданного предельно допустимого значения.
В пусковом режиме важна не столько точность измерения
мощности и периода, сколько непрерывность и наглядность инди­
кации этих параметров. Обычно диапазон измеряемых периодов
лежит в пределах от 200 до 10 с и период измеряется с погреш­
ностью 15—20%. Измерение периода в пусковом режиме важно
прежде всего потому, что установившийся период определяется
избыточной реактивностью или скоростью выведения из подкритичности, т. е. параметрами, от . которых зависит ядерная безопас­
ность.
Пусковые каналы выполняют следующие функции:
измерение сигналов, пропорциональных мощности и периоду
реактора;
регистрация этих сигналов;
выдача в систему A3 сигнализации о достижении периодом
предупредительной уставки (значение периода, принятого в качест­
ве предупредительного);
выдача в систему A3 сигнала о появлении периода, меньшего
предельно установленного значения (аварийный сигнал);
в случае автоматического пуска — выдача сигналов, обратно
пропорциональных периоду, на автоматическое перемещение
стержней.
В пусковом режиме плотность потока нейтронов в активной зо­
не энергетического
реактора изменяется
в пределах
значений от
10
12
2
(10—103) нейтр./(см2-с) до (10
—10
)
нейтр./(см
-с)
при экспо­
2
зиционной дозе у-фона до 10 А/кг. Поэтому необходимо приме­
нение различных типов детекторов и каналов измерения — им240

пульсных, флуктуационных, токовых с компенсацией у-фона, ра­
ботающих в поддиапазонах, на которые разбивается пусковое
диапазон. Подробно вопрос о выборе детекторов для контроля:
пусковых режимов реактора рассмотрен в гл. 3. Здесь отметим,,
что широкий диапазон изменения сигнала и необходимость контро­
ля за быстропеременными процессами требуют использования:
в пусковых каналах приборов, логарифмирующих сигнал нейтрон­
ного детектора и работающих без переключения пределов изме­
рения.
Представление информации о потоке нейтронов в режимах
пуска и подъема мощности осуществляется при помощи выносных
Inn

1

J

L

1

7
0

о

W

г
Y

»>!

5

\0

\1

J_dn
. п at

6

Рис. 7.1. Структурная схема импульсного канала контроля мощности и периода:
1 — детектор нейтронов; 2 — предусилитель; 3 — усилитель импульсов; 4 — дискриминатор;
5 — логарифмический интенсиметр; 6 — измеритель периода; 7 — генератор контрольных им­
пульсов; 8, 9 — источники питания

приборов с логарифмическими шкалами, охватывающими 6—7 по­
рядков изменения потока нейтронов, и поэтому жесткие требова­
ния к точности здесь не предъявляются. Приборы, которые широ­
ко используются в пусковых каналах СУЗ, обычно обладают
приведенной логарифмической погрешностью измерения мощности
порядка 2—4%, а погрешность измерения периода составляет 20%.
Пусковые каналы СУЗ ядерного реактора проектируются та­
ким образом, чтобы в пределах по крайней мере одной декады
изменения мощности осуществлялось перекрытие диапазонов ра­
боты импульсных, флуктуационных и токовых каналов измерения
плотности потока нейтронов. Этого добиваются выбором типа де­
текторов нейтронов и их размещением.
Импульсный канал. Структурная схема импульсного измери­
тельного канала приведена на рис. 7.1. Импульсный канал состоит
из детектора 1, предварительного усилителя 2, усилителя 3, дискри­
минатора 4, логарифмического интенсиметра 5, измерителя перио­
да 5, генератора импульсов 7 и источников питания 8 и 9.
Предварительный усилитель служит для усиления сигнала и
согласования выходных параметров детектора с кабелем.
Радиационные условия не позволяют размещать предваритель­
ный усилитель непосредственно рядом с детектором, и поэтому его
устанавливают на некотором расстоянии, которое ограничивается
суммарной емкостью используемой линии связи, так как амплиту­
да сигнала напряжения, снимаемого с детектора, обратно пропор16—806

241

циональна емкости, приведенной ко входу детектора. Обычно пред)варительный усилитель устанавливается на расстоянии не более
10—15 м от детектора.
Импульсный усилитель усиливает импульсы, поступающие от
детектора нейтронов через предварительный усилитель*.
Дискриминатор не пропускает импульсы от шумов у-фона и вы­
деляет импульсы от захвата нейтронов в детекторе. Диапазон ра­
боты импульсного канала
составляет 5—6 порядков изменения ско»рости счета (до 105—106 имп/с).
Логарифматор выполняет преобразование частоты импульсов
5B сигнал постоянного тока и логарифмирование сигнала.
Для измерения периода нарастания мощности сигнал с им­
пульсного логарифмического усилителя поступает на дифференци­
рующую схему и далее — на измеритель периода. Если мощность
реактора меняется по закону
Q(t)=Qexp(t/T),
(7.1)
где Т — период реактора, то напряжение на выходе логарифматора равно
Ua=A In Q(t),
(7.2)
здесь А — постоянная логарифматора, а напряжение на выходе
дифференцирующей цепочки £/д находят из уравнения
dUJdt+ UjJx=dUn/dtt
(7.3)
где т — постоянная времени дифференцирующей цепочки.
Решая уравнение (7.3) с учетом (7.1) и (7.2), получаем
«,.-.*

(l-e^-L-)).

При установившемся значении периода, т. е. при t-+oo
UA=A-c/T.
(7.4)
Таким образом, напряжение на выходе дифференцирующей
«схемы обратно пропорционально периоду реактора. Постоянная
времени дифференцирования для измерительных цепей обычно вы­
бирается в пределах 3—5 с. Шкала измерения периода лежит
в пределах от оо до 5 с. Индикация периода осуществляется при
помощи выносных индикаторов. Контроль исправности прибора
обеспечивается при помощи встроенного генератора контроля, сиг­
нал которого через кабель высоковольтного питания детектора по­
дается на вход предварительного усилителя.
Токовый канал. Структурная схема токового канала, работаю­
щего в промежуточном диапазоне контроля мощности реактора,
показана на рис. 7.2. Ток ионизационной камеры, пропорциональ­
ный мощности реактора, преобразуется логарифмирующим элемен­
том 1 в напряжение, пропорциональное логарифму тока иониза* В последние годы разработаны усилители с низкоомным входом, позво­
ляющие снимать сигнал с детектора без предварительного усиления через кабель
длиной в несколько сот метров.
242

ционной камеры. Выходное напряжение логарифмирующего элемента 1 подается на измеритель тока и одновременно в дифферен­
цирующую цепь 2, с выхода которой снимается сигнал, обратно»
пропорциональный периоду изменения тока ионизационной каме­
ры. Выходной сигнал дифференцирующей цепи 2, усиленный уси­
лителем постоянного тока 3, измеряется прибором и после срав­
нения с уставкой периода в задатчике 4 поступает на дискрими­
наторы уровней 5 и 6, выходные сигналы которых после усиления:
по мощности усилителями 7 и 8 подаются во внешние цепи. Кон­
троль неисправности прибора осуществляется посредством исполь­
зования логических цепей, контролирующих питание и целостность
узлов отдельных элементов.
Запись Igl

зационнои
камеры

ЗаписьТ

.СигналAS

СигналПС

Рис. 7.2. Структурная схема токового канала контроля мощности и периода ре­
актора:

1 — логарифмирующий элемент; 2 — дифференцирующая цепь; 3 — усилитель постоянного1
тока; 4 — задатчик уставки периода; 5 — дискриминатор предупредительного уровня; 5—•
дискриминатор аварийного уровня; 7 —усилитель мощности предупредительного сигнала;
5 —усилитель мощности аварийного сигнала; 9 — источник питания

Логарифмирующие элементы. В качестве логарифмирующих
элементов используются вакуумные лампы, а также вакуумные и
полупроводниковые диоды и транзисторы. При этом нелинейные
элементы включаются либо на входе усилителя постоянного тока,
либо в цепь обратной связи. Несмотря на имеющийся широкий
класс полупроводниковых элементов, наиболее часто используется
в настоящее время в качестве логарифматора вакуумный пентод
типа 6Ж1Б в триодном включении. При этом обеспечивается до­
вольно большая крутизна логарифмической характеристики (4—
5 В/декада), и последующего усиления сигнала, снимаемого с ло­
гарифматора, не требуется.
Соотношение, связывающее выходное напряжение с током на
входе, имеет вид
UBblx=U0-B\g(I/I0),
(7.5)
где / 0 — начальное значение входного тока, равное Ю-11 А; / —
текущее значение входного тока, А; В — крутизна логарифмиче­
ской характеристики, В/декада, определяемая изменением выход­
ного напряжения на изменение входного тока в 10 раз; £/0 —
напряжение на выходе при входном токе /о, В.
16*

24а

Логарифматор, построенный с применением пентода 6Ж1Б, по­
зволяет измерять токи в диапазоне от Ю-11 до Ю-4 А, однако при
этом требуется отбор и тренировка ламп. В измерительном тракте
токового канала контроля логарифматор используется как вынос­
ной каскад и располагается в непосредственной близости (на рас­
стоянии около 20 м) от ионизационной камеры. Это обусловлено
тем, что при малых входных токах
входное сопротивление подобного
логарифматора велико и при под­
ключении большой емкости (приве­
денной емкости линии связи детек­
тор — логарифматор)
постоянная
времени входной цепи значительно
увеличивается, что приводит к по­
явлению большой динамической по­
грешности. Уменьшение входного
<Рис. 7.3. Усилитель с параллельной сопротивления логарифматора на
обратной связью
6Ж1Б схемными методами достига­
ется за счет уменьшения чувстви­
тельности в начальной области измеряемых токов.
Построение логарифмического элемента с использованием ли­
нейного усилителя с включением полупроводниковых диодов или
транзисторов на входе или в цепи обратной связи требует прежде
всего разработки транзисторных усилителей с малым потребле­
нием тока на входе.
Рассмотрим усилитель с параллельной обратной связью, пока­
занной на рис. 7.3: k — коэффициент усиления по напряжению,
•Яо.с — эквивалентное сопротивление цепи обратной связи при опре­
деленном входном токе / в х и /? в х — входное сопротивление самого
усилителя. Для схемы справедливы следующие соотношения:
*вх=/вх—*о.с'»
UBX==SIBXHBX\

(7.6)
(/./

)

£/вых=£/вх—io.cRo.c*, £/вых=«£'вх.
(7.8)
Из этих соотношений следует, что при поступлении от генера­
тора тока на вход усилителя сигнала, равного / вх , измерение будет
тем точнее, чем меньшая часть тока iBX будет ответвляться на вход
усилителя, и в идеальном случае, т. е. при / в х = 0 , / в х =/ 0 .с и £/Вых=
=—hxRo.c. Кроме того, следует иметь в виду, что для обеспече­
ния стабильности при изменении параметров усилителя необходи­
мо иметь коэффициент усиления k усилителя достаточно большим.
Отметим, что при использовании в цепи обратной связи диодов
или транзисторов с заземленной базой с увеличением входной ем­
кости шум на выходе логарифмирующего усилителя увеличивается,
что оказывает влияние на работу схемы измерения периода. По­
этому ламповые логарифматоры все еще находят применение.
Однако преимущества полупроводниковых логарифмирующих
устройств очевидны и хорошо известны и в будущем, видимо, при­
ведут к упрощению пусковых токовых каналов измерения.
244

Возможно использование простой схемы измерения постоянно­
го тока в диапазоне восьми порядков изменения мощности одно­
временно в логарифмическом и линейном масштабах, что дает
возможность применять одну ионизационную камеру для измере­
ния периода и мощности реактора. Схема содержит последова­
тельно включенные логарифмический и экспоненциальный усили­
тели, в которых используются в качестве нелинейных элементов
полупроводниковые диоды или транзисторы, причем в логарифми­
ческом усилителе нелинейный элемент включен в цепь обратной
связи, а в экспоненциальном — последовательно со входом усили­
теля.
Таким образом, выходной сигнал логарифмического усилителя
пропорционален логарифму входного тока, в то время как выход­
ной сигнал экспоненциального усилителя пропорционален измеряе­
мому входному току логарифмического усилителя.
Дифференцирующие устройства. Рассмотрим теперь работу
дифференцирующих устройств. Для измерения периода нараста­
ния мощности операцию дифференцирования проводят обычно,
используя дифференцирующую цепь с последующим усилением
полученного сигнала или дифференцирующий усилитель. Посколь­
ку дифференцирующие устройства используются как в системах
измерения и регулирования, так и в системах защиты по периоду
и по скорости изменения мощности, то эти устройства, как прави­
ло, должны иметь выходы на указательный прибор, регулирующие
приборы, цепи защиты и сигнализации. Кроме того, в устройстве
должен также быть непрерывный контроль исправности.
На практике широкое применение находит /?С-цепь с переда­
точной функцией W(j&) вида
w

^=

(.+/«.,Hi + ^ ) »

(7 9)

'

которая представляет собой последовательно включенное реальное
дифференцирующее звено с постоянной времени %\ и инерционное
звено с постоянной времени %2. Эти цепи должны обеспечивать по­
лучение информации о периоде, которая содержится в низкочастот­
ной области входного сигнала, снимаемого с выхода логарифматора, и фильтровать шумовой сигнал, который зависит от мощности
реактора. Можно показать, что оптимальными параметрами тако­
го дифференцирующего устройства являются величины TI=T2 как
в отношении подавления шума, так и для обеспечения быстроты
затухания переходного процесса при измерении периода.
Широкодиапазонный канал контроля мощности. Диапазон ра­
боты токового канала контроля мощности и периода реактора
ограничен снизу токами утечки, возникающими при подаче напря­
жения на камеру и кабель, а также необходимостью компенсации
V-фона. Нижняя граница диапазона составляет Ю-10—10~и А.
Диапазон работы канала составляет 6—7 порядков изменения по­
тока нейтронов.

Недостатком пусковой системы, разделенной на два канала
(импульсный и токовый), является необходимость переключения
канала контроля на определенном уровне мощности с одного типа
датчиков на другой и, следовательно, необходимость применения
разнотипной аппаратуры.
Наличие неконтролируемого диапазона мощности приводит
к условиям так называемого «слепого» пуска реактора. Чтобы
избежать «слепого» пуска, желательно расширить диапазон изме­
рения плотности потока нейтронов с помощью одного датчика.

3>
Щ
• " - * •

2

8

>

J

>

7

—^-

Рис. 7.4. Структурная схема широкодиапазонного канала контроля мощности и
периода реактора:

1 — усилитель импульсов; 2 — дискриминатор; 3 — интенсиметр; 4 —блок логарифмирования
и дифференцирования; 5 —задатчик уставки периода; 6 — интегратор; 7— квадратор; в —
усилитель переменного тока; ИП — измерительный прибор скорости счета

Верхняя граница пропорциональности скорости счета импульс­
ного канала величине плотности потока нейтронов обусловлена
разрешающей способностью импульсной аппаратуры. Для
внезонных
камер 2 деления с чувствительностью (0,1—
5
0,2)е имп/(нейтр./(см
-с))
верхняя
граница
составляет
(10
—
2
10 ) нейтр./(см -с), для внутризонных камер
деления с чувстви­
2
тельностью 8(Ю-49—10"5) имп/(нейтр./(см
«с))
эта величина со­
2
ставляет (10 —10 ) нейтр./(см -с).
Контроль более высоких уровней потока нейтронов с помощью
этих же камер деления возможен при использовании флуктуационного режима работы камер деления, рассмотренного в гл. 3.
Эксперименты и опыт эксплуатации показали возможность кон­
троля плотности потока нейтронов с применением флуктуационного режима камер деления в диапазоне до 6—8 декад. Таким обра­
зом, комбинированное использование импульсного и флуктуационного режимов работы камер позволяет контролировать плотность
потока нейтронов с помощью одного датчика в диапазоне 10—
12 декад.
Структура широкодиапазонного канала контроля мощности по­
казана на рис. 7.4.
Требования безопасности пуска. Пуск реактора является очень
ответственной технологической операцией. Серьезной проблемой
при первом пуске является получение достаточной начальной плот246

ности потока нейтронов, чтобы уменьшить статистическую погреш­
ность измерительных приборов. Для этого в реактор вводят источ­
ники нейтронов, которые позволяют сократить пусковой диапазон
измерений. Для увеличения точности измерений приходится при­
менять приборы с большой постоянной времени. Однако такая ме­
ра приводит к снижению безопасности пуска. Если плотность
потока нейтронов в реакторе начнет быстро возрастать, то инер­
ционные приборы не смогут вовремя передать сигнал мощности и
периода в систему A3 и разгон реактора окажется неконтролируе­
мым. Параметром, определяющим допустимую инерционность
приборов, является период, так как он служит мерой имеющегося
в распоряжении оператора времени для предотвращения аварии.
Как отмечалось выше, в неко­
торых реакторах применяются
системы автоматического пуска.
Эти системы обычно работают,
начиная с уровня надежной рабо­
ты токового измерительного кана­
ла, и используют два независимых
сигнала—сигнал мощности и сиг­
нал обратного периода реактора.
Сигнал мощности сравнивается с
заданным, разностный сигнал Рис. 7.5. Структурная схема системы
ограничивается и служит опорным автопуска:
для сигнала обратного периода. / — дифференцирующее звено; 2 —порого­
вое устройство; 3 —усилитель сигнала от­
Результирующий разностный сиг­ клонения;
4 — усилитель мощности сигна­
нал равен нулю, если при боль­ ла; 5 — исполнительный механизм АР; 6 —
шом рассогласовании по мощности задатчик мощности и периода
период равен заданному (режим автопуска) или мощность равна
заданному значению и период равен оо (стационарный режим).
Таким образом, в начале пуска на малых уровнях мощности ра­
ботает только канал периода, обеспечивая экспоненциальное уве­
личение мощности, а при подходе к заданному уровню — канал
регулирования мощности. Функциональная схема такой системы
автопуска приведена на рис. 7.5.
На энергетических реакторах пуск обычно осуществляется
оператором вручную в соответствии с действующим на данном
реакторе регламентом. Важное значение имеет оценка оператором
состояния реактора на основе показаний пусковых каналов. При
подкритичности более 1% реактор ведет себя при практически
реализуемых скоростях изменения реактивности как безынерцион­
ная система (см. гл. 2).
Период подкритического реактора определяется соотношением
SI
Т
1

= -Л—=
dn/dt

*Л
2

Sl/dk d8k/dt

=

**_=!=*
dkfdt

dk/df

(7 Ю)
^'iKJ)

Таким образом, в подкритическом реакторе, в котором реактив­
ность не меняется (dk/dt=0), Г->оо. При подходе к критическому
247

состоянию процессы перехода с одного уровня мощности на дру­
гой после скачка реактивности становятся более затяжными благо­
даря возрастанию роли запаздывающих нейтронов. Эти признаки
могут использоваться оператором для оценки степени близости
реактора к критическому состоянию.
Надежность работы пусковой системы обеспечивается дубли­
рованием измерительных каналов. По действующим в СССР «Пра­
вилам ядерной безопасности АЭС» энергетический реактор должен
быть оснащен каналами контроля мощности таким образом, чтобы
в процессе пуска реактора контроль осуществлялся как минимум:
тремя не зависимыми между собой каналами измерения уровня
мощности (регистрирующими нейтроны) с показывающими прибо­
рами; тремя не зависимыми между собой каналами измерения
скорости изменения мощности (периода нарастания мощности)
с показывающими приборами.
По крайней мере два из трех каналов контроля мощности
должны быть оснащены записывающими приборами.
§ 7.3. КАНАЛЫ КОНТРОЛЯ И РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТОРА
НА ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УРОВНЯХ МОЩНОСТИ

Контроль и регулирование реактора в энергетическом диапазо­
не изменения мощности (особенно на номинальной мощности)
является весьма сложной операцией в связи с тем, что именно на
этих уровнях мощности реактор выделяет большое количество
энергии, и необходимо обеспечить его безопасную эксплуатацию
вблизи предельных значений технологических параметров. Выше
отмечалось, что основными функциями системы регулирования
реактора на энергетических уровнях мощности являются: регули­
рование уровня мощности, регулирование энергораспределения и
компенсация медленных эффектов реактивности. Рассмотрим, ка­
ким образом выполняются эти функции.
Общая структура АР мощности. Регулирование мощности энер­
гетического реактора, как правило, осуществляется с помощью
АР. АР работает в диапазоне изменения мощности от 1 до 100%.
(Возможно применение нескольких АР, работающих в разных под­
диапазонах, что позволяет расширить общий диапазон автомати­
ческого регулирования.) Требования к точности поддержания за­
данных уровней мощности значительно выше, чем требования
к точности пусковых каналов. АР должен обеспечивать поддержа­
ние заданной мощности с погрешностью не более 1%. Для иссле­
довательских реакторов требования к точности автоматического
регулирования номинальных уровней мощности могут оказаться
еще выше в связи с необходимостью поддержания заданных плот­
ностей потоков нейтронов в экспериментальных устройствах.
Система АР10 начинает
работать2 при плотности потока нейтронов
12
в реакторе 10 —Ю нейтр./(см
-с), [в месте расположения внезонных детекторов АР при 107—108 нейтр./(см2-с)], поэтому в ка­
честве детекторов нейтронов могут быть использованы компенси248

рованные и некомпенсированные ионизационные камеры. Детекто­
ры АР располагаются таким образом, чтобы их сигнал лучше
отражал мощность реактора. Подробно вопрос о выборе детекто­
ров АР мощности реактора рассмотрен в гл. 3.
Структурная схема АР мощности приведена на рис. 7.6. АР
мощности работает следующим образом.
Оператор с пульта управления устанавливает сигнал на задатчике мощности (ЗМ), соответствующий необходимому уровню
мощности. Этот сигнал с помощью сравнивающего устройства
10

ГТ-И ГЙ

Г
I
I
1

13

11

1\

1±

Рис. 7.6. Структурная схема АР мощности реактора:
/ — УСО; 2 — усилитель мощности; 3 — блок управления исполнительным механизмом АР;
4 — исполнительный механизм АР; 5 —стержень АР; 6 — ИК; 7 —блок питания ИК; 5 —
измерительный усилитель; 9 — сравнивающее устройство; 10 — датчик положения АР; / / —
указатель положения АР; 12 — переключатель режима работы АР (с ручного на автоматияеское и наоборот); 13 — ЗМ; 14 — пульт оператора

сравнивается с сигналом от ионизационной камеры (ИК). В слу­
чае различия сигнал разбаланса усиливается усилителем сигнала
отклонения (УСО), затем через усилитель мощности подается на
исполнительный механизм, который ^осуществляет соответствую­
щее перемещение стержней АР. Перемещение стержней АР будет
происходить до тех пор, пока сигналы от ЗМ и ИК не будут рав­
ны, таким образом мощность автоматически поддерживается на
заданном уровне.
На пульт управления выведены ключ перевода реактора с авто­
матического регулирования на ручное; указатель положения
стержня АР, сигнализация крайних положений стержня АР («вве­
ден», «извлечен»); регулировка положения ЗМ; прибор, показы249

вающий разбаланс тока ИК и сигнала ЗМ; прибор, показывающий
ток ИК (уровень мощности).
Рассмотрим характеристики основных элементов контура АР.
Задатчик мощности. Структурная схема ЗМ показана на
рис. 7.7.
ЗМ представляет собой стабилизированный источник напряже­
ния с дистанционным изменением выходного напряжения. Задаю­
щим элементом является блок вращающихся трансформаторов 4.
Напряжение питания на вращающиеся трансформаторы 5 подается
через стабилизатор напряжения 2 и преобразователь 4. Выходные
напряжения вращающихся трансформаторов, пропорциональные

Сигнал
упрабления *

Сигнал коррекции
"*"устабки
— Сигнал устабки
б усилитель защи~*~ты по мощности

1

д блок синхрони'зации

1

Рис. 7.7. Структурная схема задатчика мощности:
1 — источник питания; 2 —стабилизатор напряжения; 3— блок контроля; 4 — преобразова­
тель напряжения; 5 — блок вращающихся трансформаторов; 6 — блок выходных сигналов;
7 — указатель уставки; 8 — блок управления

углам поворота их роторов, преобразуются блоком выходных сиг­
налов 6 в напряжение постоянного тока. Роторы вращающихся
трансформаторов поворачиваются двигателем, управляемым из
внешней схемы. С блоков выходных сигналов 6 сигнал уставки
уровня мощности подается во внешние цепи и в схему указателя
уровня уставки 7.
Кроме того, с преобразователя напряжения 4 и с блока вра­
щающихся трансформаторов 5 снимаются напряжения переменно­
го тока, пропорциональные по текущему значению напряжения
уставки, и подаются в цепи коррекции уставки. С блока выходных
сигналов 6 сигнал уставки подается в усилитель сигнала отклоне­
ния (УСО) канала регулятора, в усилитель защиты по превыше­
нию мощности (УЗМ) и в блок синхронизации. Схема контроля
обеспечивает сигнализацию при исчезновении напряжения устав­
ки и напряжения питания двигателей, имеющихся в блоке управ­
ления 8. Изменение напряжения уставки осуществляется поворо­
том роторов вращающихся трансформаторов дистанционно по­
средством блока управления 8 при подаче внешних сигналов.
Таким образом, задатчик обеспечивает выдачу следующих сиг­
налов:
сигнала уставки уровня мощности, изменяющейся по линейно­
му закону во времени (от ~ 3 до -—-120% номинального уровня
мощности);
250

сигнала, задаваемого в схему синхронизации задатчиков;
сигнала, задаваемого в схему коррекции уставки;
сигнала для измерения уставки.
Управление изменением уставки ЗМ с рабочей скоростью или
в режиме ускоренного снижения осуществляется сигналами от
ключей, логической схемы и схемы синхронизации.
Как показано в гл. 2, реактор обладает нелинейностью, так как
его коэффициент усиления пропорционален мощности. Поэтому
в контур АР необходимо ввести устройство, исклю­
чающее зависимость коэффициента усиления от
мощности. Для устранения нелинейности управля­
ющий сигнал АР должен быть пропорционален от­
ношению отклонения к заданному уровню мощно­
сти. Существуют различные способы аппаратурной
реализации операции вычитания сигнала мощности
из заданного и деления разности на опорный сиг­
нал. Элементарная схема сравнения приведена на
рис. 7.8. В этой схеме положение движка потенцио­
метра D пропорционально сигналу заданного уров­
ня мощности, а напряжение Vn пропорционально Рис. 7.8. Эле­
току ионизационной камеры. Сигнал ошибки равен ментарная схе­
Ve=[R2l(DR{+R2)]Vn-V6,
где 0 < D ^ 1 .
ма
сравнения
сигнала
мощ­
Предположим, что при Vn=Vo сигнал ошибки ности с задан­
Ve=0. Тогда V6=[R2l(DRi+R2)]Vo и V0 = V6(l + ным сигналом
+DR1IR2).
Видно, что Vo линейно зависит от D. Уравнение для сигнала
ошибки имеет вид Ve=[R2/(DR\+R2)] (Vn—Vo). Заменяя
R2/(DRl+R2)
на V6/V0, получаем Ve=VQ{{Vn—V0)/V0) =
=k(no—n)/n0, где /г0 — заданный уровень мощности, k — коэффи­
циент пропорциональности.
Часто схема сравнения объединяется с усилителем сигнала от­
клонения.
И

ЗН , Сигнал
Хзодатчика

Л1к \

н

1

<Ь

AQ%

К схеме упрабле-*~ния двигателем
регулятора

5
4
•*«

1_.

L.

.J

<д V

I Сигнал блокирооки
I

Рис. 7-9. Структурная схема усилителя сигнала отклонения

251

Усилитель сигнала отклонения. УСО работает в канале регуля­
тора при изменении мощности, начиная от нескольких процентов
номинального уровня мощности и выше. УСО обеспечивает усиле­
ние и измерение относительного отклонения тока ионизационной
камеры от заданного значения, причем коэффициент усиления ре­
гулируется сигналом, подаваемым от ЗМ. Структурная схема
УСО приведена на рис. 7.9.
— » i

]Тг1Н
1 *

+(-) чм *
°
к /7
d
\
"УX,——IХс

Ч
V
х
Г

м
о—

•—

ь

^ ТгЗ(+)
_

'

|тг2С)

ГИ

i

ш

i

-*•]

TrZ(-)|

ш

ТгЗ(-)|

Логи­
ческая
схема
управ-'
ления '

ТЖ-)

>••

^

6УШЛ 1

•

i

а

—4"Н

»1

Рис. 7.10. Структурные схемы
управления шаговым двигателем
(а) и контроля триггеров выбора
полярности (б)

Сигнал А/*, пропорциональный разности токов ИК и ЗМ, по­
дается на вход модулятора У, с выхода модулятора он поступает
на вход усилителя переменного тока 2, причем на другой вход уси­
лителя 2 одновременно подается сигнал, обратно пропорциональ­
ный заданной мощности от ЗМ для регулировки коэффициента
усиления. С усилителя 2 сигнал подается на усилители 3 и 8.
В УСО имеется ключ 7, позволяющий блокировать выдачу выход­
ного сигнала по команде из внешней цепи. Если команды на бло­
кировку нет, выходной сигнал поступает на демодулятор 6У к вы­
ходу которого подключен измерительный прибор, и далее выдает­
ся в схему управления двигателем АР. С выхода усилителя 3
сигнал через отдельный демодулятор 4 подается на прибор, ука­
зывающий отклонение мощности от заданной как в нормальном
252

режиме, так ,и при; блокировке рабочего выхода УСО (в. про­
центах) .
Сигнализация блокировки осуществляется при помощи элемен­
та сигнализации 10, а питание — от блока питания 9. Усилительимеет сигнализацию неисправности; которая осуществляется с по­
мощью триггера контроля 5, срабатывающего при исчезновении
контрольного сигнала в тракте усиления.
Схема управления приводом АР зависит от типа двигателя..
Рассмотрим схему управления шаговым двигателем, описанным
в гл. 5. Схема может работать в двух режимах — автоматическом*
и ручном. В режиме автоматического регулирования сигнал по­
стоянного напряжения, поступивший от УСО, преобразуется в им­
пульсный сигнал с частотой, пропорциональной напряжению,,
используемый для управления шаговым двигателем, а в режимеручного регулирования частота импульсов управления выбирается
постоянной.
На рис. 7.10,а показана структурная схема управления шаго­
выми двигателями в тракте АР. Схема включает в себя две груп­
пы триггеров Тг выбора полярности (на одну полярность три оди­
наковых триггера), генератор импульсов (ГИ), логическую схему
управления и блок управления шаговым двигателем (БУШД).
Сигнал разбаланса на триггеры"выбора полярности и генератор*
импульсов подается с выхода УСО. С точек а и Ъ сигнал поступает
на триггеры Тг, с точки с — на ГИ, точка d является общей. Если
полярность разбаланса такова, что потенциал точки а положите­
лен по отношению к точке d, то сигнал поступает только на триг­
геры ТгГ(+)—ТгЗ(+) и взводит их. В этом случае потенциал точ­
ки Ъ практически равен потенциалу точки d, и на входе триггеровТг1(—)—ТгЗ(—) сигнал равен нулю. При изменении полярности
разбаланса сигнал будет поступать на триггеры Тг1(—)—ТгЗ(—)
и взводить их. Потенциал точки с моста по отношению к точке d'
положителен и пропорционален разбалансу.
Таким образом, триггеры определяют нужное направление пе­
ремещения двигателя в зависимости от полярности сигнала раз­
баланса, поступающего в измерительную цепь. ГИ формирует
управляющие импульсы, частота следования которых зависит от
входного сигнала и определяет скорость перемещения двигателя.
Логическая схема управления определяет число и последователь­
ность работы отдельных исполнительных органов, входящих в АР,,
и обеспечивает необходимые блокировки (например, при выходе
на концевые выключатели) и т. п. Блок БУШД предназначен для
питания и переключения обмоток двигателя в заданной последо­
вательности.
Для исключения самопроизвольного перемещения исполнитель­
ных органов регулятора из-за неисправности в триггерах выбора
полярности или ГИ импульсы от ГИ подаются на входы триггеров.
При наличии разбаланса каждый импульс «сбрасывает» триггеры
соответствующей полярности в исходное состояние, а на время-*
паузы между импульсами триггеры взводятся положительным
25а.

«сигналом, получаемым от сигнала разбаланса. Таким образом, при
наличии в системе соответствующего разбаланса с выхода тригге­
ра поступают управляющие импульсы в логическую схему. При
появлении неисправности в триггерах или в ГИ импульсы на вход
логической схемы управления не проходят, а поступают потенци­
альные сигналы / или 0 в зависимости от вида неисправности.
Потенциальный сигнал не приводит к включению двигателя.
Рассмотрим схему контроля триггеров выбора полярности. Для
'Обеспечения контроля триггеров в схеме использован принцип
избыточности (по три одинаковых триггера на одну полярность и
«сравнение выходных сигналов одинаковых триггеров). Структурная
'схема контроля исправности для одного триггера выбора полярно­
сти показана на рис. 7.10,6, а в табл. 7.1 даны состояния схемы
при различных комбинациях выходных сигналов триггеров.
Таблица

7.1

Состояния схемы контроля триггеров
Сигнал на выходах
триггеров
ТП

0
1
1

Тг2 1 ТгЗ

0
1
0

0
1

6

Сигнал на выходе
логических схем

Сигнал на выхо­
дах триггеров

ИЛИ—НЕ

НЕ

И1 И2 | ТП

1
0
1

1
0
0

0
0
1

0

0

о

0

| Тг2

1
I
1

Сигнал на выходе
логических схем

ТгЗ

ИЛИ-НЕ

НЕ

1
0
0

0
0
0

о

1

1

И1 | И2

0
0
0

1
0
0

0

При исправной работе, когда у всех триггеров одновременно
меняется уровень выходного сигнала, на выходах логических схем
И1, И2 сохраняется нулевой уровень (строки 1 и 2 табл. 7.1). При
появлении, например, в триггере Тг1 «ложной» единицы или «лож­
ного» нуля формируются сигналы неисправности на выходе И1
или И2 соответственно (строки 3 и 4). Е,сли неисправными оказы­
ваются Тг2 или ТгЗ, то схема контроля Тг1 не срабатывает, и сиг­
нал неисправности формируется в соответствующем триггере
(строки 5 и 6). При появлении неисправности выход триггера от­
ключается и во внешнюю схему управления выдается сигнал неис­
правности. Для исключения влияния нестабильности порогов сра­
батывания отдельных триггеров вводятся дополнительные пере­
крестные связи с выхода каждого триггера на входы остальных
•триггеров (той же полярности). При срабатывании первого триг­
гера (с наименьшим порогом) на входы остальных триггеров по­
ступает импульсный сигнал, перекрывающий возможный разброс
порогов срабатывания триггеров.
Анализ системы АР. Для исследования системы АР удобен ме­
тод аналогового моделирования. Система АР исследуется в основ­
ном по четырем критериям: абсолютная устойчивость (невозмож­
ность возникновения в замкнутой системе незатухающих колеба­
ний); относительная устойчивость (количество колебаний в систе­
ме, прежде чем переходный процесс закончится); величина пере­
регулирования (максимальный выброс мощности реактора при
:254

максимальном скачкообразном возмущении реактивности, опреде­
ляемом реальными условиями эксплуатации); время регулирова­
ния (время, в течение которого практически заканчивается пере­
ходный процесс).
В исследованиях на аналоговой^ модели оптимизируются пара­
метры регулятора (коэффициент усиления, частотная характери­
стика, коэффициент демпфирования и т. д.). Правилами ядерной!
безопасности установлено, что максимальная скорость перемеще­
ния стержня АР должна 2соответствовать скорости изменения реак­
тивности не более 5- 10~ рЭф/с. Важно отметить, что коэффициент
От ЗМ

Усилителе
мощности

УСО

ОтЗМ

\Усилатель\
{мощности

УСО

Позиционная]
обратная
связь

Тахометриче\
екая обрат­
ная связь

Реактор
Реактор

[Йк\\

сф

ISr

i

Рис. 7.11. Виды обратной связи в контурах АР мощности реактора:
тахометрическая обратная связь (а); позиционная обратная связь (б)

усиления автоматического регулятора может меняться во времяг
эксплуатации реактора, главным образом, за счет изменения «ве­
са» стержней АР при перераспределении потока нейтронов по вы­
соте и радиусу реактора (см. гл. 4). Поэтому устойчивость и ка­
чество регулирования нужно исследовать в широком диапазонеизменения коэффициента усиления регулятора, и запас устойчиво­
сти АР выбирать достаточно большим.
Для обеспечения устойчивости мощности реактора в системах:
АР вводится отрицательная обратная связь. На рис. 7.11 приведе­
ны структурные схемы АР с отрицательными обратными связями
по скорости перемещения стержня АР (рис. 7.11,а) и по его поло­
жению (рис. 7.11,6).
Общим требованием является ограниченность «веса» стержняг
АР значением, равным (0,7—0,8) рЭф. Это требование определяется
опасностью полного извлечения стержня АР при отказе схемыуправления, которое сделало бы недопустимо коротким период,
разгона реактора, если «вес» стержня был больше рЭф.
Система АР проектируется таким образом, что исполнительный
механизм останавливается при достижении стержнем АР как верх­
него, так и нижнего положений (см. рис. 7.12). Предупредитель­
ный сигнал возникает, когда стержень занимает положение, близ­
кое к предельному.
Система АР мощности энергетических реакторов должна бытьоснащена не менее, чем двумя независимыми каналами АР с ав255-

тематическим резервированием друг друга. Автоматический пере­
ход с работающего АР на резервный осуществляется при дости.жении стержнем работающего АР заранее установленных положе­
ний (предупредительных или крайних). Чтобы обеспечить компен­
сацию реактивности любого знака, резервный стержень АР должен
находиться в среднем положении.
Структура локальных автоматических регуляторов (ЛАР).
В простейшем случае регулирование энергораспределения в реак­
торе осуществляется оператором с помощью стержней РР или КС.
Здесь мы рассмотрим одну из возможных разновидностей системы
автоматического регулирования энергораспределения, или системы
.ЛАР, которая необходима при неустойчивом энергораспределении
«с малыми постоянными времени.
Стержень АР
Верхнее положение

стержня

1

Уст,
25% погружении
стержня
* — Предупредительный
сигнал

Ч?я

50% погружения стертня
*— Нормальная рада/л а и
75% погружения стержня
- — Предупредительный
сигнал
100% погружения
- — нижнее положение стержня

1Рис. 7.12. Пределы работы стержня АР
-Рис. 7.13. Структурная система ЛАР (I тип):
'Уст — уставка ЛАР; Д — детектор энерговыделения; PC — регулирующий стержень;
.активная зона реактора (индекс означает номер канала ЛАР)

А—

При выборе системы управления реактором на энергетических
-уровнях возможны два принципиальных подхода.
Первый, когда обычная система АР мощности (см. рис. 7.6)
заменяется системой ЛАР, каждый из которых контролирует опре­
деленную область активной зоны реактора на основе сигналов ло­
кальных датчиков энерговыделения в этой области. Принципиаль­
ная структура такой системы регулирования представлена на
рис. 7.13.
Второй подход состоит в том, что в реакторе наряду с системой
ЛАР сохраняется и АР полной мощности. Принципиальная струк­
тура такой системы представлена на рис. 7.14. Видно, что в этом
•случае система регулирования реактора состоит из двух подсистем
АР и ЛАР. Датчиками подсистемы АР являются четыре внезонные
ионизационные камеры, расположенные симметрично вокруг актив­
ной зоны реактора.
Весьма существенным достоинством первой схемы (рис. 7.14)
является однотипность ее структуры. К недостаткам можно отне:256

сти то, что необходимо высокое быстродействие ЛАР, так как си­
стема должна обеспечивать регулирование и полной мощности. По­
этому требуется применение надежных и практически безынерцион­
ных датчиков. Кроме этого, для реализации режимов перевода
мощности необходимо одновременное изменение уставок каждого
из ЛАР.

Рис. 7.14. Структура системы ЛАР (II тип):
Д 4 —детектор ЛАР; РС$ — регулирующий стержень ЛАР; А—активная зона реактора»
ЗЛМ — сигнал задатчика локальной мощности; Р — регулятор полной мощности; СП —
сервопривод; 3M — задатчик полной мощности

Преимуществом структурных схем второго типа (рис. 7.14)
является то, что требуемое быстродействие подсистемы ЛАР опре­
деляется постоянными времени развития неустойчивости энерго­
распределения, рассмотренной в гл. 2. Это позволяет использовать
в каждом конкретном случае наиболее приемлемые по условиям
работы в активной зоне внутризонные датчики энерговыделения.
Кроме того, поскольку подсистема ЛАР может работать независи­
мо от подсистемы АР, то подсистема ЛАР включается в работу по
необходимости. Например, при пусковых работах, когда реактор
работает на малых уровнях мощности и пространственная неустой­
чивость отсутствует, подсистема может быть отключена. К недо­
статкам данной структуры следует отнести то, что для обеспече­
ния устойчивости всей системы регулирования и независимости
работы ее подсистем требуются специальные меры. Например,
необходимо введение автоматического изменения уставки ЛАР
при изменении уровня мощности. В частности, в качестве уставки
ЛАР может быть принят сигнал, пропорциональный полной мощ­
ности реактора. В этом случае изменение уровня мощности не при­
водит к включению ЛАР.
17-806

257

На рис. 7.14 приведена структурная схема системы АР радиаль­
ного энергораспределения с четырьмя ЛАР и одним регулятором
полной мощности, обеспечивающей стабилизацию неустойчивых
основной и первой азимутальной гармоник.
В рассматриваемом случае мощность каждого квадранта реак­
тора стабилизируется локальной системой, которую образуют
внутриреакторный датчик экерговыделения (Д), задатчик локаль­
ной мощности (уставки ЗЛМ), электронный регулятор (Р), серво­
привод (СП) и регулирующий стержень (PC). В контуре регули­
рования полной мощности реактора сигнал мощности представля­
ется суммой токов четырех ионизационных камер ИК.
Следует отметить, что при неустойчивости лишь основной и
первой азимутальной гармоник датчиками ЛАР, по-видимому, мо­
гут служить также ионизационные камеры, расположенные за
отражателем. Однако более высокая точность поддержания задан­
ного энергораспределения может быть достигнута при использова­
нии внутризонных датчиков.
*
Весьма важным является выбор зоны нечувствительности регу­
ляторов. Очевидно, зона нечувствительности регулятора полной
мощности в схеме рис. 7.14 должна выбираться меньше зоны не­
чувствительности локальных регуляторов, так как постоянная вре­
мени развития неустойчивости основной гармоники, как показано
в гл. 2, меньше, чем постоянная времени азимутальной гармоники
энергораспределения.
При возникновении быстрой аксиальной неустойчивости энер­
гораспределения используется система АР энергораспределения по
высоте реактора. Такая система должна быть снабжена локаль­
ными датчиками контроля высотного энергораспределения и соот­
ветствующими средствами регулирования.
Компенсация реактивности. Энергетические ядерные реакторы
имеют в начале кампании большой запас реактивности, необходи­
мый для компенсации отравления, температурных эффектов и вы­
горания топлива в течение всей кампании. Поэтому в реактор
вводят несколько десятков PC для компенсации начального запаса
реактивности. Эти стержни равномерно размещены по всей актив­
ной зоне и обладают суммарной эффективностью, достаточной для
поддержания критического состояния реактора в начале кампании.
По мере выгорания ядерного горючего и отравления реактора
осколками деления стержни системы компенсации избыточной
реактивности (КС) извлекаются из активной зоны реактора.
Система управления стержнями КС должна удовлетворять ряду
требований, обеспечивающих ядерную безопасность реактора.
Интегральная эффективность стержня КС или группы органов
КС, которые могут извлекаться одновременно и однократно, долж­
на быть меньше р.
Скорость извлечения стержней КС должна быть такой, чтобы
увеличение реактивности реактора, вызванное извлечением стерж­
ня (или группы стержней) КС, успевало бы компенсироваться
автоматическим вводом в активную зону стержней АР.
258

Система управления КС представляет собой разомкнутую си­
стему дистанционного ручного управления с визуальным контро­
лем результатов управляющих воздействий на положение КС.
Контроль осуществляется по указателю положения стержней КС,
расположенных так же, как и ключи управления, на панелях
управления.
Структурная схема системы управления перемещением стерж­
ней КС изображена на рис. 7.15.
Рис. 7.15. Структурная схема си­
стемы управления стержнями КС:
2 — указатели положения стержней КС;
2 — сигнализация крайних положений
стержня КС; 3 —ключ управления
стержнями КС; 4 — наборное поле; 5 —
датчик положения стержня КС и кон­
цевые выключатели; 6 — схема комму­
тации сигналов управления; 7 — испол­
нительный механизм; 8 — электромаг­
нитное расцепляющее устройство; 9 —
стержень КС; 10 — активная зона реак­
тора

Сигнал изм
системы/13

Запас реактивности реактора при его работе на энергетических
уровнях непрерывно снижается. Уменьшение реактивности компен­
сируется автоматически выводом из активной зоны стержней АР.
При подходе стержней АР к положению полного извлечения из
активной зоны в определенном порядке выводятся один или не­
сколько стержней КС настолько, чтобы стержни АР автоматически
возвратились в свое среднее положение, в котором они имеют мак­
симальную эффективность. При достижении среднего положения
стержней АР перемещение компенсирующих стержней прекраща­
ется. В первую очередь извлекаются из активной зоны те КС, око­
ло которых наблюдается минимальное энерговыделение.
В принципе, можно автоматизировать процедуру извлечения
стержней КС, например, осуществляя включение системы КС по
сигналу, возникающему при достижении стержнем АР крайнего
положения. Однако в этом случае схема должна выполнять также
поиск необходимого стержня КС, что реально осуществимо лишь
с помощью ЭВМ, входящей в контур управления. При аварийной
остановке все КС погружаются одновременно с большой скоростью.
При плановой остановке реактора стержни КС используются для
помощи АР, если эффективность АР недостаточна для снижения
мощности с заданной скоростью.
§ 7.4. СИСТЕМА A3 ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Аварийные сигналы. В ядерном реакторе, как уже отмечалось,
имеется возможность возникновения условий, при которых проис­
ходят превышения установленного уровня мощности или превыше­
ния скорости разгона. В таком случае может произойти перегрев
оболочек твэлов, их разрушение, и реактор станет источником ра­
диоактивного загрязнения окружающей среды.
17*

259

Ухудшение теплосъема с твэлов, связанное, например, со сни­
жением расхода теплоносителя через активную зону, также при­
водит к перегреву твэлов даже при постоянной мощности реактора.
Для ядерного реактора устанавливаются пределы допустимых
значений основных параметров и условия безопасной эксплуата­
ции. При отклонении от этих пределов (возникновении аварийной
ситуации) реактор должен быть остановлен. Для прекращения
цепной реакции при возникновении в реакторе и во всей ЯЭУ в це­
лом аварийных ситуаций предназначена A3. Действие A3 заклю­
чается в быстром введении в активную зону отрицательной реак­
тивности. Отрицательная реактивность вносится введением в актив­
ную зону веществ, поглощающих нейтроны, выведением из актив­
ной зоны части делящегося вещества, или, наконец, воздействием
на геометрию и физические свойства отражателя. Срабатывание
A3 должно быть как автоматическое, так и ручное дистанционное
(обеспечивается нажатием кнопок A3, расположенных на пульте
оператора и местных щитах управления).
При проектировании, монтаже и эксплуатации систем A3 долж­
ны выполняться следующие требования (обусловленные критерия­
ми безопасности):
1. Входами системы A3 должны быть сигналы непосредственно­
го замера технологических параметров.
2. Измерительная часть системы A3 должна реагировать на
изменение контролируемых параметров в диапазоне их значений и
скоростей изменения, превышающем расчетные границы для лю­
бых режимов.
3. Для параметров, имеющих существенную пространственную
зависимость, должно быть предусмотрено необходимое число одно­
родных датчиков.
4. Единичный отказ, блокировка, отключение, вывод из работы
любого элемента системы A3 для обслуживания или настройки не
должны нарушать способности системы правильно реагировать на
аварийные ситуации.
5. Превышение уставки A3 по какому-либо параметру должно
либо вызывать защитное действие, либо (во всяком случае) не
мешать системе осуществить такое действие по другим контроли­
руемым параметрам.
6. Электропитание системы A3 должно быть организовано так,
чтобы отказ одного из источников питания не привел бы ни к ава­
рийной остановке реактора, ни к потере возможности осуществле­
ния системой защитных действий в действительно аварийных си­
туациях.
7. В системе A3 должно быть предусмотрено физическое и
электрическое разделение аппаратуры и логических цепей, контро­
лирующих однотипные сигналы, на несколько каналов, чтобы не
допустить одновременного воздействия внешних условий на спо­
собность всех элементов правильно реагировать на аварийные
ситуации.
8. Система A3 должна правильно выполнять свои защитные
260

при воздействии землетрясений, взрывов, если такие
условия возможны, а в судовых ЯЭУ — при воздействии качки, виб­
рационных и ударных нагрузок, а также при перевороте судна.
9. Все виды вмешательства в работу системы A3 (настройка,
замена элементов и т. д.) должны,осуществляться под контролем
оператора: на пульт управления должны выдаваться сигналы о не­
исправности, отключении или производстве работ в элементах A3.
10. При срабатывании A3 и дальнейшей остановке реактора
должна быть обеспечена возможность последующего восстановле­
ния состояния логических цепей A3 для анализа причин аварий­
ной остановки.
Аварийные ситуации, лри которых происходит срабатывание
A3, разделяются на следующие виды:
1. Введение в реактор положительной реактивности или превы­
шение скорости введения положительной реактивности над некото­
рыми заданными значениями. Эта ситуация характеризуется
уменьшением периода реактора по сравнению с заданным
(уставкой).
2. Превышение уровня мощности над заданным уровнем или
локальное повышение мощности, создающие опасность поврежде­
ния активной зоны.
3. Недопустимое для нормального функционирования аппара­
туры исполнительных механизмов СУЗ снижение или полное
исчезновение напряжения электропитания, а также другие недо­
пустимые сочетания отказов оборудования СУЗ.
4. Выход теплотехнических параметров ЯЭУ за безопасные
пределы: повышение давления и температуры в контуре, резкое
снижение нагрузки на турбину и др.
В общем случае необходимые сигналы и уставки срабатывания
аварийной защиты обосновываются расчетными и эксперименталь­
ными исследованиями и зависят от типа реактора. Так, для защи­
ты твэлов от повреждения в некипящих реакторах существенным
пределом безопасности является минимально допустимый запас до
пузырькового кипения, а в кипящих — запас до критического теп­
лового потока и максимально допустимое тепловое расширение
топлива. В газоохлаждаемых реакторах безопасность активной зо­
ны определяется допустимыми значениями температуры оболочки
(покрытия) твэлов.
Часто параметры, определяющие безопасность, невозможно
прямо измерить (к таким параметрам относится, например, ло­
кальный тепловой поток, скорости теплоносителя, температура
топлива и оболочек, положение наиболее «горячей» точки, место
закипания и т. д.). В этом случае необходимо на основании физи­
ческих и теплотехнических расчетов определить безопасные обла­
сти изменения измеряемых параметров, а также уставки A3 для
каждого из этих параметров. Перерасчет уставок может прово­
диться оперативно на станционной ЭВМ с автоматическим вводом
уставок в сравнивающие устройства A3. На рис. 7.16 представ­
лены области безопасности и уставки A3 по температуре тепло(ЪУНКЦИИ

261

носителя (ГСр) и подогреву (АГ), используемые в водо-водяных
реакторах PWR.
Для энергетических реакторов наименьший период увеличения
мощности, при которой выдается сигнал A3, составляет 10—20 с.

Постоянная (мощностная)
уставка A3 по ЛТ

50

7777.

Переменнее
. (температурные)
\уставки A3 по ДТ

155

25

170-Ю*Па

Нормальная
радочая
точка
120-105Па

1

500

515

550

I

545

Рис. 7.16. Области безопасности и уставки A3 по подогреву для реактора PWR

С пульта управ/гения и АР\

уч

!

11

§•
•о

10

§,
с:
¥

I

m:
и

. К сигнальным
устройствам
пульта
управления

Рис. 7.17. Структурная схема системы A3 ядерного реактора:
/ — исполнительный механизм; 2 — электромагнитное расцепляющее устройство; 3 — стер­
жень A3; 4 — активная зона реактора; 5 —блок питания рабочей ИК; 5 —блок питания
пусковой ИК; /— ИК; в —логическое устройство; 9 — устройство защиты по превышению
уровня мощности; /0 —задатчик мощности; 11 — канал защиты по периоду; 12 — сигналы
A3 по теплотехническим и радиационным параметрам
262

Защита по уровню нейтронной мощности может быть выполне­
на одним из следующих способов:
по максимальному уровню мощности (110—120% QHOM), опре­
деляемому максимально допустимой тепловой нагрузкой твэлов
при номинальном расходе теплоносителя;
по относительному превышению уровня мощности над задан­
ным (т. е. тем, который установлен задатчиком мощности систе­
мы АР). Эти превышения обычно выбираются в пределах (0—
20% QHOM)- Примерно такое же превышение плотности потока ней­
тронов принимается в качестве уставки аварийного сигнала систе­
мой локальной A3 (ЛАЗ).
Функциональная схема системы A3 представлена на рис. 7.17.
Система A3 состоит из датчиков аварийных сигналов, измеритель­
ных каналов, логической схемы и
исполнительных механизмов. Изме­
рительные каналы формируют ава­
рийные сигналы. Как уже отмеча­
лось выше, допускается совмещение
функций датчиков и измерительных
каналов A3 с использованием их
сигналов в других устройствах СУЗ
(например, в системе АР). В этом
случае системе A3 должен быть
Рис. 7.18. Структурная схема уси­
обеспечен приоритет по надежности: лителя
защиты но превышению
повреждение или вывод из работы уровня мощности:
любого элемента систем контроля и / — генератор контрольного сигнала;
задатчик
порогов
срабатывания;
регулирования не должны влиять 23 —
— дискриминатор амплитуды сигнала
на способность A3 выполнять за­ ПС; 4, 5 — усилитель мощности сигна­
ла ПС и A3; 6 — дискриминатор ам­
щитные функции.
плитуды сигнала A3; 7 — источник ни
Рассмотрим усилитель защиты тания; 8 — усилитель переменного тока
по мощности (УЗМ). УЗМ работает совместно с задатчиком мощ­
ности и обеспечивает:
выдачу сигналов ПС и A3 при превышении током ионизацион­
ной камеры заданного значения;
индикацию отклонения тока камеры от заданной уставки задатчика встроенным и выносным указателями, на шкалах которых
обычно нанесены зоны срабатывания ПС и A3;
непрерывный контроль исправности аппаратуры каналов за­
щиты.
Выходные сигналы устройства выдаются в потенциальной фор­
ме (напряжения постоянного тока с двумя уровнями «0» и «1») и
посредством замыкания или размыкания контактов.
Структура УЗМ показана на рис. 7.18. Прибор состоит из уси­
лителя 5, амплитудных дискриминаторов 3 и 6, ПС и A3 соответ­
ственно, усилителей мощности 4 и 5, индикатора отклонения А/к,
на выходе усилителя 6\ задатчика порогов срабатывания 2, гене­
ратора контрольного сигнала / и источника питания 7.
Входными сигналами устройства являются ток ионизационной
камеры / к и постоянное напряжение от задатчика, пропорциональ263

ное уровню мощности, которое преобразуется резистором R в ток
задатчика /3. Кроме того, на вход усилителя 8 подается еще ток
контрольного сигнала /к.с, причем полярность токов 13 и /к.с про­
тивоположна полярности тока / к . При IK=h на вход усилителя
поступает только ток контрольного сигнала /к.с> и усилитель осу­
ществляет усиление и преобразование постоянного тока / к . с в пе­
ременный таким образом, что на входе усилителя 8 имеется пере­
менное напряжение только в том случае, если входной суммарный
ток удовлетворяет неравенству:
/к-/з-/к.с<0.
(7.11)
Импульс напряжения поступает на входы дискриминаторов
амплитуд 3, 6 и на индикатор отклонения.
Дискриминаторы амплитуд работают в режиме формирования,
создавая сигналы при прохождении переднего и заднего фронтов
отрицательных полупериодов переменного напряжения. Выходные
сигналы дискриминаторов поступают на входы усилителей мощ­
ности 4 и 5, где усиливаются и преобразуются в напряжения по­
стоянного тока. С выходов усилителей мощности сигналы посту­
пают во внешние цепи.
Когда ток ионизационной камеры / к становится больше / 3 на
определенную, заранее выбранную величину, сигнал переменного
тока в тракте усилителя 8 и, следовательно, на входе дискримина­
тора 6 становится меньше порога его срабатывания, дискримина­
тор перестает работать в режиме формирования, на выходе уси­
лителя мощности 5 исчезает постоянное напряжение и во внешнюю
цепь поступает сигнал ПС (логический нуль). При дальнейшем
увеличении тока / к таким же образом происходит срабатывание
по тракту A3.
Возникновение неисправности, приводящей к исчезновению сиг­
нала на входе дискриминаторов амплитуды, а также возникнове­
ние неисправности в любом из дискриминаторов амплитуды или
в усилителе мощности приводит к исчезновению постоянного на­
пряжения на выходах обоих или одного усилителя мощности, т. е.
в устройстве используется непрерывный контроль исправности, что
обеспечивает повышенную надежность устройства.
Логика и надежность A3. Важнейшим требованием к логиче­
ской схеме A3 является повышение помехоустойчивости системы,
т. е. исключение несрабатывания в аварийной ситуации при умень­
шении в то же время числа ложных срабатываний A3, не вызван­
ных аварийной ситуацией на реакторе. Как правило, аварийные
сигналы по каждому технологическому параметру АЭС вырабаты­
ваются несколькими независимыми между собой устройствами.
В логической схеме осуществляется принцип совпадения двух из
трех или двух из четырех сигналов. A3 в этом случае срабатывает,
если показания не менее двух измерительных каналов достигают
недопустимых значений.
Уменьшение числа срабатываний A3 достигается также посред­
ством введения ПС (световой и звуковой) при приближении пара264

метров, характеризующих аварийную ситуацию, к аварийным
уставкам. ПС позволяет оператору принять меры для обеспечения
нормальных технологических режимов работы ЯЭУ.
Конструкции исполнительных органов A3 были описаны
в гл. 5, 6. Здесь отметим, что для обеспечения высокой надежности
система A3 имеет не менее двух независимых групп исполнитель­
ных органов. Количество, расположение, эффективность и скорость
введения исполнительных органов A3 выбираются, исходя из необ­
ходимости обеспечения следующих условий:
обеспечение скорости аварийного снижения мощности реактора,
достаточной для предотвращения возможного повреждения твэлов
сверх допустимых пределов;
приведение реактора в подкритическое состояние и поддержа­
ние его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реак­
тивности из-за температурных и других эффектов реактивности
в течение времени введения других, более медленных органов
СУЗ;
предотвращение образования локальных критических масс.
Запаздывание срабатывания A3 по отношению к моменту по­
явления аварийной ситуации определяется инерционным запазды­
ванием измерительных приборов, запаздыванием при прохождении
сигнала в логической схеме и особенно механическим запаздыва­
нием при введении аварийных стержней. Практически удается
обеспечить задержку срабатывания A3 на время менее 1 с, хотя
полное время введения стержней на больших реакторах может до­
стигать десятка секунд.
До сих пор мы рассматривали систему A3, срабатывание ко­
торой приводит к полной остановке реактора, т. е. переводу его
в глубоко подкритическое состояние. Однако внеплановая останов­
ка крупной ЯЭУ дает большие экономические потери. Поэтому на
современном этапе реакторостроения при разработке систем A3
проводится дифференциация защитных действий в зависимости от
вида аварийной ситуации. Так, при снижении расхода теплоноси­
теля на некоторое значение достаточно только снизить мощность
реактора до такого уровня, чтобы обеспечить допустимые условия
охлаждения твэлов. Аналогичная процедура снижения мощности
до безопасного уровня возможна при локальном повышении мощ­
ности.
Примеры подобных систем A3 будут рассмотрены в следующей
главе.
§ 7.5. ПОМЕХИ ПРИ РАБОТЕ
ЭЛЕКТРОННОЙ АППАРАТУРЫ СУЗ

Электронная аппаратура СУЗ подвержена действию помел,
возникающих по самым разнообразным причинам. Наибольшей
чувствительностью к помехам обладают пусковые каналы реакто­
ра, в частности импульсные измерительные каналы контроля низ­
ких уровней плотности потока нейтронов.
265

Источники помех. В самом общем виде помехи можно разде­
лить на две категории: стационарные и нестационарные.
К стационарным помехам относятся обычно помехи, постоянно
присутствующие при работе оборудования. Источники стационар­
ных помех можно найти и подавить теми или иными средствами.
Часто используются, например, фильтры, настроенные на частоту
помех и устанавливаемые на входе источника питания измеритель­
ного канала СУЗ или в измерительную цепь.
К основным источникам нестационарных помех можно отнести:
1) различного рода коммутации силового оборудования, причем
помехи возникают как при включении и отключении потребителей
мощности, так и при коммутациях элементов (реле, пускателей
и т. д.) работающего оборудования; 2) неправильное заземление
трасс измерительных каналов; 3) работа сварочного оборудования.
О величине и характере помех при включении силового обору­
дования в сеть можно, например, судить по тому факту, что в си­
ловом кабеле, соединяющем оборудование с однофазной сетью
(220 В, 50 Гц), возникает при коммутации бросок тока амплиту­
дой 5—10 А (при волновом сопротивлении кабеля 30—50 Ом),
причем частотный спектр этого сигнала содержит составляющие
от 10 кГц до 100 мГц. Механизм действия возникающих при этом
помех состоит в том, что электрическая цепь тока помехи замы­
кается через общий для оборудования и электронной аппаратуры
контур заземления. Контур заземления связан как с силовыми
цепями, так и с множеством приемников мощности, которые в со­
вокупности с кабельными магистралями образуют сложные цепи
передачи сигналов помех. Как правило, большинство линий несогласованы по волновым сопротивлениям, что приводит к появлению
отраженных волн и, следовательно, к затухающим электрическим
колебаниям, амплитуда и спектр которых зависит от конфигура­
ции и длины линий связи, цепей заземления и потерь в линиях.
Другой, наиболее частой причиной возникновения помех явля­
ется неправильное заземление линии связи детектора с усилитель­
ной аппаратурой измерительного канала.
При заземлении в одной точке (с одного конца линии связи)
уменьшаются наводки в низкочастотной области. Заземление в на­
чале и конце линии связи уменьшает помехи в области средних и
высоких частот. Поэтому выбор заземления линий связи необхо­
димо проводить с учетом реального спектра помех, возникающих
при работе оборудования.
Помехи, поступающие на чувствительные измерительные цепи
через общую «землю» при работе сварочного оборудования, по
своему характеру подобны помехам, возникающим в результате
коммутации силового оборудования.
Борьба с помехами. Для уменьшения помех используются мно­
гоэкранные кабели. Эффективность экранирования от помех тем
больше, чем меньше передаточное поверхностное сопротивление
кабеля, которое определяется как отношение напряжения наводки
266

на входе цепи, к которой подключен кабель, к току, протекающему
по экрану кабеля.
Эффективным средством уменьшения наводок является созда­
ние путей прохождения токов помех помимо чувствительных эле­
ментов измерительного канала, по которым проходит полезный
сигнал. В этом случае для обеспечения защиты от помех в месте
кабельных вводов необходимо соединять кабели с электронной
аппаратурой посредством экранированных изолированных разъе­
мов с использованием отдельного (специального) заземления.
В общем случае для уменьшения влияния помех на работу из­
мерительных каналов СУЗ необходимо выполнить комплекс меро­
приятий, к которым относятся: подавление помех в месте их воз­
никновения; максимальное пространственное разнесение силовых
и измерительных цепей; организация для измерительных цепей
специального контура заземления («нулевая» шина, не связанная
с общей защитной «землей»); использование многоэкранных
кабелей.

Глава 8
ПРИМЕРЫ СУЗ ДЕЙСТВУЮЩИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
§ 8.1. СУЗ РЕАКТОРА ВВЭР

Органы регулирования ии исполнительные механизмы СУЗ реак­
тора ВВЭР были описаны ранее. Рассмотрим остальные элемен­
ты СУЗ.
Измерительные каналы. В качестве пусковых ионизационных ка­
мер применяются камеры типа КНК-56, а в качестве работающих
в энергетическом диапазоне (рабочих камер)—камеры типа
КНК-57М (см. табл. 3.2).
Счетчики типа СНМ-11 эффективностью 0,27 ими./ (нейтр./см2)
применяются при контроле реактора в подкритическом состоянии
и в период пуска реактора. Они работают со стандартными им­
пульсными каналами. На реакторе установлено два таких канала.
Детекторы нейтронов устанавливаются в каналах, расположен­
ных в заполненном водой кольцевом баке биологической защиты
реактора. Эти датчики поднимают и опускают посредством меха­
низмов с дистанционным управлением с блочного щита управле­
ния (БЩУ). Пусковой счетчик опускается вниз только в то время,
когда реактор находится в подкритическом состоянии или выво­
дится на минимальный уровень мощности, который может кон­
тролироваться токовыми измерительными каналами.
Поток нейтронов контролируют следующие приборы:
1) три прибора A3 по скорости нарастания мощности (АЗС)
измеряют ток ИК в логарифмическом масштабе в диапазоне
10-и—Ю~4 А, а также период реактора в диапазоне 150—5 с;
2) самопишущий прибор (СМ-1) измеряет ток ИК в диапазоне
267

5-Ю-11—5-10~4 А. В качестве детектора используются две камеры
КНК-57М, соединенные параллельно;
3) два гальванометра с усилителями измеряют токи иониза­
ционных камер в диапазоне 0,3—1500 мкА. Каждый гальванометр
имеет три камеры КНК-57М, соединенные параллельно.
Уровень нейтронной мощности при пуске реактора контроли­
руется дополнительно по самописцу мощности СМ-2 и сигналам
звукового индикатора. Самописец мощности и звуковой индикатор
могут быть подключены к любому из трех приборов АЗС.

Рис. 8.1. Картограмма расположения групп кассет АРК реактора ВВЭР:
/—рабочая кассета; 2 — кассета АРК с указанием номера соответствующей группы (73 шт.)

Аппаратура, регистрирующая поток нейтронов, установлена на
БЩУ, что позволяет эксплуатационному персоналу быстро и свое­
временно реагировать на любые отклонения в режиме работы ре­
актора.
Система управления приводами СУЗ рассчитана на 73 органа
регулирования, разбитых по схеме управления на 12 групп. Распо­
ложение кассет каждой группы в активной зоне реактора ВВЭР
показано на рис. 8.1.
В группах 1—5 приводы АРК укомплектованы шарико-винтовыми парами с шагом 36 мм, остальные механизмы — с шагом
14 мм. В работе находится одна группа.
При достижении крайнего верхнего или нижнего положений
любого привода из выбранной группы срабатывают верхний или
нижний групповой концевой выключатель и электродвигатели всех
268

механизмов выбранной группы переключаются на выпрямитель­
ные устройства, подающие тормозное напряжение. В качестве ко­
нечных выключателей применяются индуктивные датчики.
Питание групп приводных электродвигателей осуществляется
от двух преобразователей низкой частоты ПНЧ-1 и ПНЧ-2. Для
обеспечения одинаковой скорости перемещения (приводов с шагом
14 и 36 мм в режиме регулирования ПНЧ имеют соответственно
и две выходные частоты напряжения.
Для контроля положения кассет СУЗ применено 73 грубых
цифровых указателя положения (УП). Сигналы цифрового УП
формируются от сельсинного датчика, установленного на исполни­
тельном механизме. Кроме цифровых УП для контроля переме­
щения кассет СУЗ, имеются два индивидуальных сельсинных
указателя, подключаемых схемой к любому из механизмов, и два
групповых сельсинных указателя, подключаемых непосредственно
к шинам преобразователя низкой частоты.
Все нечетные группы механизмов подсоединяются к шинам
ПНЧ-1, все четные — к шинам ПНЧ-2. В случае выхода из строя
одного из рабочих ПНЧ на его шины автоматически подается на­
пряжение от резервного преобразователя ПНЧ-3. При индивиду­
альном управлении одним механизмом его электродвигатель пи­
тается от дополнительного преобразователя ПНЧ-4.
Система управления АРК обеспечивает ручной режим управле­
ния как группами, так и любым выбранным механизмом. Подъем
групп в ручном режиме .проводится в определенной последователь­
ности, начиная с первой группы.
Система A3. Система СУЗ предусматривает четыре рода A3,
которые срабатывают при появлении соответствующего сигнала.
Так, для реактора ВВЭР-365, работающего в номинальном режи­
ме на семи циркуляционных 5 петлях (7ГЦН в работе) при давле­
нии в первом контуре 105-10 Па с пятью турбогенераторами (ТГ)
A3 I рода срабатывает при следующих аварийных ситуациях:
1) обесточение пяти и более ГЦН;
2) повышение давления в первом контуре более 119• 105 Па;
3) обесточение двух комплектов автоматики ГЦН с одновре­
менным снижением перепада давления в активной зоне;
4) обесточение промежуточного реле A3;
5) потеря питания на щите СУЗ на время более 1 с;
6) неправильная установка оператором ключа выбора групп
АРК при прохождении сигналов A3 II и III родов;
7) нажатие кнопки A3 I рода.
При появлении сигнала A3 I рода снимается напряжение пита­
ния силовых цепей выпрямительных устройств и преобразователей
низкой частоты и все кассеты СУЗ, находящиеся вверху, начина­
ют движение вниз самоходом. При этом обеспечивается быстрое
снижение уровней потока нейтронов реактора.
Система A3 по потоку нейтронов вырабатывает сигналы в схе­
му A3 при уменьшении периода нарастания мощности до преду­
предительных и аварийных уставок и при увеличении уровня по269

тока нейтронов до предупредительных и аварийных уставок. Диа­
пазон изменения уставок срабатывания реле по уровню мощности
составляет 0,6—150% номинального уровня.
Система A3 имеет три независимых канала по уровню мощ­
ности и три независимых канала по скорости нарастания мощ­
ности. Сигналы A3 по скорости выдаются приборами АЗС, A3
по уровню мощности — прибором АЗМ. Для исключения ложных
срабатываний сигналы, действующие на схему A3 реактора, фор­
мируются по принципу «два из трех». Выходные сигналы прибо­
ров каждого канала собираются на панели предупредительных и
аварийных сигналов, что позволяет оператору своевременно вме­
шаться в процесс управления реактором.
A3 II рода срабатывает при возникновении следующих усло­
вий:
1—увеличение потока нейтронов выше установленного уровня;
2— снижение давления в промежуточном контуре до 2,5 X
ХЮ5 Па (срабатывание через 10 с);
3— обесточение трех — четырех ГЦН из семи работающих
(срабатывание через 1,5 с);
4 — отключение двух генераторов с одновременным закрытием
двух стопорных клапанов турбины при работе двух или трех ТГ;
5 — неуправляемое движение АРК вверх;
6 — обесточение промежуточного реле A3;
7 — понижение давления в первом контуре до 85-Ю5 Па;
8 — уменьшение периода нарастания мощности до 10 с.
При появлении сигнала A3 II рода преобразователь низкой
частоты отключается и кассеты рабочей и предыдущей группы
АРК начинают движение вниз самоходом. При исчезновении сиг­
нала* A3 II рода происходит автоматический подхват движущихся
групп.
Отметим, что введение сигнала A3 по снижению давления
в промежуточном контуре вызвано тем обстоятельством, что вода
промежуточного контура используется для охлаждения ГЦН, кото­
рые не могут работать без охлаждения даже кратковременно.
A3 III рода срабатывает в следующих случаях:
1) при уменьшении периода нарастания мощности до 20 с;
2) при обесточении двух комплектов автоматики ГЦН;
3) при температуре теплоносителя на выходе из реактора бо­
лее 295°С (при нормальной эксплуатации средняя температура
теплоносителя на выходе из реактора составляет 277,8°С);
4) при отключении двух генераторов и закрытии стопорных
клапанов при работе четырех или пяти ТГ.
При появлении сигнала A3 III рода движение рабочей группы
кассет вверх прекращается. Одновременно на вход всех преобра­
зователей низкой частоты подается управляющий сигнал на дви­
жение кассет вниз. При этом оба преобразователя ПНЧ-1 и ПНЧ-2
включаются, и рабочая и предыдущая группы начинают движе­
ние вниз. При исчезновении сигнала A3 III рода происходит авто­
матическая остановка движения групп.
270

A3 IV рода срабатывает в следующих случаях:
1) при превышении предупредительной уставки уровня ней­
тронного потока;
2) если температура теплоносителя на выходе из реактора рав­
на или более 285°С;
3) если давление первого контура равно или более 110-Ю5 Па.
При действии сигнала A3 IV рода запрещается движение орга­
нов регулирования вверх. При исчезновении сигнала запрещение
снимается.
Система АР. Принципы автоматического регулирования мощно­
сти энергоблока с реакторами ВВЭР описаны в § 2.7. Напомним,
что автоматический (аналоговый) регулятор мощности (АРМ)
предназначен для регулирования мощности реактора по отклоне­
нию давления пара в паровых коллекторах второго контура и по
изменению потока нейтронов (току ионизационных камер).
В регуляторе предусмотрена возможность разгрузки энерго­
блока реактор — турбины при отключении ГЦН и при срабатыва­
нии A3 IV рода. В АРМ имеются два канала управления реакто­
ром, каждый из которых состоит из блока управления, усилителя
тока ионизационных камер и блока питания. В работу вводится
один из каналов по выбору оператора, а второй находится в ре­
зерве и вводится автоматически при возникновении неисправностей
в рабочем канале.
АРМ может работать в следующих трех основных режимах.
Режим АР. В этом режиме регулятор поддерживает заданное
давление во втором контуре, управляя мощностью реактора по
сигналам отклонения давления и по изменению потока нейтронов.
При нагрузке или разгрузке турбогенератора регулятор соответст­
венно изменяет заданный уровень мощности реактора по сигналу
отклонения давления, поддерживая давление во втором контуре.
Режим «Стоп». В этом режиме регулятор поддерживает мощ­
ность реактора (по току ионизационных камер) на заданном уров­
не, который не зависит от давления (сигнал по давлению отклю­
чается от каналов управления реактором). Регулятор вводится
в этот режим только автоматически при отключении ГЦН и при
срабатывании A3 IV рода. Из этого режима АРМ выводится так­
же автоматически при превышении давления пара во втором кон­
туре выше заданного значения.
При отключении ГЦН заданное значение мощности автомати­
чески снижается на величину, пропорциональную количеству от­
ключившихся ГЦН.
При неисправности обоих каналов регулятор отключается.
Режим «Резерв». В этом режиме все управляющие выходы ре­
гулятора отключены. АРМ каждого из каналов автоматически
следит за сигналом ионизационных камер и регулятор непрерывно
готов к включению в работу. Регулятор из этого режима в режим
АР переводится только оператором, который предварительно дол­
жен сбалансировать сигнал по давлению задатчиком давления.
271

Режим работы АРМ выбирают, исходя из конкретных эксплуа­
тационных условий.
§ 8.2. СУЗ РЕАКТОРА РБМК-1000

>

Состав СУЗ. В состав СУЗ реактора РБМК-ЮОО входят детек­
торы потока нейтронов (пусковые камеры деления и внезонные
ионизационные камеры со специальными устройствами для разме­
щения 'их в аппарате — подвесками камер — и внутризонные ка­
меры деления); органы регулирования реактивности — стержнипоглотители нейтронов; исполнительные механизмы для переме­
щения стержней; аппаратура для синхронизации перемещения
стержней АР; комплекс электронной полупроводниковой аппарату­
ры для измерения и соответствующего преобразования информа­
ции от детекторов; логические схемы управления, выполненные
на бесконтактных логических элементах и релейно-контакторных
элементах, обеспечивающих заданный алгоритм работы системы.
Структурная схема СУЗ (без системы ЛАР и ЛАЗ) показана на
рис. 8.2.
Органы регулирования реактивности. Органы регулирования
реактивности реактора РБМК-ЮОО описаны в гл. 4. Картограмма
расположения стержней СУЗ в реакторе показана на рис. 8.3.
Все стержни перемещаются с оомощью индивидуальных серво­
приводов, устанавливаемых непосредственно на каналах стержней-.
Скорость «перемещения стержней составляет 0,4 м/с.
При полном обесточивании системы стержня A3 >и РР вводятся
в зону реактора под действием силы тяжести. При аварийных
ситуациях стержни A3 вводятся в зону за 16 с. Все стержни
вводятся в активную зону сверху, за 'исключением стержней УСП,
вводимых снизу.
Детекторы потока нейтронов. В качестве детекторов потока
нейтронов используются импульсные камеры деления типа
КНТ-31, токовые ионизационные камеры типов КНК-56 и
КНК-53М, а также внутризонные камеры деления, выполненные
на основе триаксиального кабеля (типа КТВ). Описание камер
дано в гл. 3. Размещение камер показано на рис. 8.3.
Камеры деления типа КНТ-31 используются для измерений при
пуске с малых уровней мощности, начиная с подкритического со­
стояния реактора.
Камеры типа КНК-56 используются в системах измерения мощ­
ности и периода при >пуске, в АР мощности в диапазоне малок
мощности и для защиты по превышению мощности.
Камеры типа КНК-53М используются в АР рабочего диапазо­
на мощности для измерения, регулирования и защиты по превы­
шению мощности.
Питание камер осуществляется стандартными блоками пита­
ния (БП), выдающими +500 В, —500 В.
Камеры типа КТВ используются в качестве датчиков системы
ЛАР и ЛАЗ. Питание камер типа КТВ осуществляется специализированными блоками питания, выдающими плюс 100 В.
272

00

Jo
о

Скорость
счета

Разбалансы

Период

ЗАР

1АР

2АР

Положение
групп АР

Задатчики

Щита
пульт
операто­
ра

Ручное управление
Выбор стержне
ПКАЗ,РР,УСП
Ключ

Кнопки Табло УП стержней

оооо
оооооо
оооооооо
оооооооооо
оооооооооооо
оооооооооооо
оооооооооооо
оооооооооооо
оооооооооо
оооооооо
оооооо
оооо

Панели
прибороб
СУЗ

00000000000000

Реактор

Импульсные Пусковые тоКД
новые ИК

Рабочие токодые
ИК

Рис. 8.2. Структурная схема СУЗ реактора РБМК-IOOQ
со

Стержни АР

D D
D D
СтертниАЗ Стертни
ПК A3

Стержни Стержни
РР
УСП

/

Каждая внезонная камера расположена в подвеске. Подвески
с камерами деления установлены в отражателе. Всего предусмо­
трено четыре канала с импульсными камерами деления, из них
один канал резервный. При увеличении потока нейтронов до верх­
него предела измерений подвеска камеры деления извлекается из
отражателя.
Подвески с токовыми ИК устанавливаются в каналах, рас­
положенных в боковой водяной защите реактора, вблизи от кор­
пуса реактора. Всего предусмотрено 24 канала, из них три резервдых. На каналы, в которых размещены камеры КНК-56, установГГГГРТТТП

|Г
r

L

I \Ш\\
,м и
w
1

1

!

1ш1 \\щ
1 1 II 1 [ IнI

Г

.. .
J кЛ
\{щ\1 1 •,
к
1 1 I INII IS-r
1 П_
L

н

П П П
Н
М
М П пI п ПИН М

. 174
АР
i1 'Y7
-'

[\fiAn\
Pp/
Г1

L

М M
Т

п

п.

п-1
|
\(сп\и
г ГЬ

Ч

р в
п
~~г^
€ ——tid- III1^^ 11IJ | I H^ 1 11 1 Щ III 11 l l 11 11__
И W H W M
П J П JП П JП J
п п п М п П

W И W H
и J П 11 J
п п п

In
IfimU
Lrill

rl111И11
111111H111H11H11H11H11H11H111111H11H111
nj-ii
И 111111 W 1 W 1 hW 111111 kN 1 И 1 N*l 111111N 11 кЭД
I I 1 П И П 1 1 1 1 1 1 m 1 П 1 I n 1 1 1 1 1 1 ITI 1 П 1 ГП 1 1 1 1 1 1 1 1 1 lis-/1
n
п
п
п
п
П
П m
И
П
п
П Г i

11 1 11 1 +U H NH H
H n n m H m H H
4
11| l^^j1 '1 11 1г^ч1 11 11 1l^^l1 11 11 'к^ч1 11 11 №1
111 1г^ч1 I111 1r^^l' 11 11 Iг^ч' 1I 11 1l^^l1 1 11 11^^
I j r111
tSPi 1
1 1 1
1 1 1 11 11 r1^1 1 11 r^^1 11
1 ЛЯП-L1
l-l |
Г 1 M П 1П H
1 П И П
У

1i

У 1 1 IcJ

M e 1 1 W M MD| 11 ic>| 1 1 Uol 1 1 loj 1 1 U>l 1 j |ю I 1 lol 1 1 1 1 1

kM M M®W

M h l*M W

ж

М

ж

Ш

Ш

Ш

i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i i -i i i i i i i i i i i i i i i i

М М п п п п п П М П
1
мЧп H НИ
m п гп 1 1 11111п 11 1
1ЫЛ>ЛРМ
11 f | 11 11 1] 1W>|1 1f 11 1мг>1{ 11 11 1м>|1 11 11 1|«1 11 1I 1Цы1 1111 1l^J1 11 1I 1иы1 1 1 L^J 1 1 Lo{ 1 1 W>| 1 11 l/fiip^LI
•JJ р
ll^'yl
п Н п П п И п п
П i ^Г
111111
Н 11 И II Н 11 Н 11 Н 11 Н 11 Н 11 Н 11 н
1

i j ц11 \] сп\
I j 1111Н [«к^И1111И4Н11Н11НН1111
НИ 111111!
111''
И Н Н И Н 1
(ТЛРН Г
ii V J I 1 I I I I 1 1 11 I I

ГТМ
1 г

м1 1

1 II II г

L U UW

1 1 I I I 1 1 г Г!—1 1 1 Iv / i ^

М IIIIГ

n

W п

1^1

, и.плР^ 1 Pf 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 Г'МПЛ
I I v У ^^.1 1 1 Г Г^^П г Г r ^ i i i 1 1 v Ч/

гт1 (щ
NH

U4

® -1

е -2

С-4
Ф-5

Ф-J

э-б

1I

I Iг п

изс)
Им

'^'

И

I

I' •

е-7

ъ-8
о-9

®-ю

•Рис. 8.3. Картограмма расположения стержней и детекторов СУЗ реактора
РБМК-ЮОО:
/ — стержни 1 АР; 2— стержни 2 АР; 3 — стержни 3 АР; 4— стержни РР; 5 —стержни A3
и ПК-АЗ; 6 — УСП; 7 — стержни JIAP; 5 — внезонные КД; 9 — внезонные ИК; 10 — внутризонные датчики KTB; СМ —камеры самописца мощности

574

лены свинцовые цилиндрические экраны с толщиной стенки 80 мм,.
что позволяет снизить поток ^излучения на камеру примерно на
два порядка и этим обеспечить возможность измерения с более
низких уровней.
При увеличении «потока нейтронов до уровня, соответствующего
концу диапазона работы аппаратуры с камерами типа КНК-56,
от этих камер отключается питание, и аппаратура, работающая
в комплекте с ними, блокируется. Камеры оставляются на рабо­
чих местах.
Камеры КТВ устанавливаются в центральные трубки ТВС
аналогично ДКЭ(р), описанным в § 3.5.
Система АР. С помощью системы АР обеспечивается автомати­
ческое поддержание мощности на заданном уровне и автоматиче­
ское изменение уровня мощности реактора.
Диапазон автоматического регулирования мощности составля­
ет 0,25—100% QHOM (QHOM — номинальный уровень мощности) раз­
делен на два .поддиапазона: 0,25—6% QHOM — АР малой мощности,,
5—100% QHOM — АР основного диапазона.
В диапазоне малой мощности «предусмотрен один регулятор:
АР малой мощности (ЗАР). В основном диапазоне имеются два
регулятора (1АР и 2АР), один из них обычно включен, другой
находится в режиме «горячего резерва».
Детекторами каждого АР являются четыре ионизационные ка­
меры, исполнительными органами — четыре стержня-поглотителя,,
расположенные симметрично в активной зоне и перемещаемые
синхронно. Синхронность перемещения стержней одного АР обес­
печивается системой синхронизации с погрешностью не более
±50 мм.
АР обеспечивает погрешность поддержания мощности равную
± 1 % относительно заданного уровня. Изменение заданного уров­
ня мощности осуществляется с помощью задатчика мощности а>
СКОрОСТЬЮ 0 , 1 5 % Q H O M / С

В Диапазоне

5 — 2 0 % QHOM И 0 , 3 % Сном/С

в диапазоне 5—80% QHOM, где QHOM — номинальный уровень ней­
тронной мощности.
Система задания мощности обеспечивает синхронное задание
уставок мощности в оба АР основного диапазона: во «включен­
ный» и находящийся в «горячем резерве» с погрешностью не бо­
лее 0,5%.
Сигнал отклонения мощности от заданной вырабатывается
в каждом АР в четырех измерительных каналах. В каждом изме­
рительном канале сигнал от одной ионизационной камеры, пройдя
через корректор тока камеры (КТ), сравнивается с сигналом от
задатчика мощности (ЗМ) данного АР. Сигнал отклонения мощ­
ности от заданной проходит последовательно через входные цепи
усилителя защиты по мощности (УЗМ) и усилителя сигнала от­
клонения (УСО). Коэффициент усиления УСО регулируется сиг­
налом от задатчика и на выходе УСО образуется сигнал, про­
порциональный относительному отклонению мощности от задан­
ной.
18*

27S

Усреднение информации по четырем измерительным каналам
осуществляется суммированием сигналов четырех усилителей УСО
на входе суммирующего усилителя мощности УСМ.
Контроль исправности измерительных каналов (включая де­
текторы) построен по принципу сравнения выходных сигналов ка­
налов, соседних по расположению их камер в аппарате. Сравнение
сигналов в измерительных каналах (1АР и 2АР основного диапа­
зона) осуществляется в блоке триггеров (БТ).
Если выходной сигнал канала отличается от сигналов обоих
соседних каналов на величину срабатывания триггеров в блоке
БТ, вырабатывается сигнал неисправности канала и данный канал
'блокируется. Система остается работоспособной при трех вклю­
ченных каналах (один блокирован). Измерительный канал блоки­
руется также при отсутствии напряжения питания на камере дан­
ного канала и усилителя сигнала отклонения (УСО). Последняя
^блокировка необходима, так как при отсутствии -питания УСО на
его выходе возникает нулевой разбаланс, как и в обычном режиме
Стабилизации

(<2текущ=Рзад).

Все измерительные каналы одного АР блокируются при сигна­
ле неисправности задатчика мощности этого АР, суммирующего
усилителя УСМ, а также при неисправности исполнительной ЧаСТИ.

Сигналы неисправности измерительной и исполнительной ча­
стей АР вводятся в предупредительную сигнализацию (ПС).
Измерение сигналов относительного отклонения мощности
:в каналах обеспечивается в диапазоне ±10%, но регулирование
.мощности осуществляется по принципу трехпозиционного релей­
ного закона регулирования. Релейный закон регулирования обеслечивается системой синхронизации перемещения стержней. В этой
системе вырабатываются сигналы среднего положения стержней
данного АР и сигналы отклонения отдельных стержней от сред­
него. По сигналу относительного отклонения средней мощности
от заданной (с выхода УСМ) и по сигналам отклонения стержней
ют среднего положения данного стержня АР образуются сигналы,
требующие включения стержня АР на перемещение вверх или
вниз. Через блоки управления эти сигналы управляют двигателем
привода стержня.
При отклонении положения стержня АР от среднего на рас­
стояние больше 100±10 мм в системе синхронизации выраба­
тывается сигнал неисправности исполнительного канала и данный
стержень отключается. Для сохранения работоспособности систе­
мы достаточно трех синхронно перемещающихся стержней.
Для измерения мощности, поддерживаемой АР, часть сигнала
камеры каждого канала через корректор КТ подается в цепь изме­
рителя мощности (микроамперметра).
Структурная схема измерительной части АР- приведена на
рис. 8.4.
Система A3. Система A3 реактора РБМК-Ю00 построена таким
образом, что позволяет не сбрасывать мощность полностью, а сни276

жать ее от номинальных до более низких уровней, допустимых при
данных аварийных ситуациях.
По ряду аварийных сигналов неисправности технологического
оборудования АЭС предусмотрено управляемое (с помощью АР)
и стержней A3 (ПК-АЗ) аварийное снижение мощности с задан­
ной скоростью до уровней 80, 50, 40, 20% (АЗ-1, АЗ-2, АЗ-3,
АЗ-4) * с обеспечением устойчивой работы станции на этих
уровнях.
Более сильный вид защиты АЗ-5 обеспечивает снижение мощ­
ности реактора всеми стержнями A3, РР и АР, но введение стерж­
ней осуществляется только до тех пор, пока есть вызвавшая АЗ-5
причина. При исчезновении аварийного сигнала процесс введения
стержней прекращается.
тттп Контроль испрадIDII . Н—'ности
йпг.тп(блогику)
/Пnn?.iiKii\
.0

\Щ=

1КТ

НБП
+ 0-

-д логику

Г

AI

1УЗМ

ЧКТ
Гальданометр 1

блокиробка
от 6Т

1У'СО
1

ПС A3

1_1

±

Ш

к

В логики
ПС A3

-w

ЧУЗМ

от ВТ

чУСО

3

уем

Ут

В систему
управле­
ния стержня­
ми АР
От резервного АР

Ш Ш

Управление Кусо
61
ЗМ
, На индика­
Компенсация
цию разбалан­
Ключулрадления \
А
\ Синхронизация
са
задатчиком Г Ш
Сигналы блокировки
Щ
на У СО
Аварийное
снижение

Пульт оператора I

^Т

Рис. 8.4. Структурная схема измерительной части АР

При ситуациях, вызывающих действие АЗ-1—АЗ-4 уставки задатчиков обоих АР автоматически начинают уменьшаться со ско­
ростью 4% Сном/с в диапазоне 100—80% QHOM И СО скоростью
2% QHOM/с в диапазоне 80—20% QHOM.
Для обеспечения указанных скоростей снижения мощности по
сигналам из включенного АР при разбалансе сигнала ЗМ и токов
ионизационных камер примерно ±2% заданного уровня мощно­
сти на перемещение включаются группы стержней перекомпенса­
ции (ПК-АЗ) по определенной программе. Стержни ПК-АЗ в ко­
личестве 36 штук нормально взведены (при невыполнении этого
условия в схеме вырабатывается запрет на увеличение уставки
задатчика мощности в тракте АР) и вводятся в зону автоматиче­
ски по сигналам из схемы АР при ситуациях управляемого ава­
рийного снижения мощности или сигналам АЗ-5.
* В отличие от ВВЭР на РБМК режим более сильного снижения мощности
имеет больший порядковый номер.
277

Сигналы АЗ-1—АЗ-5 о наличии аварийной ситуации на АЭС
вырабатываются в логической схеме анализа аварийных сигналов,
сигналов неисправности оборудования и команд оператора, посту­
пающих из технологических схем, (приборов СУЗ и с пульта опе­
ратора. Выработанные сигналы подаются в схемы управления ис­
полнительными органами и задатчиками мощности АР, а также
осуществляют вспомогательные блокировки в аппаратуре.
В СУЗ контролируются аварийные превышения мощности и
скорости разгона реактора.
Датчиками сигналов в цепях A3 по превышению мощности
являются те же ИК, которые дают сигнал в измерительные кана­
лы АР. Усилитель A3 по превышению мощности УЗМ включен
последовательно по входам с усилителем УСО. Таким образом,
задатчик мощности ЗМ задает уставку мощности одновременно
в каналы АР и A3. Аварийный триггер в приборе УЗМ срабаты­
вает при превышении заданной мощности на 10% Сном. При пре­
вышении мощности на 5% QHOM срабатывает предупредительный
триггер в УЗМ.
В диапазоне (0,25—5) % Сном превышение мощности контроли­
руется четырьмя УЗМ. При достижении уровня 5% QHOM защита
по превышению диапазона малой мощности блокируется.
В основном диапазоне (5—100)%Q H OM превышение мощности
контролируется восемью УЗМ. Для повышения надежности пита­
ние приборов УЗМ осуществляется от разных фидеров; от одного
фидера получают питание приборы УЗМ, работающие по сигна­
лам камер одного АР. УЗМ группы, получающей питание от одно­
го фидера, связаны с задатчиком мощности одного АР, приборы
УЗМ другой группы связаны с задатчиком другого АР. Такое
разделение УЗМ на группы позволяет избежать ложных аварий­
ных сигналов при пропадании питания на одном фидере или неис­
правности одного задатчика.
Аварийное превышение скорости разгона контролируется тре­
мя каналами. В каждом канале сигнал от ионизационной камеры
типа КНК-56 поступает через выносной каскад KB в прибор A3
по скорости — усилитель защиты по скорости (УЗС).
При периоде, равном 10 с, срабатывает аварийный триггер, при
периоде 20 с —предупредительный триггер.
Сигнал АЗ-1 образуется при неисправности или останове одно­
го ГЦН. Сигнал АЗ-2 образуется при неисправности или останове
двух ГЦН из четырех в любой из двух насосных групп. Сигнал
АЗ-3 образуется при неисправности или останове любого из турбо­
генераторов (ТГ). В схеме предусмотрен аналогичный выше рас­
смотренным резервный канал для выработки сигнала АЗ-4, тре­
бующего снижения мощности до 20%. Сигнал АЗ-5 образуется при
наличии хотя бы одной из следующих ситуаций: превышение мощ­
ности в основном диапазоне (A3 по мощности); превышение мощ­
ности в диапазоне малой мощности; превышение скорости разгона
реактора в диапазоне малой мощности; по технологическим сигна­
лам (при останове двух ТГ; при останове четырех ГЦН; при ис278

чезновении питания собственных нужд АЭС; при разрыве трубо­
проводов в контуре).
Измерительные каналы. СУЗ обеспечивает измерение потока
нейтронов в линейном и логарифмическом масштабах, определе­
ние скорости разгона реактора и отклонения потока нейтронов от
заданного. Измерение потока нейтронов в логарифмическом мас­
штабе осуществляется с помощью трех приборов измерителей ско­
рости счета (ИСС), работающих с камерами типа КНТ-31, и трех
приборов УЗС, работающих с камерами типа КНК-56.
Выносные
указатели скорости счета работают в диапазоне
4
(2—10 ) имп/с, выносные указатели логарифма мощности проградуированы в диапазоне Ю-11—10~4 А. Измерение периода разгона
обеспечивается тремя выносными индикаторами приборов УЗС
в диапазоне периодов от оо до 10 с. В системе предусмотрен само­
пишущий прибор для регистрации логарифма мощности. Мощ­
ность измеряется измерителем мощности АР, включенного в рабо­
ту (всего три измерителя мощности) —микроамперметром, градуи­
рованным в единицах мощности. Мощность в линейном масштабе
регистрируется самопишущим прибором, сигнал на который посту­
пает от четырех параллельно включенных камер типа КНК-53М.
Для контроля за разбалансами в цепях защиты по превышению
мощности предусмотрены индикаторы разбаланса (ИР), на шка­
лах которых нанесены риски ПС и A3. Индикатор разбаланса
в каждом канале АР служит также для контроля за «перекосом»
знергораспределения. Заданную мощность измеряют тремя вынос­
ными указателями УЗМ.
Информация о положении стержней СУЗ представлена на таб­
ло УП стержней РР и УСП и табло A3. В качестве УП исполь­
зованы сельсины. Информация о среднем положении АР
обеспечивается с помощью выносных указателей на пульте опе­
ратора.
Работа аварийной и предупредительной сигнализации СУЗ.
Аварийные и предупредительные сигналы СУЗ по своему характе­
ру разделяются на три группы:
1—сигнализация срабатывания аварийной защиты АЗ-1—АЗ-5;
2 — сигнализация причин срабатывания АЗ-5;
3 — предупредительная сигнализация отклонений, контроли­
руемых системой СУЗ, и неисправностей в системе.
Сигналы первой группы отображаются на табло мигающим
свечением с автоматическим переходом на ровное свечение при
исчезновении сигналов. Съем ровного свечения проводится опе­
ратором.
Сигналы второй и третьей групп отображаются на табло ми­
гающим свечением до момента съема сигналов оператором, при
этом табло переводится на ровное свечение. Гашение ровного све­
чения происходит после операции съема при условии исчезновения
сигнала. Сигналы сопровождаются также общими световыми сиг­
налами, отображаемыми на групповых табло аварийной сигнали279

зации и предупредительной сигнализации мигающим свечением,
звуковыми сигналами, поступающими через схему центральной
сигнализации на блочном щите управления.
Информация о положении стержней СУЗ передается в ЭВМ,
где она используется для выполнения физических расчетов энер­
гораспределения, что позволяет также оператору через вызывное
устройство ЭВМ получать сведения о положении стержней СУЗ
и фиксировать это положение на печатающем устройстве.
Система ЛАР и ЛАЗ реактора РБМК-ЮОО. Для стабилизации
энергораспределения по радиусу реактора РБМК-ЮОО использует­
ся система ЛАР. Защита реактора от локальных превышений
энерговыделения осуществляется системой ЛАЗ.
Структурная схема систем ЛАР и ЛАЗ реактора РБМК-ЮОО
показана на рис. 8.5. Распределение детекторов ЛАР и ЛАЗ
и стержней ЛАР в активной зоне реактора представлено на
рис. 8.3.
Вся активная зона разбита на семь областей, в каждой из
которых находится по два детектора потока нейтронов системы
ЛАР, два детектора потока нейтронов системы ЛАЗ и один стер­
жень ЛАР.
В качестве детекторов систем ЛАР и ЛАЗ используются камеры
типа КТВ, представляющие собой малогабаритные ионизационные
камеры деления с охранным электродом для устранения токов
утечки. Принцип работы и конструкция этого типа камер рас­
сматривались в § 3.2. Камера КТВ имеет три чувствительных слоя
из урана-235, расположенные по длине камеры, равной высоте
активной зоны, таким образом, что средний слой находится при­
мерно в середине высоты активной зоны, а крайние удалены от
него на расстоянии около 2000 мм. Все три слоя соединены элек­
трически параллельно между собой, что «позволяет измерять инте­
гральный поток нейтронов по высоте реактора. Диапазон работы
камер КТВ находится в пределах от 1 до 100% номинальной мощ­
ности реактора.
Суммарный сигнал от двух камер подается через КТ на вход
в УСО, где он сравнивается с сигналом ЗМ (1 тип ЛАР — режим
абсолютного регулирования). С выхода УСО сигнал разбаланса
подается на триггер полярности (ТП) и на схему блокировок
(СБ). С выхода ТП через логическую схему (ЛС) подается сигнал
перемещения вверх или вниз на исполнительный механизм (ИМ)
стержня ЛАР, подключенного к логической схеме через тумб­
лер (Т).
При движении стержня вверх загорается лампочка «В», вниз —
лампочка «Н». СБ предназначена для отключения отдельного
канала ЛАР при большом разбалансе в этом канале. Она также
вырабатывает запрет на одновременное перемещение вверх двух и
более стержней ЛАР.
В качестве стержней ЛАР используются заранее выбранные
стержни ПКАЗ и PP. Оператор реактора может отключить их от
системы ЛАР и использовать для ручного регулирования.
280

[пшэонтом эпножпно) ду

О)

н

I

, '

К

I

(У

<

к

S
я «

r v Р.

*>! *>
н о

& I
о ...

а

В режиме абсолютного регулирования каждый локальный ре­
гулятор поддерживает мощность той области реактора, где он рас­
положен. В этом случае АР мощности отключен.
Структура управления реактором РБМК-1000. Реактор
РБМК-1000 обладает качественно новыми динамическими свойст­
вами, обусловленными главным
образом
большими физическими
2
2
3
размерами активной зоны (Д /М >10 ) и существенными изме­
нениями коэффициентов реактивности в процессе эксплуатации
реактора. Исследования динамики реактора РБМК-1000, проведен­
ные с применением математической модели, описанной в гл. 2,
показали, что в активной зоне реактора самопроизвольно развива­
ются деформации энергораспределения. Эти расчеты были под­
тверждены экспериментами на реакторе.
Временные характеристики и вид деформации энергораспреде­
ления определяют требования к алгоритмам и средствам управ­
ления. Данные расчетов показали, что реакторы типа РБМК не­
обходимо оснащать автоматической системой управления, обеспе­
чивающей не только, как обычно, управление полной мощностью,
но и поддержание заданной формы энергораопределения.
Общая структура управления реактором типа РБМК заключа­
ется в следующем:
управление полной мощностью и подавление наиболее быстро
развивающихся деформаций энергораспределения осуществляется
системой ЛАР. Обладающая высоким быстродействием эта систе­
ма обеспечивает перевод мощности с одного уровня на другой и
снижает скорость развития отклонений формы энергораспределе­
ния от заданной до такого предела, когда коррекция искажений
формы энергораспределения не представляет трудностей для опе­
ратора;
формирование и поддержание заданной формы энергораспреде­
ления во всем объеме реактора ведется оператором с использова­
нием всех стержней РР и датчиков СКЭ;
запасы до предельных энерговыделений контролируются с по­
мощью всех систем контроля технологических параметров и рас­
четов на ЭВМ.
Из такой структуры следует, что на систему ЛАР не наклады­
вается требование полной стабилизации энергораспределения..
Необходимо повысить стабильность энергораспределения до
такой степени, когда подавление нестационарных деформаций
не будет вызывать осложнения при управлении реактором вруч­
ную с помощью оператора.
На основании обобщения расчетных и экспериментальных дан­
ных было установлено, что:
при увеличении глубины выгорания топлива увеличивается па­
ровой и температурный графитовый эффект реактивности, приво­
дящий к уменьшению постоянной времени развития перекосов
энергораспределения;
нестационарный перекос радиально-азимутального энергорас­
пределения типа 01 с постоянными времени более 30 мин не вызы282

вают осложнений в управлении реактором оператором при вклю­
ченном АР полной мощности;
сокращение постоянной времени развития перекоса до 7—
10 мин заметно повышает загрузку оператора.
Исходя из этих данных применение ЛАР становится целесооб­
разным при появлении пространственной неустойчивости с постоян­
ными времени менее 7—10 мин.
Система ЛАР должна стабилизировать энергораспределение
таким образом, чтобы характерные времена развития нестационар­
ных деформаций, относящихся к высшим гармоникам энергорас­
j
пределения, были не менее 1 ч.
Такая стабилизация обеспечивается применением ограниченно­
го количества локальных регуляторов. Для реактора РБМК-ЮОО
оптимальное количество ЛАР равно семи.
Создание разветвленной системы автоматического регулирова­
ния реактора потребовало разработки системы ЛАЗ, в которой
количество независимых каналов должно быть не менее, чем
в ЛАР. Такая аварийная защита предназначена для блокировки
ЛАР и снижения мощности при превышении заданной локальной
мощности в зоне ЛАР.
Система ЛАЗ работает по следующему алгоритму: обеспечи­
вает защиту аварийного превышения мощности в зонах ЛАР; бло­
кирует ЛАР и защищает от превышения мощности вследствие от­
каза ЛАР, сопровождаемого неуправляемым извлечением его
стержня регулирования.
Защитная реакция включает три составляющих: по предупре­
дительной сигнализации ЛАЗ блокирует ЛАР, в зоне которого по­
является ПС; при появлении аварийного сигнала, во-первых, авто­
матически вводятся два стержня ЛАЗ в зоне, где появился
аварийный сигнал, во-вторых, посредством ЗМ автоматически
снижается общая мощность реактора.
Эти действия длятся до исчезновения сигнала ЛАЗ.
Эффективность системы ЛАР—ЛАЗ. Структурная схема систе­
мы ЛАР—ЛАЗ реактора РБМК-ЮОО описана выше. В задачу
исследований при создании такой системы входит: определение
факторов, влияющих на качество переходных процессов; исследо­
вание вопросов устойчивости; оптимизация структуры и выбор паК, у
Vг /

•bc-i

У

Ш

1
чв-

Ц8\

20 40 60 t,C

а

1,2Щ

20 40

6

60 t,C

-^

1

Т"

J

. 20 40 60 t,C

в

Рис. 8.6. Изменения мощности в половинах реактора и коэффициента неравно­
мерности Кг
283

раметров настройки системы; определение эффективности работы
системы в переходных режимах работы реактора.
На рис. 8.6 показаны изменения мощности в левой и правой
половинах реактора (кривые 1, 2), коэффициента неравномерно­
сти Кг (кривая 3) при снижении мощности со 100 до 85%. На
рисунке показаны три варианта регулирования: а — включен АР
полной мощности; б — включен абсолютный ЛАР с датчиками
вблизи стержня; в — включен абсолютный ЛАР с датчиками, уда­
ленными на расстояние, равное 4—5 шагам ячейки от стержня.
Последний вариант позволяет обеспечить постоянную мощность
10 пин

135 тн

258 мин

РИС. 8.7. Картограммы энергораспределения в реакторе

в обеих половинах реактора и постоянной /Сг. Стабилизирующее
действие системы ЛАР на энергораспределение по радиусу актив­
ной зоны показано на рис. 8.7. Цифры над рисунками обозначают
время, в течение которого управление реактором осуществляется
без вмешательства оператора, а цифры на картограммах показы­
вают значение отклонения (в процентах) энерговыделения от за­
данного.
Видно, что время в течение которого выполняется полностью
автоматическое управление реактором (без вмешательства опера­
тора) достигает ^ 4 ч . Для сравнения можно указать, что в ана­
логичных условиях загрузка оператора по управлению энергорас­
пределением с помощью РР при отключенных ЛАР составляет
20—30 включений в час.
Важным фактором, характеризующим качество регулирования,
является изменение формы энергораспределения, определяемой
разбалансами в каналах ЛАР, в переходных процессах (отклю­
чение ГЦН, ТГ, срабатывание A3 на снижение мощности до задан­
ного уровня и т. п.).
На рис. 8.8 показано изменение мощности и разбаланса в зоне
одного из ЛАР во время аварийного снижения мощности, вызван­
ного отключением турбины. Видно, что при снижении мощности
с 70 до 50% разбаланс в канале ЛАР остается в пределах зоны
нечувствительности (уставка ЛАР автоматически снижается с 70
до 50%). Аналогичный характер кривых изменения мощности и
разбалансов наблюдается в остальных каналах ЛАР, что свиде284

тельствует о хорошем качестве поддержания формы энергораспре­
деления с помощью ЛАР в быстрых переходных процессах.
Выбранное количество областей регулирования позволяет на­
дежно управлять изменениями энергораспределения, вызванными
неустойчивостью первых азимутальных и радиальных гармоник..
Система ЛАР и ЛАЗ реактора РБМК-ЮОО является первой систе­
мой автоматического регулирования энергораспределения в оте«,%
Отключение турбины

И

Зона нечубстбитепьности
ААР

70
60
50

О

5

Ю

15

20

25

50

35

Рис. 8.8. Изменение мощности и разбаланса в зоне ЛАР

*,°

чественном реакторостроении. Опыт эксплуатации этой системы*
показал, что она существенно снижает загрузку оператора по ре­
гулированию энергораспределения.
§ 8.3. ОСОБЕННОСТИ СУЗ РЕАКТОРОВ
НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Особенности реакторов на быстрых нейтронах. Реакторы на
быстрых нейтронах обладают свойствами, отличающими их от
реакторов на тепловых нейтронах. На проектирование систем
управления и защиты влияют следующие особенности:
1. Доля запаздывающих нейтронов у наиболее распространен­
ных реакторов на быстрых нейтронах на плутонии-239 примернов два раза меньше, чем у реакторов на тепловых нейтронах, ра­
ботающих в основном на уране-235.
2. Среднее время жизни нейтронов в реакторах на быстрых,
нейтронах значительно
меньше, чем у реакторов на тепловых ней­
7
-8
тронах3 (/=10-М0
с
— для реакторов на быстрых нейтронах,.
5
/=10- -М0- с — для реакторов на тепловых нейтронах). Следо­
вательно, при реактивности р ^ Р скорость возрастания потока
нейтронов в реакторе на быстрых нейтронах значительно больше,,
чем на тепловых для одинаковых введенных положительных реактивностей.
3. Потоки нейтронов, тепловые потоки и энергонапряженность
в реакторах на быстрых нейтронах выше, чем в реакторах на теп­
ловых нейтронах.
28S

4. В реакторах на быстрых нейтронах отсутствует отравление
ксеноном и самарием, что упрощает эксплуатацию реактора.
5. В реакторах на быстрых нейтронах падение реактивности за
счет выгорания в значительной степени компенсируется накопле­
нием вторичного горючего в активной зоне и в зоне воспроизвод­
ства. Это упрощает проектирование системы компенсации реактив­
ности реактора.
В связи с этими свойствами к СУЗ быстрого реактора предъяв­
ляются следующие требования, отличные от требований к СУЗ
реакторов на тепловых нейтронах:
1. Точность поддержания мощности системой АР быстрого
реактора должна быть более высокой.
2. Время срабатывания A3 должно быть меньше, чем у реак­
торов на тепловых нейтронах.
3. Общая эффективность органов регулирования и компенсации
реактивности должна быть меньше, чем у реакторов на тепловых
нейтронах. Тем не менее основные требования к СУЗ реакторов
на быстрых нейтронах те же, что и к СУЗ реакторов на тепловых
.нейтронах.
Устойчивость системы АР. Для исследования устойчивости
реактора на быстрых нейтронах с автоматическим регулятором
мощности используются амплитудные и фазовые частотные харак­
теристики. Из рис. 2.1 и 2.2 видно, что амплитудная и фазовая
частотные характеристики реакторов на тепловых и быстрых ней­
тронах до частоты ~ 1 Гц являются практически одинаковыми.
При более высоких частотах коэффициент усиления реактора на
тепловых нейтронах начинает быстро спадать в то время, как для
реакторов на быстрых нейтронах он вплоть до нескольких килогерц
остается постоянным. Однако принципиальной разницы между про­
ектированием регуляторов мощности для реакторов на тепловых
нейтронах и на быстрых нейтронах нет, так как коэффициент уси­
ления регулятора при частотах, на которых заметно влияние / на
частотную характеристику реактора, очень мал.
Выбор регулятора с помощью частотных характеристик обес­
печивает устойчивость реактора на быстрых нейтронах, если коэф­
фициент усиления регулятора при частотах порядка 1 Гц не воз­
растает. Обратная связь мощности реактора с реактивностью мо­
жет привести систему АР к снижению запаса устойчивости или
к ее потере. Диапазон частот, в которых проявляется действие
обратной связи определяется постоянной времени процессов. Для
реакторов на быстрых нейтронах, так же как и для реакторов на
тепловых нейтронах, эти частоты обычно не превышают 1 Гц.
Пуск реактора, управление и контроль. Пусковые каналы реак­
тора на быстрых нейтронах аналогичны пусковым каналам реак­
тора на тепловых нейтронах. Отличительная особенность реактора
на быстрых нейтронах — более широкий диапазон изменения пото­
ка нейтронов, составляющий 10—12 декад от подкритического со­
стояния до достижения номинальной мощности. Для сокращения
286

этого диапазона до 96—7 10декад вводят источники нейтронов с ин­
тенсивностью до (10 —10 ) нейтр./с.
Средства управления и контроля реакторов на быстрых и теп­
ловых нейтронах аналогичны. При работе на мощности регулиро­
вание обычно осуществляется таким образом, чтобы параметры,
теплоносителя на входе в реактор поддерживались постоянными.
Этим до минимума ограничивается воздействие температуры теп­
лоносителя на мощность реактора.

Рис. 8.9. Структурная схема системы регулирования энергетического реактора на
быстрых нейтронах:
14 _ регулирующий
стержень с приводом; 2, 17 — датчик температуры; 3 — теплообменник;.
— п г ; 5 — регулятор давления; 6 — быстродействующий вентиль; 7 — конденсатор; 8 — по­
догреватель; 9 — деаэратор; 10 — регулятор расхода при высоких уровнях мощности; // —
задатчик расхода; 12 — регулятор расхода при низких энергетических уровнях мощности;
13 — байпас; 14 — датчик расхода; 15 — задатчик входной температуры; 16, 21, 24 — сравни­
вающее устройство; 18, 23 — ограничитель; 19 — задатчик выходной температуры; 20 — за­
датчик мощности; 22 — задатчик скорости изменения мощности; 25 — усилитель тока ИК;
26 — датчик нейтронов

На рис. 8.9 приведена структурная схема регулирования реак­
тора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Измерен­
ная температура теплоносителя на выходе сравнивается с ее за­
данным значением и разность между ними подается на регулятор
для изменения мощности. Эти отклонения мощности зависят от от­
клонения истинной температуры от заданной, но ограничены неко­
торой фиксированной скоростью изменения мощности. Мощность
турбины регулируется регулятором давления. Температура натрия
287

на входе в реактор регулируется расходом теплоносителя в третьем
контуре.
Система A3 реактора на быстрых нейтронах, структурная схе­
ма которой представлена на рис. 8.10, принципиально не отличает­
ся от системы A3 реактора на тепловых нейтронах. Система A3
состоит из датчиков аварийных сигналов, преобразователей и ис­
полнительных механизмов.
Н

гГТ|Л
1 г

\

Ч SЫ 6 U 7

4Q

РИС. 8.10. Структурная схема системы
A3 реактора на быстрых нейтронах:
1 — датчики нейтронов; 2 — УЗС; 3 — УЗМ;
4 — датчики технологических параметров;
5 — логическая схема; 6 — электромагнит­
ное расцепляющее устройство; 7 — испол­
нительные органы A3

К аварийным сигналам в большинстве реакторов на быстрых
нейтронах можно отнести следующие основные сигналы: превыше­
ние заданной мощности; уменьшение периода ниже допустимого;
превышение температуры теплоносителя на выходе (входе) из
реактора.
§ 8.4. ОСОБЕННОСТИ СУЗ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

Основные задачи СУЗ исследовательских реакторов и реакто­
ров других типов различаются не принципиально. Однако следует
все же при проектировании учитывать некоторые особенности ис­
следовательских реакторов, приводящие к появлению дополнитель­
ных функций СУЗ. Ограничимся рассмотрением исследовательских
реакторов со стационарным потоком нейтронов.
Вывод реактора на мощность из подкритического состояния.
Многие исследовательские реакторы работают в режиме частых
остановок, сопровождаемых частичной перегрузкой топлива, сме­
ной облучаемых образцов. При этом реактивность системы может
существенно изменяться. СУЗ должна выводить исследовательский
реактор из подкритического состояния достаточно быстро, чтобы
избежать непроизводительных затрат времени, и достаточно мед­
ленно, чтобы соблюдались требования ядерной безопасности.
Процесс вывода исследовательского реактора из подкритиче­
ского состояния часто бывает автоматизирован. Структурная схема
системы автопуска исследовательских реакторов аналогична при­
веденной на рис. 7.5. Однако следует отметить, что автопуск воз­
можен лишь при обеспечении надежного контроля потока нейтро­
нов и скорости его изменения. Поэтому диапазон работы системы
.автопуска ограничен снизу уровнем у-фона в реакторе.
Для исследовательских реакторов с высоким значением потока
нейтронов пуск после кратковременной остановки происходит
288

в условиях быстро изменяющейся реактивности, вызванной неста­
ционарным отравлением ксенона. Промедление с выводом реакто­
ра на мощность, сравнимую с номинальной, грозит попаданием
в «йодную яму» и остановкой на несколько суток. Поэтому авто­
матика СУЗ исследовательского реактора с высоким значением
потока нейтронов должна обеспечивать вывод его на мощность,
примерно равную 50% номинальной за время около 30 мин.
Регулирование уровня мощности и компенсация реактивности.
Автоматическое поддержание заданного уровня мощности (обычно
оно осуществляется при мощности выше 1 % номинального уровня)
выполняется так же, как в реакторе любого типа. В некоторых
случаях требуется после каждой существенной перестройки актив­
ной зоны тарировка тока ИК автоматического регулятора по теп­
ловой мощности, так как перестройка активной зоны приводит
к изменению распределения потока нейтронов.
Изменение уровня мощности в диапазоне 1—100% осущест­
вляется с помощью АР ПО заданному закону, либо ручным регу­
лятором.
,
- ' ' * . • '
Компенсация реактивности при выгорании, и зашлаковывании
горючего в исследовательских реакторах по соображениям эконо­
мии нейтронов чаще всего выполняется с помощью системы* пере­
грузки топлива, а не системы СУЗ. Частые перегрузкц ле,г,ко орга­
низовать в бассейновых и канальных реакторах,', какцмц. 59Дычно
являются исследовательские реакторы. Выгорающие пот^огиу^т
менее выгодны, но также используются в исследовательских ..реак­
торах для облегчения проектирования системы компенсаций. Рас­
положение и очередность перемещения органов компенсаций иног­
да . определяются не обычными для энергетического' реактора
соображениями выравнивания энёргораспрёделения, а необходи­
мостью поддержания заданного потока нейтронов в ограниченной
части активной зоны или отражателя.
'
Аварийная защита. Аварийная «остановка исследовательского
реактора может быть вызвана не только выходом его собственных
параметров за допустимые пределы, но также неисправностями
экспериментальных устройств (прежде всего петель). Поэтому
в систему A3 вводятся сигналы технологических параметров экс­
периментальных устройств.
Перестройка активной зоны. Извлечение образцов, перегрузка
ТВС — часто встречающиеся операции при эксплуатации исследо­
вательского реактора. Эти операции должны вестись при вклю­
ченной в работу СУЗ. Детекторы нейтронов и исполнительные
органы СУЗ могут располагаться в «нештатных» местах. Кроме
того; используется дополнительная аппаратура контроля потока
нейтронов.
§ 8.5. СУЗ РЕАКТОРА ТИПА BWR

Корпусные водо-водяные реакторы с кипящим теплоносителем
типа BWR в настоящее время широко применяются на зарубеж­
ных АЭС. Реактор генерирует насыщенный пар при давлении
19—806

289

10-106 Па, направляемый непосредственно в турбину. Сепарация
пара происходит в верхней части корпуса реактора; отсепарированная вода смешивается с питательной водой и с помощью на­
сосов рециркуляции снова подается в активную зону. Приводы ре­
гулирующих стержней (PC) реактора BWR описаны в § 6.4; на­
помним, что ввод PC в активную зону здесь осуществляется снизу
вверх, против силы тяжести.
Особенности реактора и СУЗ. Для BWR, как объекта регулиро­
вания, характерны следующие особенности:
1. Сильная отрицательная обратная связь по каналу мощ­
ность— реактивность, определяющая устойчивость реактора по от­
ношению к возмущениям реактивности, вносимым в активную
зону. Это позволило отказаться не только от автоматической ста­
билизации энергораспределения, но и вообще от автоматического
режима перемещения PC. Ввод и вывод стержней на BWR осу­
ществляется только оператором (кроме режима A3).
2. Неустойчивость реактора по отношению к нагрузке турбины,
вызванная положительной обратной связью по давлению (напри­
мер, рост давления в реакторе вызывает увеличение плотности
воды и, следовательно, плотности замедления нейтронов; в резуль­
тате реактивность увеличивается).
3. Невозможность контроля мощности и энергораспределения
по перепаду температуры теплоносителя на входе в активную зону
и выходе из нее (как это делается на некипящих реакторах). Для
контроля мощности и ее распределения по объему активной зоны
пригодны лишь датчики потока нейтронов.
4. Ограниченная возможность применения жидкостного регули­
рования. Практически все эффекты реактивности в BWR компен­
сируются только перемещением PC.
Отличительной чертой аппаратурного обеспечения BWR явля­
ется его функциональное единство: аналоговые каналы измерения
технологических параметров, включая датчики, линии связи, уси­
лители и преобразователи сигнала, являются общими для систем
контроля (включая ЭВМ), управления и A3. При этом обеспечи­
вается приоритет A3 по надежности. Это означает, во-первых, что
к каналам измерения предъявляются все требования, принятые
для систем A3. Во-вторых, любые неисправности (обрывы, замы­
кания, включения или отключения) в цепях контроля и управления
не должны оказывать влияния на получение достоверной информа­
ции устройствами A3. Для этого передача сигналов в менее ответ­
ственные системы происходит с помощью развязывающих усили­
телей, изолированных контактов реле и других устройств,
исключающих обратное влияние выхода на вход. Это позволяет
рассматривать измерительные каналы важнейших параметров как
элементы системы A3. Кроме того, в систему A3 входит развет­
вленная совокупность логических схем обработки сигналов, испол­
нительные переключатели, управляющие аварийными клапанами
гидросистемы приводов PC, сигнальные устройства на пульте
290

оператора; агрегаты электропитания и, наконец, переключатель
режимов.
Система A3. Вся система A3, включая логические схемы и от­
носящиеся к ним измерительные каналы, для повышения живу­
чести состоит из параллельных групп А и В. Каждая группа A3
питается от собственного мотор-генераторного агрегата с махови­
ком; последний обеспечивает нормальное питание цепей A3 в те­
чение 1 с после отключения питания собственных нужд АЭС, что
гарантирует правильное срабатывание логических схем. Электро­
магнитные клапаны гидросистемы PC получают питание от акку­
муляторов.
В каждой из групп A3 (например, группе А) имеется три ис­
полнительные логические схемы: из них две (А\ и А2) —для авто­
матической остановки реактора и одна (Лз) —для ручной. На
входы каждой из схем А\, А2, В\, В2 подаются сигналы от сравни­
вающих устройств по всем контролируемым параметрам. Это зна­
чит, что каждый существенный для A3 технологический параметр
должен контролироваться не менее чем четырьмя независимыми
каналами измерения (датчик+преобразователь+сравнивающее
устройство). Аварийный сигнал по любому параметру вызывает
появление аварийного сигнала на выходе логической схемы и за­
тем— всей группы A3 (А или В). Для аварийной остановки,
однако, необходимо совпадение сигналов A3 в группах А и В (или
наличие сигнала A3 в одной группе при неисправности или обесточивании другой, так как при этом автоматически обеспечивается
выдача аварийного сигнала).
Срабатывание A3 на реакторах BWR происходит в следующих
ситуациях:
1. Нажатие оператором кнопок на пульте (Л3 и 5 3 одновре­
менно).
2. Повышение давления в корпусе реактора выше 75-105 Па»
3. Понижение уровня воды в реакторе ниже 13,6 м от днища
корпуса.
4. Закрытие стопорного клапана турбины (потеря нагрузки или
возбуждения генератора).
5. Быстрое закрытие регулирующего клапана турбины (потеря
или быстрый сброс нагрузки).
6. Закрытие клапана отсечки паропровода (обычно означает
разрыв паропровода за пределами защитной оболочки, в которую
заключен реактор вместе с контуром рециркуляции).
7. Повышение давления в защитной оболочке выше 0,15Х
XIО5 Па (обозначает разрыв трубопровода или разгерметизацию
реактора).
8. Повышение уровня ионизирующего излучения в главном па­
ропроводе в 100 раз по отношению к фону (означает повреждение
твэла).
9. Повышение уровня воды в баке аварийного сброса гидро­
системы PC (угроза потери работоспособности исполнительной
части A3).
19*

291

10. Появление аварийного сигнала из каналов контроля пото­
ка нейтронов.
Измерительные каналы. В современном крупном реакторе
BWR [800—1100 МВт(э)] поток нейтронов на всех диапазонах
контролируется исключительно внутризонными детекторами — без­
ынерционными малогабаритными камерами деления. Используют­
ся три разновидности каналов контроля потока нейтронов, рабо­
тающих в следующих диапазонах:
счетные
каналы диапазона
источника
3
9
2
(2-Ю —2-Ю нейтр./(см -с));
флуктуационные
каналы промежуточного диапазона (108—
13
2
10 нейтр./(см -с));
токовые каналы рабочего диапазона [1012—3-1014нейтр./(см2-с)].
Как видно, диапазоны работы каналов имеют перекрытие не менее
чем на декаду, что обеспечивает непрерывность контроля и уве­
ренный переход с одного диапазона на другой.
с Характеристика аппаратурных особенностей счетных, флуктуационных и токовых каналов контроля потока нейтронов дана выше
(см. гл. 3* 7). Здесь следует отметить лишь функциональные и кон­
струкционные особенности этих каналов на реакторах BWR.
К счетным .каналам диапазона источника предъявляются сле­
дующие требования:
> 1. При полностью введенных PC (заглушённый реактор) кана­
лы должны иметь скорость счета не менее 3 имп./с и отношение
Сигнала к шуму не менее 3:1.
2. Счетные каналы должны обнаруживать рост потока нейтройой (хотя бы по одному каналу), прежде чем период разгона реак­
тора (в случае ввода положительной реактивности) станет мень­
ше 20 с Это требование должно выполняться при самом, неблаго­
приятном расположении PC и при допущении ситуации, когда ОДИН
из каналов байпасирован (выведен из работы со снятием аварий­
ного сигнала Ца его выходе), а другой неисправен.
3. Логическая схема счетных каналов должна выдавать сигнал
ца блокировку выведения
PC при выходе скорости счета как на
верхний предел (105 имп./с), так и за нижний (3 имп./с). Последрее условие предотвращает пуск реактора «вслепую». Извлечение
PC блокируется также при неисправности счетного канала, нахо­
дящегося в работе.
4. Счетные каналы должны выдавать аналоговые сигналы мощ­
ности (логарифма скорости счета в пределах Ю-1—106 имп./с) и
периода для представления оператору.
< На реакторах BWR счетные каналы не выдают сигналов на
остановку реактора, ограничиваясь блокировкой извлечения PC
в потенциально опасных ситуациях. A3 срабатывает лишь при по­
пытке оператора перейти с пусковых на рабочие диапазоны, если
мощность реактора ниже установленного предела. Обычно на
большом BWR имеется четыре счетных пусковых канала.
Датчики размещаются в сухих каналах, проходящих через всю
активную зону реактора. Каналы датчиков проходят через корпус
292

реактора в нижней его части с соответствующим уплотнением.
Дистанционно управляемые приводы перемещают датчики от пол­
ностью введенного положения (610 мм выше центра активной зо­
ны) до полностью выведенного (610 мм ниже нижней границы
активной зоны). На пульте оператора располагаются указатели
положения датчиков. При неправильном положении датчиков (не­
полностью введены в начале пуска) выдается сигнал на блокиров­
ку вывода PC.
При уменьшении периода разгона реактора до 50 с на пульте
оператора загорается предупредительный желтый сигнал; никакие
автоматические сигналы на перемещение PC не подаются.
Каналы промежуточного диапазона контролируют* состояние
реактора в процессе подъема мощности от 1 кВт до 10% номи­
нальной.
В отличие от счетных флуктуационные каналы промежуточного
диапазона предназначены для выдачи логических сигналов в систе­
му A3, поэтому к ним предъявляются более строгие требования.
На BWR имеются две полностью независимые группы проме­
жуточных каналов, связанных соответственно с двумя группами A3
(А и В, см. ниже) и получающих питание-от независимых источ­
ников. В каждой группе имеются 4 канала, включающие датчик и
соответствующую вторичную аппаратуру.
;
. В целях обеспечения переменной уставки A3 в промежуточных
каналах реактора BWR не применяется логарифмирование выход­
ного сигнала. Контроль мощности осуществляется в линейном мас­
штабе на десяти поддиапазонах. Переключатель поддиапазонов
(через полдекады) находится на пульте оператора. Показания
приборов на щите управления, самописцев, а также уставки A3
исчисляются в процентных долях шкалы выходного усилителя про­
межуточного канала; абсолютное их значение определяется поло­
жением переключателя поддиапазонов. На нижнем поддиапазоне
выходной сигнал промежуточного канала составляет
30%2 шкалы
8
при плотности потока нейтронов, равной 10
нейтр./(см -с), на
верхнем—100% шкалы при плотности 1013 нейтр./(см2-с), или
10% номинальной мощности.
Сигнал A3 выдается каналом при превышении выходным сиг­
налом 120% шкалы, а также при неисправности или обесточивании канала. Вывод PC блокируется при выходе сигнала мощности
за установленные пределы (3—100%) и неправильном положении
датчика. Один из четырех каналов каждой группы (А и В) может
быть выведен из работы (байпасирован) для обслуживания, на­
стройки или ремонта, при этом сигнал A3 не вырабатывается.
Конструкция датчиков, сухих каналов и приводных механизмов
промежуточных каналов аналогична счетным каналам.
Система контроля в энергетическом диапазоне. В энергетиче­
ском диапазоне (свыше 3% номинальной мощности) на BWR
используется система контроля энергораспределения (СКЭ) (см.
гл. 3). Эта система на реакторе мощностью 1100 МВт(э) включает
172 датчика и связанных с ними измерительных канала. Датчики
29а

(камеры деления в токовом режиме) располагаются в 43 точках
по радиусу активной зоны в «мокрых» сборках; каждая сборка
включает четыре постоянных датчика, расположенных на четырех
уровнях по высоте активной зоны, и трубку для введения калиб­
ровочного датчика. Сборка датчиков вставляется сверху в гильзу,
постоянно смонтированную в активной зоне (в зазоре между теп­
ловыделяющими сборками). Снизу гильза проходит через корпус
реактора и оканчивается фланцем, где уплотняются концы линий
связей от детекторов и калиб­
ровочная трубка. Сигналы
датчиков локального контроля
ш + + +
по кабельным трассам переда­
+ z+ + + + + +
ются в помещение щита управ­
+
4
+
+
+
+
ления, где усиливаются и
и + + +
1Г *
сравниваются с уставками
предельно допустимых значе­
+ + + |й+ + + +1D+ + + +
.+ + +ZC+ +31)+ +2Л+ +™+ + — ний (нижняя уставка — 3%,
верхняя— 100% шкалы выход­
ного сигнала усилителя). При
выходе сигнала за эти грани­
цы на щите загораются соот­
ветствующие сигналы, кото­
%"+%?»+ °+|С+ +эт
рые свидетельствуют лишь о
+ + +
нерасчетном режиме работы
системы. Сигнализация откло­
нений локальной мощности от
Рис. 8.11. Распределение локальных дат­
чиков потока нейтронов по каналам кон­ заданных значений (информа­
ция оператору для регулирова­
троля мощности реактора BWR:
+ — регулирующие стержни; ф О — сборки ния энергораспределения) вы­
локальных датчиков; ф —A3 (А); О—A3 (В);
дается станционной ЭВМ в ре­
/. 2, 3 — каналы контроля мощности; А, В, С,
зультате обработки показаний
Д —точки контроля потока нейтронов по вы­
соте активной зоны (от низа)
локальных датчиков. Анало­
говые сигналы любой сборки
датчиков могут быть вызваны оператором на показывающий при­
бор. Сами по себе каналы локального контроля не выдают ника­
ких логических сигналов в систему A3 или регулирования реак­
тора; для этого служат вторичные подсистемы контроля уровня
мощности и блокировки PC.
Подсистема контроля уровня мощности содержит шесть анало­
говых каналов, причем каждый из шести каналов усредняет сиг­
налы от 24 усилителей системы локального контроля. Три канала
контроля уровня мощности имеют общее питание и обслуживают
одну группу A3 (Л), а три других — другую (В). Датчики, отно­
сящиеся к каждому усредняющему каналу, выбираются по воз­
можности равномерно распределенными в объеме активной зоны.
На рис. 8.11 показано распределение локальных датчиков по
трем каналам контроля мощности (для группы А) для фрагмента
активной зоны BWR. Усиление в каналах контроля мощности авто­
матически корректируется с учетом числа фактически работающих
294

датчиков. Если в каком-то канале остается менее 14 работающих
датчиков, выдается сигнал неисправности, равносильный аварий­
ному.
Уставки A3 и блокировки PC в каналах контроля уровня мощ­
ности являются «плавающими» и зависят от расхода в контуре ре­
циркуляции. Текущие значения уставок формируются из зависи­
мостей:
y A 3 = 5 4 + 66G/GHOM;
y e , = 40 + 60G/GHM,
где УАЗ, Убл — уставки A3 и блокировки PC, выраженные в процен­
тах номинальной мощности соответственно; G, GH0M — текущее и
номинальное значения расхода в контуре рециркуляции. Кроме
того, сигнал A3 выдается при падении сигнала мощности ниже 3%
номинальной, если переключатель режимов стоит в положении
«работа» (оператор не перешел на контроль в промежуточном диа­
пазоне или канал дает неправильное показание). Для аварийной
остановки реактора необходимо и достаточно одновременного на­
личия сигналов A3 в каналах, относящихся к группам А и В; при
неисправности или обесточивании одной из групп A3, скажем,
группы Л, для остановки реактора достаточно сигнала A3 в лю­
бом канале системы В. Для блокировки извлечения PC достаточно
соответствующего сигнала в любом из шести каналов контроля
уровня мощности.
Подсистема контроля уровня мощности, как и связанные с ней
каналы измерения расхода рециркуляции, должна по надежности
удовлетворять всем требованиям, установленным для систем A3.
Выходные сигналы шести каналов мощности постоянно регистри­
руются на щите управления реактором, а также направляются
в ЭВМ.
Для периодической калибровки датчиков локального контроля,
как уже говорилось в гл. 3, служит подсистема подвижных детек­
торов, осуществляющая последовательное измерение одним датчи­
ком плотности потока нейтронов в нескольких (до 9) сборках дат­
чиков. Стандартный BWR на 43 сборки локального контроля
имеет пять калибровочных детекторов с индивидуальными приво­
дами и механизмами наведения.
В извлеченном положении подвижный детектор находится
в свинцовой камере за пределами защитной оболочки, а его ка­
бельная трасса намотана на барабан привода. Для калибровки
детектор проталкивается сквозь проходку в оболочке, затем с по­
мощью механизма наведения направляется в одну из девяти ка­
либровочных трубок, оканчивающихся в сборке детекторов ло­
кального контроля на уровне верха активной зоны. При протягива­
нии детектора сверху вниз на двухкоординатном самописце
регистрируется непрерывная кривая изменения потока нейтронов
295

по высоте сборки датчиков. В механизмах наведения калибровочйых детекторов имеются дополнительные входы, ведущие в одну
и ту же калибровочную гильзу. Это позволяет взаимно градуиро­
вать сами подвижные детекторы.
Как уже говорилось, регулирующие стержни на BWR в нор­
мальном режиме перемещает только оператор. Однако для предот­
вращения локальных всплесков энерговыделения при выводе PC
предусмотрена система блокировки, контролирующая обстановку
вокруг стержня, выбранного для перемещения.
PC (не более одного одновременно) для перемещения выбира­
ется оператором на наборном поле пульта управления. При этом
на общем табло высвечивается номер выбранного PC, а на отдель­
ном «табло четверок» представляется следующая информация:
а) положение выбранного и трех других PC, окруженных дат­
чиками локального контроля (см. рис. 8.11); на PC, выбранный из
четырех указывает световой сигнал;
б) показания 16 датчиков локального контроля, окружающих
данные четыре стержня (четыре счетверенных узкопрофильных
прибора, соответствующие четырем сборкам по четыре датчика,
расположенные на четырех уровнях по высоте);
в) показания двух каналов блокировки PC, усредняющих сиг­
налы локальных датчиков вокруг выбранного PC.
К каждому каналу блокировки PC подключается до восьми
усилителей локального контроля. Для периферийных PC усредне­
ние ведется не по четырем, а по трем или по двум ближайшим
сборкам детекторов с соответствующей коррекцией усиления. Вы­
ходной сигнал, пропорциональный среднему энерговыделению
в районе PC, нормируется по отношению к общей мощности реак­
тора и на табло представляется относительное отклонение энерго­
выделения в районе PC от среднего по реактору. При превышении
этим сигналом определенной уставки, зависящей от расхода тепло­
носителя, извлечение PC запрещается (выдается сигнал блоки­
ровки).
При пуске, выводе реактора на мощность и плановой остановке
технологическим регламентом установлен определенный порядок
перемещения PC. Контроль за выполнением регламента ведет
станционная ЭВМ, которая при мощности реактора ниже 3%
«имеет право» блокировать как вывод, так и ввод PC, если это
противоречит запрограммированной последовательности.
Регулирование расходом теплоносителя. На уровнях мощности
реактора BWR, составляющих 65—100%, номинальной, возможно
регулирование мощности реактора без перемещения PC — измене­
нием расхода рециркуляции теплоносителя. Расход регулируется
изменением числа оборотов циркуляционных насосов.
Увеличение расхода теплоносителя через активную зону вызы­
вает временное снижение среднего паросодержания, и, следова­
тельно, увеличение плотности замедления, что создает положитель­
ную реактивность. Мощность реактора растет до тех пор, пока не
будет достигнуто новое равновесное значение паросодержания.
296

При снижении расхода рециркуляции происходит обратное: мощ­
ность реактора уменьшается.
Такое «мягкое» воздействие на реактор используется для авто­
матического регулирования мощности в режиме следования за на­
грузкой. Взаимодействие систем * показано на рис. 8.12. Здесь
в качестве стабилизируемого параметра используется число оборо­
тов турбины. При отклонении мощности турбогенератора от мощ­
ности, потребляемой сетью (нагрузки) вращение ротора ускоряется:
10

~1

11

V

12
14

19
•х

17

и

X

X-

•х

/

-о<ь-|

\У\
15

п\
&

/

16

J

тыт

-э
1в

^

Рис. 8.12. Система управления расходом рециркуляции в реакторе BWR:
1 — реактор; 2 —защитная оболочка; 3 —насос рециркуляции с приводом; 4 — главный ре­
гулятор- 5 — регулятор количества оборотов насоса; 6 — генератор переменного тока; 7 —
управляемая гидромуфта; 8 — асинхронный электродвигатель; 9 — ручное управление; 10 —
сигнал отклонения скорости ТГ; 11 — изменение уставки давления; 12 — регулятор давления;
13 — байпасный клапан; 14 — входной клапан; 15 — турбина; 16 — конденсатор; 17 — регуля­
тор турбины; 18 — генератор; 19 — паропровод

или замедляется; сигнал отклонения числа оборотов турбины от
номинального преобразуется в воздействие на скорость вращения
генератора переменного тока, связанного с насосами рециркуляции,,
от которых, как было показано выше, зависит мощность реактора.
Давление в реакторе и главных паропроводах при этом поддержи­
вается регулятором, перепускающим лишний пар через байпасный
клапан в конденсатор. Таким образом, введением искусственных
связей неустойчивая система реактор —турбина превращается:
в стабильную, обеспечивающую в известных пределах работу АЭС
при переменной нагрузке.

Глава 9
АВТОМАТИЗИРОВАННЫЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ
И УПРАВЛЕНИЯ (АСКУ) ЯДЕРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
§ 9.1. ЗАДАЧИ АВТОМАТИЗАЦИИ КОНТРОЛЯ
И УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ НА БАЗЕ ЭВМ

Вводная часть. С ростом мощностей ядерных реакторов, увеличе­
нием размеров активных зон, повышением энергонапряженности
увеличивается число контролируемых и регулируемых параметров.
Контроль и анализ большого числа параметров и принятие ре­
шений за весьма короткое время (часто секунды) с помощью тра­
диционных средств (показывающие приборы, самописцы, звуковые
и световые сигнализаторы и цифровые табло) практически невоз­
можны. Возникает такая ситуация, когда оператор в некоторых
«случаях не в состоянии поддерживать безопасные эксплуатацион­
ные условия, вероятность ошибочных его действий значительно
возрастает. Выходом из такого положения является применение
быстродействующих ЭВМ для обработки больших потоков инфор­
мации.
Роль ЭВМ в управлении реактором не ограничивается только
снижением информационной перегрузки оператора.
Традиционные СУЗ и системы контроля теплотехнических пара­
метров построены таким образом, что не позволяют решать сле­
дующие задачи:
использовать при управлении реактором информацию о техно­
логических процессах, обусловленную существованием связи между
параметрами этих процессов. Оператор лишь частично использует
при управлении такую информацию, получаемую с помощью си­
стем традиционного контроля, но при этом оценка связей между
параметрами (например, показаниями индивидуальных датчиков
энерговыделения в различных областях реактора) в значительной
мере зависит от опыта и интуиции оператора;
оценивать качество поддержания энергораспределения;
реализовывать оптимальное управление энергораспределением;
быстро оценивать сложившуюся ситуацию при управлении реак­
тором. Используя обычные системы контроля, оператор получает
информацию только о значении отдельных параметров или их
отклонении за границы установленных пределов, и анализ харак­
тера причинно-следственных связей между событиями и оценка
сложившейся ситуации осуществляется самим оператором;
осуществлять оперативное комплексное управление всем техно­
логическим процессом в целом.
Системы управления, построенные на базе ЭВМ, позволяют
осуществить оптимальное управление процессами, протекающими
в активной зоне реактора, и, следовательно, решить большинство
задач, указанных выше.
298

Этапы внедрения ЭВМ. В настоящее время разработка и внед­
рение автоматизированных систем контроля и управления (АСКУ)
на базе ЭВМ проводится в несколько этапов с постепенным пере­
распределением функций управления между человеком, ЭВМ и
локальными автоматическими устройствами.
Этап первый:
1) сохраняются все аналоговые автоматические устройства со
своими задатчиками;
2) ЭВМ используется в функции советчика. Советы формиру­
ются в виде рекомендаций оператору;
3) управление исполнительными механизмами осуществляется
по командам, которые формируются человеком (кнопки, переклю­
чатели и т. д.), с пульта управления;
\1
1

2

\1
1

ВИ 5

1
\*
h

/
J

,У
ВИ 5

'

Y

1

1

ДУ

н

J

1

ВИ

51

г
ДУ

-*—

ч

~*~1

Рис. 9.1. Схема организации АСКУ на первом (а), втором (б) и третьем (в) эта­
пах развития:
/ — локальные устройства автоматики и защиты; 2 —объект управления; 3 — обслуживаю­
щий персонал; 4 — пульт контроля и управления; 5 — ЭВМ с устройствами сбора и вывода
информации; ДУ — дистанционные управляющие воздействия; ВИ — информация, поступаю­
щая из устройства верхнего уровня иерархии управления

4) выполнение быстродействующих управляющих воздействий
(например, сигналов A3), когда человек вносит недопустимое за­
паздывание, возлагается на локальные устройства автоматики.
Этап второй:
1) сохраняются локальные устройства автоматики и защиты;
2) на ЭВМ возлагаются функции такого управления, когда
команды машины воздействуют на задатчики этих локальных
устройств;
3) ЭВМ формирует уставки и ведет контроль за основными
технологическими параметрами, в том числе и за распределением
мощности в активной зоне;
4) сохраняется ручное управление исполнительными механиз­
мами;
5) ЭВМ вырабатывает советы оператору по управлению про­
цессами.
Этап третий:
1) функции выравнивания распределения мощности передаются
на ЭВМ; т. е. машина формирует сигналы управления стержнемпоглотителем;
2) сохраняются аналоговые системы для компенсации быстроизменяющихся процессов, в том числе и A3.
Схемы организации АСКУ на каждом из указанных трех этапов
показаны на рис. 9.1.
299

Обеспечение требований безопасности. Развитие АСКУ ядер­
ными установками в основном проходит описанные выше этапы;
Однако высокая ответственность, которая возлагается, на
ЭВМ, требует проводить разработку конкретных АСКУ с соблю­
дением ряда положений, являющихся логическим следствием
жестких требований обеспечения ядерной и радиационной безопас­
ности ЯЭУ. Эти положения формируются следующим образом:
Первое положение. Должны быть обеспечены все требования
безопасности и защиты ЯЭУ при любых нарушениях в работе
АСКУ, включая полный отказ ЭВМ.
Второе положение. При любой степени автоматизации ответст­
венность за соблюдение условий безопасности остается за опера­
тором. Это означает, что ЭВМ. всегда предназначается для помощи
оператору в преобразовании потоков информации (включая и
управляющую информацию). Поэтому оператор должен всегда
иметь необходимый Минимум независимых от ЭВМ средств конт­
роля и управления, обеспечивающих безопасность реактора.
Должны быть предусмотрены меры и автономные от ЭВМ сред­
ства, нейтрализующие нарушения работы ЭВМ, а соответствую­
щая информация должна поступить оператору для принятия
решений по управлению и в этом случае.
Третье положение. По соображениям безопасности необходимо
сохранение некоторых традиционных систем в качестве автоном.ных от ЭВМ, способных функционировать в определенных преде­
лах самостоятельно: систему A3 по всем входным сигналам (од­
ного от ЭВМ); систему сигнализации.
Четвертое положение. Системы регулирования параметров
целесообразно строить по иерархическому принципу, используя на
низшем уровне регулирования автономные регулирующие устрой­
ства.
Нормальным состоянием ЭВМ как элемента, используемого на
более высоких уровнях иерархии управления, обеспечивающим
стационарность состояния объекта, является отсутствие выходных
управляющих сигналов («нуль на выходе ЭВМ»).
Пятое положение. Чтобы, обеспечить большую живучесть систе­
мы управления, необходимо на более низких иерархических уров­
нях применять более надежные элементы и достаточно резервиро­
ванные структуры. Эти положения обычно реализуются в струк­
туре АСКУ и ее системе математического обеспечения. •
Система математического обеспечения ЭВМ представляет со­
бой комплекс программ, выполняющих определенные конкретные
функции по переработке различной информации в системе.
В заключение этого раздела следует заметить, что принципи­
ально безразлично, является ли процесс управления полностью
автоматическим или же в отдельных (или во всех) контурах
управления участвует оператор. На современном этапе без участия
человека не удается осуществить управление всеми технологиче­
скими процессами в ЯЭУ. Поэтому в общем виде вводится термин
«автоматизированная система контроля и улрав^енля (АСКУ)
300

ядерным реактором». В настоящее время ведутся интенсивные ра­
боты по использованию ЭВМ в системах контроля, управления и
защиты реактора. Рассматриваемые ниже системы являются толь­
ко примерами возможных технических реализаций АСКУ.
§ 9.2. КЛАССИФИКАЦИЯ АСКУ

Критерии классификации. Известно несколько критериев клас­
сификации АСКУ. Наиболее часто используется классификация
технических средств АСКУ ядерных реакторов, за критерий ко­
торой взят уровень решаемых задач по управлению объектом
(централизованный контроль, управление в режиме советчика,
управление в замкнутом контуре).
В соответствии с ростом сложности объекта управления за
критерий может быть взято число контролируемых параметров и
управляющих воздействий.
Представляется целесообразной классификация по иерархиче­
скому принципу, который заключается! в том, что признаки низ­
шего уровня 'раскрывают и уточняют !любой из признаков выс­
шего уров'ня. Следует отметить, что и эта классификация в опре­
деленной мере является условной, поскольку функции, выполняе­
мые системами разных классов, могут в ряде случаев перекры­
ваться. Однако такая классификация АСКУ имеет практическое
значение при создании новых систем, поскольку облегчает выбор
и синтез структуры системы,.разработку алгоритмов и программ,
сокращает экономические затраты ни ссгёдание аналогичных си­
стем. На рйс. 9.2 'приведена упрощенная схема классификации
АСКУ ядерных реакторов.
Первый уровень классификации отражает сложность объекта
автоматизации (Аи А2, Л 3 ).
; "
Признаком второго уровня классификации является временной
режим работы систеАмЬ1: автоматизированные системы контроля и
управления технологическими процессами, работающие в реаль­
ном масштабе времени (Si) или в неоперативна режиме (В2).
Третий уровень схемы классификации отражает функциональ­
ное назначение системы:
, .,
Сх — информационно-измерительные АСКУ, предназначенные'
для автоматического сбора информации, поступающей от датчи­
ков, и первичной обработки информации;
С2 — информационно-вычислительные системы, предназначен­
ные для осуществления расчетов различных характеристик техно­
логических процессов, протекающих в реакторе. В таких системах
ввод информации может осуществляться автоматически от датчи­
ков или вручную с помощью перфолент или перфокарт;
С3 — информационно-советующие системы, предназначенные
для автоматического сбора информации от детекторов, рас­
чета основных параметров технологических процессов в реакторе
и выработки совета оператору по ведению процесса;
301

С4 — информационно-управляющие системы, которые кроме
функций, перечисленных выше, осуществляют управляющие воз­
действия.
Признаком следующего уровня классификации является орга­
низация алгоритмов функционирования системы:
Д\—системы логико-'программного управления группой одно­
типных параметров, работающие по жесткой программе;
АСКУ

I

i
£
АСКУ с малым количест-АСКУ со ередним количесцА СКУ с боль шим коли бом (менее^О) контро­
лируемых и регулируе­
мых параметрод
А±

дом (чо-100) контроли­
руемых и регулируемых
параметрод
А2

Работа АСКУ
д реальном масштабе
дремены (оператидный
режим)

I
честбом [более 100) конт­
ролируемых и регулируе\
мых параметрод

Работа АСКУ
б неоператидном ре­
жиме
Во

£
Информацион­
но-измеритель­
ные системы
С?

Информационно- Информационно содвтующие
дычислательные
системы
системы
Сг

Информационно]
упродляющие
сиг.пемы
Of

7
Логикопрограммное
упрадление
Дт

К баз иоптимальное
упрадление
Дг'

Комплексное
упрадление
Д.7

Оптимальное
упрадление
с адаптацией
Д*

Рис. 9.2. Классификация АСКУ ядерными реакторами
Дг — системы оптимального управления технологическим про­
цессом, предназначенные для решения задачи оптимизации на
основании получаемой от управляемого объекта информации и
принятых математических моделей, выработки регулирующих воз­
действий или советов оператору в реальном времени;
Дг — системы -комплексного управления. К этим системам от­
носятся, в основном, организационно-технологические АСУ. Глав­
ной функцией технологического характера является управление
через оперативный персонал ходом технологических процессов на
основании статистической обработки технологической информации
302

и текущего "планового задания. Следует отметить, системы Д 3 мо­
гут вырастать из систем Д\ и Д2, когда ЭВМ осуществляет центра­
лизованное управление (логико-програмшюе или оптимальное)
группой блоков АЭС и на нее возлагаются дополнительные функ­
ции оперативно-диспетчерского управления с анализом работы
АЭС и прогнозом его дальнейшего хода;
ДА — системы с адаптацией, аналогичные системам Д2, но алго­
ритмы контроля и управления автоматически и целенаправленно
изменяются для осуществления наилучшего управления ядерным
реактором в условиях произвольно «меняющихся характеристик
объекта автоматизации при неполных данных о свойствах объекта.
Возможно введение и более низких уровней классификации,
относящихся, в основном, к типу структуры АСКУ (эти уровни
не показаны на рис. 9.2). Например, известны АСКУ с децентра­
лизованной структурой, представляющие собой набор независимых
подсистем контроля и управления ящерным реактором, каждая со
своим локальным законом управления, и АСКУ с централизован­
ной рассредоточенной структурой, в которой каждый элементар­
ный закон управления реализуется в месте использования инфор­
мации, но управляющее воздействие в целом для объекта
формируется как совокупность локальных законов управления.
Последние системы используются в тех случаях, когда требуется
получить большую надежность. Самой экономичной по расходу
технических средств, очевидно, будет система с полностью центра­
лизованной структурой, в которой все элементарные законы конт­
роля и управления реализуются в одном месте — в центральной
управляющей ЭВМ. Но такая система будет обладать низкой
надежностью.
§ 9.3. ФУНКЦИИ АСКУ

Выбор функций АСКУ основывается на анализе процессов
в ядерном реакторе и энергетической установке и задач уцравления. В результате анализа должны быть определены:
возможность оптимизации процесса и критерий оптимизации;
участки технологических процессов, которые должны быть ав­
томатизированы, когда человек не в состоянии выполнять управ­
ляющие функции;
участки технологических процессов, управление которыми мо­
жет быть возложено >на человека;
участки технологических процессов, управлять которыми может
только человек без участия автоматических устройств.
После этого можно определить управляющие функции всех
категорий. Далее, для задач, которые не могут быть выполнены
без участия человека, необходимо определить информационные
функции системы, т. е. общий объем и формы представления той
информации, которая потребуется для -принятия решения или бу­
дет передаваться оператору для сведения. Все управляющие функ­
ции должны быть классифицированы (функции оптимизации, ре­
гулирования и т. д.).
303

Основные расчетные
алгоритмы

Источники
информации
Датчики системы контроля
энергораспределения
(радиальные) ДКЗ(р)
;

Расчет энергораспределения
на основе обработки показа ний ДЮ(р)иДКЭ(в)
;j

Датчики системы контроля
энергораспределения
{высотные) ДНЭ(в)
0

Расчет энергораспределения
на основе физического расчета
и теплотехнических измере­
ний
14

Датчики положения стерж­
ней СУЗ
j
Датчики расходов тепло но си• теля через каналы
у
Датчики, измеряющие темпе­
ратуры теплоносителя на
:? ЗА оде в реактор
j
! Датчики, измеряющие темле|:-ратурытеплоносителя на бы| . * ходе из реактора
§
Датчики контроля герметич­
ности оболочек твэлов
7
Датчики уровня доды
О сепараторах
Датчики за дат чина
мощности

в
9

| . -Датчики паро со держа '-' ния в ТК \
IQ
\\\?

Расчет выгорания в ТК

15

Расчет допустимой мощнос­
ти ТК и запаса до кризиса 6 ТК
16
Расчет коэффициентов-неровномерности энергораспре-}f
деления
17
Расчет ксеноново'го отравле- _
ния, температурныхэ'ффек-тоб\
реактивности и запаса"реЩ
; , тивности ,
г±ШРасчетный анализ данных
системы контроля герметич­
ности оболочки тдэла кГО) ^д
Физический расчет мощности
каждого ТК
2о
Расчет б обосновании реномен-]
даиий по перемещению
стержней СУЗ.

';

Устройство ввода данных
д типе каналов
11
Устройство ввода
с перфоленты

Расчет уставок для ДКЭ

2Z

1Z

•Рис. 9.3. Функционально-алгоритмическая структурная схема АСКУ канальным

При определении функций системы необходимо определить
также степень централизации автоматизированного контроля и
управления, т. е. выбрать, возложить ли в-се функции на ЭВМ и
•оператора, либо оставить и локальные автоматические устройства.
Далее необходимо выстроить все функции АСКУ по рангу
в смысле их важности и срочности выполнения системой, т. е.
установить приоритет на основе анализа технологического про304

Выходная
информация

Средства вывода
оперативной информа­
ции

1. Значение мощности ТК
(по выбору оператора)
2. Отбракованные ДКЭ
на ЦП
1. Значение мощности в ТК
(по выбору оператора)
2.Отбракованные датчи­
ки на ЦП
3. Реактивность стержня .

Цифропечатан)щее устрой­
ство (ЦП)

7. Выгорание ТК
2. Интегральная энерговы­
работка ТК
1. Значение допустимой
мощности 'ТК
2. Запас до допустимой
мощности и теплотехническая надежность

Табло,
управляемое
от ЭВМ

1. Коэффициент
неравномерности
2. Сигнал на снижение
мощности
Запас реактивности
1. Активность по каждому Щ
2. Общий вид по активности
на табло

Электронно­
лучевая
трубка

Картограмма (по вызову
оператора
1. Расчетные уставки
2. Сигнализация о превы­
шении уставок
Перемещение стержней
СУЗ

реактором

цесса с учетом целевой функции управления.
Затем необходимо получить основные количественные оценки:
требуемое быстродействие реализации для каждой управляю­
щей и информационной функции;
максимальное время, в течение которого допустимо отсутст­
вие автоматической «реализации системой всех функций управле­
ния и каждой функции в отдельности;
20—806

.

305

ориентировочные требования к системе по надежности выпол­
нения той или иной функции.
Например, для канального водо^графитового реактора с кипя­
щим теплоносителем (типа РБМК-1000) типовыми будут следу­
ющие функции:
I. Информационные функции: централизованный контроль
быстро изменяющихся параметров; централизованный контроль
медленно изменяющихся параметров; централизованный контроль
положения стержней СУЗ; централизованный контроль состояния
оборудования; хранение и обновление оперативной информации;
информационное обслуживание оператора реактора.
II. Управляющие функции АСКУ (группа I): расчет энергорас­
пределений по объему активной зоны; нейтронно-физический рас­
чет; расчет предельно допустимых мощностей в каждом техноло­
гическом канале; расчет запаса до кризиса в каждом канале;
расчет положения управляющих органов с целью оптимизации
энергораспределения; расчет теплотехнической надежности реак­
тора.
III. Управляющие функции АСКУ (группа II): расчет выгора­
ния горючего в каждом технологическом канале; расчет отравле­
ния ксеноном и другими продуктами деления; расчет запаса ре­
активности; расчет коэффициентов неравномерности энергораспре­
деления в объеме активной зоны.
IV. Функции контроля работоспособности оборудования: опре­
деление неисправных датчиков; определение параметров, вышед­
ших за установленные нормы, и сигнализация оператору; анализ
аварийных и предаварийных ситуаций.
Периодичности выполнения управляющих функций рассчиты­
ваются на основании результатов исследования изменения техно­
логических процессов в течение кампании. Так, периодичность
расчета энергораспределения для реактора типа РБМК-ЮОО долж­
на быть порядка 30 мин, тогда как для нейтронно-физичеоких
расчетов допустима периодичность, равная нескольким суткам.
Разбиение параметров на группы. На основании выбранных
функций АСКУ определяется полный перечень входных парамет­
ров, обеспечивающих нормальную работу системы. Условно все
входные параметры можно разбить на следующие группы:
1. Параметры массовых замеров (например, расход теплоноси­
теля в каждом технологическом канале, контроль целостности
технологических каналов).
2. Параметры СУЗ и внутриреакторного контроля (положение
стержней СУЗ, энергораспределение по объему активной зоны);
3. Параметры общих замеров (например, температуры тепло­
носителя на входе в реактор и выходе из него, расход теплоноси­
теля через реактор, давление теплоносителя в некоторых точках
первого контура, уровень теплоносителя в сепараторах, темпера­
тура графита в активной зоне реактора).
4. Предупредительная и аварийная сигнализации.
306

5. Параметры, вводимые с перфоленты (типы технологических
каналов, исходные данные, константы и т. д.).
Измерение любого входного параметра с помощью ЭВМ про­
исходит в дискретные моменты времени. Замена непрерывной
функции значениями этой функции, измеренными в дискретные
моменты времени, приводит к появлению погрешности. Эта по­
грешность тем меньше, чем чаще берутся отсчеты измерения. Од­
нако излишне частые отсчеты приводят к необоснованно высоким
требованиям к быстродействию ЭВМ.
При расчете частоты опроса датчиков используются следующие
два метода: основанный на критерии максимально допустимого
абсолютного значения погрешности измерения в любой момент
времени для наиболее важных параметров реактора и основанный
на критерии среднеквадратической оценки погрешности контроля
для всех остальных параметров.
Информационно-алгоритмическая модель. Взаимосвязь между
входными и выходными параметрами АСКУ ядерным реактором
может быть показана с помощью информационно-алгоритмической,
модели функционирования системы. Примерная функциональноалгоритмическая структурная схема АСКУ с канальным водо-графитовым реактором представлена на рис. 9.3.
Информационной базой указанной модели являются детекторы
и устройства ввода данных.
Необходимо отметить, что централизованный контроль пара­
метров в АСКУ, как это видно из информационно-алгоритмиче­
ской схемы, выполняет двойную роль: контроля и сигнализации
показаний датчиков и выдачи информации для решения основных
функциональных задач.
Закон функционирования локальных систем определяет схема
этих устройств, а закон функционирования центральной части
АСКУ (ЭВМ с устройствами ввода — вывода) определяет набор
программ, написанных для каждой из перечисленных задач.
Результатом функционирования АСКУ является следующая
выходная информация: оперативная, которая выдается оператору
в виде рекомендаций по ведению технологического процесса;
неоперативная, выдаваемая только по запросу оператора; управ­
ляющая, которая поступает на различные регулирующие и сиг­
нализирующие устройства.
§ 9.4. АЛГОРИТМИЗАЦИЯ ОСНОВНЫХ ПРОЦЕССОВ
УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ

Общая характеристика алгоритмов. Все алгоритмы АСКУ
можно разделить на две группы: алгоритмы специального и об­
щего математического обеспечения. Ниже будут рассмотрены
только алгоритмы первой группы, к которым относятся алгоритмы
централизованного контроля параметров ядерного реактора, ана­
лиза аварийных и предупредительных сигналов, контроля энерго20*

307

распределения в активной зоне реактора, управления энергорас­
пределением.
Алгоритм централизованного контроля параметров ядерного
реактора предназначен для 'Осуществления автоматического сбора
и первичной обработки информации, поступающей от датчиков
контроля и сигнализации об отклонениях параметров, а также
выдачи исходной информации для основных функциональных за­
дач АСКУ.
Алгоритм централизованного -контроля представляет собой на­
бор операций, выполняемых машиной циклически. С помощью
этого набора операций осуществляется опрос датчиков через опре­
деленные промежутки времени, сравнение параметров с устав­
ками, линеаризация показаний датчиков, перевод показаний дат­
чиков в соответствующие значения параметров, распечатка зна­
чений параметров, сигнализация об отклонении параметров за
уставки и запись информации в память ЭВМ.
Алгоритмы анализа полей энергораспределения в активной зо­
не реактора предназначены для восстановления трехмерного
энергораспределения на основании результатов измерений с по­
мощью внутризонных детекторов энерговыделения, дискретнорасположенных по всему объему активной зоны.
Составление алгоритма расчета энергораспределения проводит­
ся по методике, рассмотренной в гл. 3.
Алгоритм оптимального управления энергораспределением. Од­
ной из основных функций АСКУ является оптимизация энергорас­
пределения по объему активной зоны. Следует отметить, что
задача управления энергораспределением наиболее подходяща для
передачи ЭВМ. С одной стороны, выравнивание энергораспреде­
ления в больших энергетических реакторах является необходимым
условием эксплуатации, а оптимизация положения стержней ре­
гулирования— трудоемкий процесс, который сводится к необхо­
димости перебора большого числа вариантов. Качество и скорость
решения задачи управления энергораспределением в большой
мере зависят от опыта оператора. -Применение ЭВМ разгружает
оператора, позволяет получить более выравненное энергораспре­
деление. С другой стороны, отказ ЭВМ не создает аварийной си­
туации, так как обычно изменения энергораспределения достаточ­
но медленные (см. гл. 2), функции управления энергораопределением в этом случае возьмет на себя оператор.
ЭВМ для управления энергораспределением может применяться
в режиме советчика оператора или в режиме замкнутого контура
регулирования. Определение положения стержней регулирования,
соответствующих оптимальному энергораспределению, должно
осуществляться на основании показателя качества поддержания
энергораспределения.
Задача управления энергораспределением состоит в поддержа­
нии оптимального распределения плотности потока нейтронов
в стационарных и переходных процессах (оптимальное распреде­
ление плотности потока нейтронов задается из условий миними308

зации коэффициента неравномерности распределения, равномер­
ности выгорания, достижения максимума теплотехнической на­
дежности реактора или других условий).
Центральным вопросом при постановке задачи оптимального
управления является выбор критерля качества процесса управле­
ния. Поскольку целью управления является уменьшение отклоне­
ния энергораспределения от оптимального, показатель качества
процесса управления должен быть мерой этого отклонения.
Одним из возможных показателей качества процесса управле­
ния энергораспределением является «квадратичный функционал
J = j J [W (r, t) - W0 (r, t)]2 ЯШ,

(9.1)

0 Я

где Wo(r, t)—оптимальное (желательное) распределение; [ИГ(г,
t)—W0(ry t)] —отклонение энергораспределения от оптимального;
Q — объем активной зоны; [О, Т]—отрезок времени, в течение
которого оптимизируется энергораопределение в реакторе.
В случае, когда недопустимо даже кратковременное отклоне­
ние энергораспределения от оптимального, критерием качества
процесса управления может быть функционал вида
Cf = max$\W-W9\da.
Я

: (9.2)
. '

Недостатком оценки качества управления функционалами вида
(9.1) и (9.2) является возможность больших локальных отклоне­
ний энерговыделения в малых зонах. Для исключения таких от­
клонений целесообразно использовать критерии качества управле­
ния вида
т
J —max [(W-Wtfdt;
(9.3)
т
J = max f \W-W0\dt.

(9.4)

Как уже отмечалось, из условий безопасности реактора пере­
мещение стержней регулирования ограничено как по величине, так
и по скорости. Чтобы учесть эти ограничения, необходимо в по­
казатель качества управления ввести квадратичный член от
управляющих воздействий. В этом случае показатель качества
управления записывается в виде
J = J ^(W-W0)2d£ldt
6 я

+ a% \u\dU

(9.5)

/=i о

где щ — управляющее воздействие; N — количество стержней ре­
гулирования.
21-806

30Q

Выполнение ограничений на длину перемещений стержней
регулирования достигается подбором коэффициента а, однако,
выбор а — сложная задача. Поэтому целесообразней положить ко­
эффициент а = 0 и ввести ограничения типа неравенств на длину
перемещения и количество одновременно работающих стержней.
В общем случае получить желаемое качество управления толь­
ко за счет минимизации того или иного функционала не удается.
Поэтому при постановке задачи оптимального управления энер­
гораспределением накладываются ограничения типа неравенств на
другие переменные (например, учет допустимых для данного реак­
тора значений температуры, расхода теплоносителя и т. д.).
Рассмотрим одну из возможных математических постановок
задачи оптимального управления энергораспределением в каналь­
ном реакторе с учетом реальных ограничений, накладываемых на
основные управляемые параметры.
Изменение мощности в г-и канале в линейном приближении
можно записать в виде

где п — число перемещаемых стержней регулирования; N — число
каналов в реакторе; 6pj—реактивность, вносимая /-м стержнем
регулирования; а^ — коэффициенты связи мощности в i-м канале
с реактивностью, вносимой /-м стержнем.
Введем коэффициент запаса до предельно допустимой мощно­
сти канала ki=QT^A/Ql. Тогда
п

Щ = " -&• *Ь = - -§- £ *«*/•

(9-7)

Изменение реактивности за счет обратных связей запишем в виде
п

8р = 5] С/8р/, где сj — коэффициенты, учитывающие влияние обрат/=i

ных связей. Если влиянием обратных связей пренебречь, то Cj=L
Так как предполагается, что стержень АР компенсирует все воз­
мущения реактивности, то
2<78 Р/ + 8рАР = 0,

(9.8)

SpAP — реактивность, создаваемая перемещением стержня АР. ИзN

менение полной мощности реактора есть 6Q= 2
310

6Q*. При регу-

лировании энергораспределения необходимо обеспечить постоянст­
во полной мощности реактора, поэтому

2 2 а '/ 8 Р/ = 0-

(9.9)

1=1 /=1

Ограничение на перемещение стержней регулирования, учитывая
условие ядерной безопасности и механические характеристики ис­
полнительных механизмов, записывают в виде
6р

<8Р/<8р

'мин

.

(9.10)

'макс

Допустим, что цель управления заключается в том, чтобы
удовлетворяя условиям (9.8—9.10), добиться максимума теплотех­
нической 'надежности реактора, т. е. сделать возможно большим
минимальный коэффициент запаса k до предельно допустимой
мощности канала

*Ш1 = шю(^ + №/),
или
п

Если Q"1** одинаково для всех каналов реактора, то задача
управления сводится к минимизации коэффициента неравномер­
ности
N

^ = max(Q//Qcp); Q c p = ( l / ^ ) S Qf

K=Qtl^

ИЛИ

при выполнении условий (9.8—9.10).
Выбор вычислительных методов решения этой задачи опреде­
ляется требуемой точностью оптимального управления при разум­
ных затратах вычислительного времени и объемах запоминающих
устройств.
В частности, может быть реализован алгоритм управления,
имитирующий работу оператора. Выделяются наиболее «холод­
ные» и «горячие» каналы (каналы, в которых соответственно
занижена или завышена мощность). Вблизи этих каналов осу­
ществляются пробные перемещения стержней регулирования и
проверяется выполнение неравенства (9.106). Если 'перемещения
стержней регулирования не приводят к уменьшению kr> то они
отменяются. Поиск минимума kr продолжается до тех пор, пока
после каждой итерации kr уменьшается.
Наиболее эффективен данный алгоритм в том случае, когда
для решения задачи используется метод математического модели21*

311

рования на ЭВМ с выдачей окончательных результатов в виде
советов оператору, какие стержни и насколько надо переместить.
Алгоритмы определения неисправностей датчиков и анализа
аварийных и предупредительных сигналов. Реализация указанных
алгоритмов «на ЭВМ также предназначена для уменьшения инфор­
мационной загрузки оператора, особенно необходимого в предаварийных и аварийных ситуациях.
Использование ЭВМ при контроле технологических процессов
позволяет сравнительно просто определить неисправные детекто­
ры, в частности, в системах контроля энергораспределения.
Алгоритм работы ЭВМ основан на использовании критерия
«непринятия» резко выделяющихся значений макрополя энерго­
выделения в технологических каналах с датчиками. Вокруг ана­
лизируемого технологического канала (ТК) с датчиком выделяет­
ся область радиусом /?, рассчитывается среднее значение поля
эиерговыделения в i-м ТК по формуле
Wt = k-*2Wn,

(9.11)

где k — количество исправных датчиков в области радиусом R.
Затем определяется среднеквадратическое отклонение а* по
формуле

в|/=*-,2^-^/)1

( 9Л2 >

и вычисляется отклонение п по формуле
xi=\Wi—Wi\/ai.
(9.13)
Значение т/ сравнивается с т, взятым из таблиц с доверитель­
ной вероятностью 0,95—0,99 при заданном k. Если Тг^т, то дат­
чик 1-го ТК считается неисправным и по специальной программе
определяется характер отказа (обрыв, короткое замыкание
и т. д.).
Обычно в ЭВМ вводится несколько тысяч аналоговых и диск­
ретных сигналов. Зная взаимосвязи между показаниями отдель­
ных датчиков, можно с помощью ЭВМ распознавать предаварийные ситуации или анализировать уже возникшие.
Самым простым методом анализа аварийных и предупреди­
тельных сигналов является фиксация момента появления аварий­
ного или предупредительного сигнала и индикация этого сигнала
на пульте оператора. Однако использование этого метода не
уменьшает загруженности оператора.
Анализ аварийных и предупредительных сигналов методом
оценки степени их важности заключается в группировании сигна­
лов в соответствии со степенью их важности. Более важным
присваивается индекс «1», менее важным — «0». Для выдачи опе­
ратору описания ситуации необходимо, чтобы сумма единиц
превышала заранее назначенное значение. Основной трудностью
реализации данного метода является сложность оценки степени
важности отдельных сигналов.
312

Наиболее предпочтительным является метод анализа ситуаций,
возникающих при работе ядерного реактора, с использованием
«деревьев» развития аварий. Проводится -набор более вероятных
связей появления одного сигнала с появлением соседнего сигнала
в «дереве». Эти связи реализуются программным способом.
На рис. 9.4 приведен один из алгорит­
I Сигналы датчиков
\ технологического
мов анализа аварийных и предупредитель­
I процесса
ных сигналов. В основу этого алгоритма
положены алгоритмы, используемые опыт­
X
ным оператором в идентичных ситуациях,
которые представлены в виде «деревьев»
развития аварийных и предаварийных си­
туаций.
Состояние отдельных узлов оборудова­
ния реактора характеризуется наличием
или отсутствием «1» в определенном раз­
ряде ячейки памяти ЭВМ. Появление ава­
рийного или предупредительного сигнала
определяется сравнением информации, по­
ступившей в ЭВМ за два последних цикла.
После определения вновь возникших сиг­
налов проводится их анализ в соответствии Рис. 9.4. Алгоритм ана­
аварийных и преду­
с заранее составленным деревом развития лиза
предительных сигналов:
ситуаций на объекте. Считывается в опера­ / — массив «состояние обо­
рудования»; 2— массив «опи­
тивное запоминающее устройство (ОЗУ) сание
сигналов»; 3 — сигнал
первое описание вновь возникшего сигнала активный; 4 — считывание
сигналов; 5 — ана­
(эти описания для каждого сигнала и их описания
лиз сигналов по дереву; 6 —
описания; 7 —
связи с соседними в дереве хранятся на формирование
показ описания ситуации на
магнитном диске или барабане ЭВМ). За­ электронно-лучевой трубке
тем в ОЗУ считается описание для второго
вновь возникшего сигнала и т. д. Таким образом, в ОЗУ строится
дерево события, которое анализируется следующим образом. Про­
сматриваются все сигналы вниз по дереву, затем вверх. Находятся
крайние сигналы в дереве, и соответствующие им описания демон­
стрируются оператору.
Указанный алгоритм реализуется с помощью следующих опе­
раторов:
Оператор формирования массива, определяющего состояние
отдельных узлов аппарата. Неисправному состоянию соответствует
индекс «1», исправному — «О». В функции этого оператора входит
организация опроса дискретных датчиков и формирование мас­
сива. В целях сокращения загрузки ЭВМ в комплекте некоторых
управляющих машин предусмотрены модули ввода инициативных
сигналов. В этом случае обращение к ЭВМ происходит только
при возникновении нового сигнала на входе в ЭВМ, т. е. при
выходе из строя одного из узлов оборудования реактора. Необ­
ходимость в частом опросе детекторов отпадает.
Массив описаний каждого аварийного сигнала. В каждом бло­
ке этого массива содержится информация о типе сигнала, месте
313

расположения узла в реакторе и связь с соседними сигналами
в дереве. Каждое такое описание заранее составляется в пре­
дельно сжатой, понятной форме и хранится на магнитном диске
или барабане.
Оператор определения вновь возникшего сигнала на входе
в ЭВМ.
Оператор считывания описания вновь возникшего сигнала
в ОЗУ из внешнего запоминающего устройства (ВЗУ). Если на
входе в ЭВМ появилось несколько сигналов, то считывание из
ВЗУ в ОЗУ соответствующих описаний происходит для всех сиг­
налов циклически.
Оператор анализа сложившейся ситуации. Программа, напи­
санная в соответствии с этим оператором, запускается только
в случае возникновения сигнала об отказе оборудования на входе
в ЭВМ.
Формирование и ввод описания ситуации оператору на экран
электронно-лучевой трубки (ЭЛТ).
Обобщенный алгоритм функционирования АСКУ. Обобщенный
алгоритм отражает взаимосвязь между отдельными алгоритмами,
определяет структуру общего математического обеспечения си­
стемы и структуру организации массивов информации при выпол­
нении всех задач ;в реальном времени.
Информация от детекторов может поступать в ЭВМ непосред­
ственно или через локальные подсистемы АСКУ. В первом случае
ЭВМ будет загружена операциями по организации опроса детек­
торов и первичной обработке входной информации. Во втором
случае режим работы ЭВМ более выгодный, но затраты на обо­
рудование больше.
По каждой группе детекторов в памяти ЭВМ формируется
массив значений контролируемого параметра. Массивы исполь­
зуются как для осуществления контроля за изменениями пара­
метров, так и для дальнейших -расчетов.
Обычно в АСКУ реализуется мультипрограммный режим рабо­
ты ЭВМ. Организацию прохождения задач в АСКУ ядерным
реактором можно осуществить с помощью операционной системы
ЭВМ. Операционная система должна быть построена таким обра­
зом, чтобы решение всех задач АСКУ проходило в режиме реаль­
ного времени, т. е. в темпе с контролируемыми и управляемыми
технологическими процессами.
§ 9.5. УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ
С ПРИМЕНЕНИЕМ ЭВМ В ЗАМКНУТОМ КОНТУРЕ
РЕГУЛИРОВАНИЯ

Системы логико-программного управления. Автоматические си­
стемы логико-программного управления большим энергетическим
ядерным реактором по сравнению с ручным управлением имеют
следующие преимущества: исключаются ошибочные действия опе­
ратора; возможно использование информации, значительно пре­
восходящей знания одного оператора; возможно немедленное
314

отражение в программе всех желательных рекомендаций по
управлению реактором.
Бели алгоритм управления отражает точное логико-программ­
ное ведение процесса, ранее выполняемое оператором, практиче­
ски можно определить управляемый 'процесс как детерминирован­
ный.
В общем виде структурная схема автоматической системы
логико-программ'ного управления реактором представлена на
рис. 9.5; эта система совмещает функции автоматического измере­
ния параметров, расчета и задания уставок на локальные регуля­
торы, а также логического выбора рабочей точки технологического
режима.

ш
.It
2

п

_J

1

L
L

I

m

1

I

/U1
(

i

I

U\
3

r

r

r

r

r

n

\ \

/

11

'

П

1

/

i^^

|

1

l

\

\

\

\

\

\

\

1

о о о Ъ о о Ъ

з—Л
г—кб\-7П

п

m

М

м

/

/
у

8
9

Рис. 9.5. Структурная
управления:

схема автоматической системы логико-программного

/ — управляющая ЭВМ; 2 — устройства ввода — вывода информации; 3 - исполнительные
органы; 4 — датчики; 5 — реактор; 6 — оператор

Рис. 9.6. Структурная схема управления тяжеловодным канальным реактором:

/ — управляющая ЭВМ; 2 — стержни регулирования; 3 —датчики температуры теплоноси­
теля на выходе из каналов реактора (300 точек); 4 — датчик средней температуры тепло­
носителя на выходе из реактора; 5 — ионизационные камеры; 6 — вентиль регулирования
расхода жидкостного регулятора; 7— регулятор уровня замедлителя (тяжелой воды) в ре­
акторе; 8 — регулятор мощности; 9 — сигнал уставки мощности

Рассмотрим в качестве иллюстрации принципов построения ав­
томатические -системы управления реактором с различными струк­
турными схемами и составом технических средств, реализованных
на канадских АЭС с тяжеловодными реакторами. Система конт­
роля и управления на этих АЭС построена на базе сдвоенной
управляющей ЭВМ, осуществляющей функции контроля, управ­
ления и аварийной сигнализации по всем основным агрегатам
АЭС (реактору, ПГ, турбине и т. п.). Автономна от ЭВМ только
система A3 реактора, -построенная на традиционных аналоговых
приборах по принципу «2 из 3» для достижения высокой степени
надежности.
На рис. 9.6 показана структурная схема управления тяжело­
водным реактором электрической мощностью 200 МВт. Отметим,
что в системе используется двукратно резервированная аналого­
вая схема для быстрого регулирования мощности реактора с по315

мощью автоматического изменения уровня замедлителя.
Для регулирования энергораспределения используется управ­
ляющая ЭВМ, которая выдает сигналы на изменение положения
регулирующих стержней в активной зоне в соответствии с пока­
заниями температурных датчиков, установленных в топливных
кассетах.
Дополнительный контур регулирования 'позволяет корректиро­
вать уровень мощности на основании вычислений уставки, опре­
деляемой с помощью ЭВМ на основа­
нии сравнения значений тепловой
мощности, полученных по показаниям
внутри- и внезонных детекторов, и
электрической мощности.
Для повышения надежности, как
уже отмечалось, в системе использу­
ется две ЭВМ, причем каждая имеет
свою аппаратуру измерений.
Приводы стержней регулирования
нельзя дублировать. Поэтому сигнал
на увеличение реактивности может
быть принят в том случае, если он по­
лучен от обеих ЭВМ. Сигнал умень­
шения реактивности действует, если
\|
1
он приходит от одной ЭВМ.
0
•
Рассмотрим систему управления
0
0
тяжеловодным реактором с кипящим
теплоносителем и электрической мощ­
0
0
ностью 500 МВт.
•
•
0
0
Следует отметить, что рассматри­
•
J
ваемый реактор является неустойчи­
1
вым объектом регулирования, так как
он обладает положительным паровым
Рис. 9.7. Размещение датчиков
энерговыделения в тяжеловод­ эффектом реактивности. Постоянные
ном канальном реакторе:
времени развития неустойчивости энер­
/ — топливные каналы; 2 — датчики гораспределения составляют несколь­
системы автоматического управле­
ко минут. Поэтому практически ис­
ния энергораспределением; 3 — ак­
тивная зона; 4 — датчики системы
ключена возможность ручного регу­
A3; 5 — каналы датчиков энерговы­
лирования энергораспределения.
деления; 6 — каналы органов регу­
лирования
Реактор представляет собой ци­
линдр, ось которого, в отличие
от обычных водо-водяных и кипящих реакторов, расположена
в горизонтальной плоскости. Замедлителем является тяжелая во­
да, а теплоносителем, циркулирующим в каналах ТВС, — обычная
вода. Каналы с ТВС проходят вдоль оси цилиндра, а каналы
с регулирующими органами пронизывают активную зону в на­
правлении, перпендикулярном к оси. В двух секущих плоскостях
вдоль оси цилиндра расположены бета-эмиссионные детекторы
энерговыделения.

А

316

Детекторы работают, начиная с 10—20% номинала*
сти. В каждой плоскости имеется по семь двойных, немв?г°Иы«
друг от друга датчика, один двойной датчик для A3 о е Г Г п л
скорости «а-растания мощности.
«лшра по
В реакторе используются органы регулирования реактивности*
двух типов: твердые стержнинпоглотители и жидкостные регулято­
ры, представляющие собой водяные столбы, размеры которых
регулируются посредством изменения расхода воды в канале
Использование жидкостных регуляторов позволяет обеспечить
«мягкое» регулирование энергораспределения.

-П—43

Рис. 9.8. Зоны управления энергораспределением реактора:
/ — внезонные ионизационные камеры; 2 — границы зон управления; 3 — жидкостные регу­
J
ляторы

Рис. 9.9. Структурная схема управления мощностью реактора:
/ — управляющая ЭВМ; 2 — сигналы термопар, установленных на выходе из топливных ка­
налов (40 каналов); 3 —сигналы управления исполнительными механизмами стержней регу­
лирования; 4 — сигналы управления исполнительными механизмами пусковых стержней ре­
гулирования; 5 —сигналы внезонных ИК; 6 — сигналы внутризонных датчиков энерговыде­
ления; / — сигналы управления жидкостными регуляторами; 8 — активная зона; 9 —
жидкостный регулятор; 10 — вентиль регулирования расхода жидкостного регулятора

Активная зона разбита условно на 14 областей, в каждой иа^
которых имеются органы регулирования и детекторы энерговыде­
ления (рис. 9.7). Радиальные зоны регулирования (одна централь­
ная и шесть периферийных) показаны на рис. 9.8.
Структурная схема системы управления мощностью реактора^
дана на рис. 9.9.
Шестнадцать пусковых стержней компенсируют большую от­
рицательную реактивность, освобождающуюся при уменьшении*
мощности из-за положительного парового эффекта реактивности.
Семь твердых поглощающих стержней (по одному в каждой
радиальной зоне регулирования) используются для регулирования'
полной мощности и «грубого» регулирования энергораопредёления. Перемещение 'поглощающих стержней осуществляется шаго­
выми двигателями. При управлении полной мощностью стержни
перемещаются синхронно в соответствии с -показаниями внезон­
ных ионизационных камер и сигналами от детекторов темпера­
туры, расположенных на выходе из реактора.
31Г

Эти же семь стержней могут перемещаться независимо в целях
грубого регулирования энергораспределения в соответствии с по­
казаниями датчиков расходов и регулирования паросодержания
в 40 топливных каналах. По показаниям этих датчиков ЭВМ рас­
считывает мощность 'каждого канала и мощность каждой зоны
управления. На основании расчетов ЭВМ выдает сигналы на пере­
мещение регулирующих стержней.
Мягкое регулирование энергораспределения по радиусу и вы­
соте реактора осуществляется по показаниям эмиссионных дат­
чиков энерговыделения. ЭВМ обрабатывает сигнал от .каждого из
14 внутриреактор'ных датчиков и -выдает сигнал на изменение рас­
хода в каждом из 14 жидкостных регуляторов. ЭВМ также кон­
тролирует исправность каждого датчика и рассчитывает поправку
на выгорание эмиттера датчика. В системе управления исполь­
зуются две управляющие ЭВМ, причем каждая серия из 14 внутриреакторных датчиков подключена к своей ЭВМ.
При нормальной работе АЭС
включены обе ЭВМ, но только одна
осуществляет управление. Система
следящих устройств, выполненных
в виде отдельных блоков, контроли­
рует правильность работы каждой
и
ЭВМ. При отказе ЭВМ она переда­
ет управление другой машине. Если
2*оба блока следящей системы сигна­
лизируют о неисправности, все
устройства регулирования реактив­
ности переводятся в положение, со­
ответствующее максимальной отри­
цательной реактивности, с по­
мощью
внешнего
логического
устройства,
называемого
дублиру­
U
ющей системой аварийной останов­
ки и происходит выключение всей
станции.
Адаптивная система регулирова­
ния энергораспределения. Опти­
ш
мальное управление энергораспре­
делением требует создания адаптив­
ной системы управления. В § 9.4
уже рассматривались принципы
Рис. 9.10. Структурная схема адап­
определения оптимального положе­
тивной системы управления энерго­
распределением:
ния органов регулирования энерго­
J — стержни регулирования; 2 — внутри- распределения. Основное отличие
зонные датчики энерговыделения; 3 —
.измеренное энергораспределение W(k)\
систем оптимального управления от
4 —сигнал отклонений AW(k); 5 —
систем логико-программного управ­
уставка оптимального энергораспреде­
ления W0(k); / — вычисление переда­
ления заключается не в структуре
точной матрицы C(k); // — вычисление
технических средств, а в структуре
допускаемых перемещений стержней;
/ / / — определение оптимального управ­
алгоритмов управления.
ления; 6 — управляющие сигналы u(k)

I

а

318

В качестве примера адаптивной системы рассмотрим автомати­
ческую систему управления энергораспределением, опробованную
на кипящем реакторе типа BWR. Эта система основана на эмпи­
рической идентификации объекта, использующей методы совре­
менной теории управления. Одной из основных задач управляю­
щей ЭВМ является адаптация матрицы С (k) после каждого из­
менения состояния процесса (&-го шага). Элементы матрицы С
определяют связь между локальными 'изменениями энерговыделе­
ния и перемещениями стержней регулирования. Для определения
C(k) используются методы идентификации в режиме реального
масштаба времени.
Другой важной задачей ЭВМ является вычисление допускае­
мых «перемещений стержней регулирования.
Структурная схема адаптивной системы управления приведена
на рис. 9.10.
После определения допускаемых перемещений стержни по сиг­
налу u(k) передвигаются последовательно тарами: один вверх,
другой вниз — так, чтобы мощность при 'перемещении оставалась
постоянной. Перемещения происходят автоматически. В любой
момент перемещения могут быть приостановлены нажатием кноп­
ки, находящейся на пульте оператора.
Во время последовательного выполнения циклов управления
реализованные перемещения стержней и изменения плотности по­
тока (нейтронов используются для уточнения передаточной матри­
цы активной зоны. Таким образом, она может адаптивно изме­
няться в соответствии с изменением характеристик зоны.
Все программы системы управления энергораспределением
с адаптацией занимают 240К дисковой памяти. Выполнение одного
цикла управления занимает 5 мин, из IHHX в течение 1 мин про­
водится перемещение стержней, а в остальное время обрабаты­
вается информация, полученная от датчиков и УП стержней.
§ 9.6. СИСТЕМА КОМПЛЕКСНОЙ АВТОМАТИЗАЦИИ
(СКАЛА) ЛЕНИНГРАДСКОЙ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
УЛ*Л. В. И. ЛЕНИНА

Примером АСКУ является система комплексной автоматизации
ЛАЭС, которая «применяется иа всех АЭС с реакторами
РБМК-Ю00. СКАЛА условно может быть разделена на управля­
ющий вычислительный комплекс (УВК) и аппаратуру связи с объ­
ектом.
Вычислительный комплекс (ВК) системы СКАЛА скомпонован
из стандартных устройств ЭВМ В-ЗМ. Основные информационные
каналы, связывающие В К системы СКАЛА с объектом, дубли­
руются так, что ВК распадается на два шолукомплекта. Каждый
полукомплект имеет возможность: а) воспринимать внешние «си­
туации» через два блока прерывания; б) принимать аналоговые
сигналы (ток 0—5 мА) через коммутатор токовых сигналов;
в) принимать цифровые коды; г) выдавать релейные сигналы;
319

д) выдавать импульсные сигналы; е) выдавать аналоговые сиг­
налы (напряжение 0—10 В). Входная информация и ситуация
могут восприниматься в обоих полукомплектах, при этом начи­
наются вычислительные работы в двух процессорах.
УВК имеет 48К ячеек оперативной памяти. 20К ячеек входят
в персональную память каждого полукомплекта, а 8К являются!
общедоступными для обоих полукомплектов. Каждый процессоримеет персональный комплект устройств перфолентного ввода —
вывода с телетайпом. Остальные внешние устройства доступны
для двух процессоров через специальный канал <связи двух про­
цессоров. В комплект внешних устройств входят устройства за­
писи на магнитную ленту — (накопитель на магнитной ленте
(НМЛ), четыре запросно-ответных станции с восемью телетай­
пами, четыре экранных «пульта и алфавитно-цифровое печатающее
устройство (АЦПУ). Процессоры равноправны при обращении
к общим внешним устройствам, блокируя друг друга на время,
необходимое для передачи информации внешнему устройству.
Подсистему связи с объектом можно разделить на ряд
устройств: центрального управления; 'коммутации; контроля и
ввода релейных сигналов; выдачи блокировок и сигналов; взаимо­
действия с операторами; выдачи информации оператором. Основ­
ные функциональные связи ВК с объектом 'представлены -на
рис. 9.11. Охарактеризуем функции аппаратуры связи подробнее.
Центральное управление (ЦУ). ЦУ обеспечивает подключение
управляющих воздействий одного из 'полукомплектов ВК к системе
связи и объекту. Все устройства, управляемые от ВК, разбиты на
24 функциональные группы управления (ФГУ). Каждая ФГУ ком­
мутирует сигналы управления от полукомплекта ВК в некоторое
устройство (или группу однотипных устройств) системы. Кроме
того, в аппаратуру ЦУ входит также блок, расширяющий воз­
можности системы по числу воспринимаемых сигналов прерыва­
ния, и блок оценки работоспособности -системы, позволяющий об­
наружить непредусмотренные остановы программы и принять
меры для переключения УВК на выполнение основных технологи­
ческих функций одним исправным полукомплектом.
Коммутаторы. Большинство датчиков системы присоединяются
к аналоговым входам ВК через релейные коммутаторы и группо­
вые нормирующие преобразователи. Такое присоединение датчи­
ков приводит к значительному сокращению аппаратуры норми­
рующих преобразователей (НП), но требует дополнительного
управления (и контроля) работой коммутаторов от ВК. Первые
14 ФГУ управляют 87 коммутаторами.
Выдача блокировок и сигналов (ВВС) реализует основные
управляющие воздействия в системе, включающие выдачу блоки­
ровок и управление мнемосхемой блочного щита управления
станцией. Блокировки, поступающие от ЭВМ в систему, предот­
вращают -повреждения оборудования, которые могут возникать
в результате действий операторов, не согласующихся с техноло­
гической ситуацией объекта.
320

h.

LL
Выдача

аналоговых
сигналоб

h.

Выдача релейных
налоб

к

сиг­

_i£

К

Входы и
Выходы
Выдача
импульсных
коммутатор приема релей-татор и преооразооа- Л| Увк (про­
ныхи дискретных
с и гнал од
тель аналогодыхсигналод\ цессоры
1иЛ)
сигналов
I
Преобразобатели
татШГсЩ определение
{Индивидуальные VГрупповые
подсистемы
син-коди длцтель- момента
нормирующие л
ноомирЪЮ'
сбязи
ооразобатели
\преоораЫатели\
н ость-ков
замера
з:
Коммута­
KOMMUTQTOi
Коммутаторы
\ {Коммутаторы ^ Коммутаторы
температур
сигналоб СУЗ оходныхрелеиторы
расходод доды
юза

Е

ll
JtL
Электронный
комму­

лI

f

Блоки прерыбаний

I Упрабление ды дачей
у*.

Устройстбо ЦУ
R У продление коммутатора­

ми

Управление блокировками

I

£I

Датчики СКЭ
Датчики положения
стержней СУЗ
Датчики температу- И
ры графита и бетона
Датчики контроля
целостности ТК
Датчики поканальных
расходод доды

¥

-Pi

БЩУ

Положения арма-\ Датчики расходод, ТемНературь/
подшипников и
туры и автономно температур, уродрегистрируемые
элементов
ней и др. ооснодных
отклонения
конструкций
точках контура

fm

\

HI' £7
&

\L^L-\^Барабан'ы-

--~_-~-)сепара- \
торы

i
Реактор-

I

Турби­
ны

Электричес­
кие машины

*
;

1
Нонденсаторы

I
Рис. 9.11. Общая схема подси­
стемы связи с объектом
со
to

Контроль и ввод дискретных сигналов (ВДС) расширяет воз­
можности ВК по приему релейных сигналов. В число вводимых
сигналов входят сигналы от коммутаторов, позволяющие контро­
лировать правильность коммутации и сигналы ВВС (для контро­
ля). Кроме того, посредством ВДС могут определяться техноло­
гические отклонения, положения задвижек и других релейных
органов управления технологическим оборудованием.
К аппаратуре для взаимодействия с операторами относятся
вызывные устройства (ВУ), позволяющие на специальном языке
запросов указать, какая информация должна быть выдана опера­
тору. Клавиатура ВУ позволяет выбирать: вызывную характери­
стику — алфавитно-цифровой код, однозначно характеризующий
параметр в системе; десятичное число, которое можно интерпре­
тировать как уставку для параметра или любым другим образом.
Кроме того, ВУ содержит ряд функциональных клавиш, указываю­
щих вид и режим работы, номер программы.
К аппаратуре выдачи информации операторам относятся мне­
мосхемы (МСХ) станции, мнемотабло отклонений параметров по
реактору (МТО), мнемотабло каналов реактора (МТК), показы­
вающие комплекты (ПК), самопишущие приборы (СП).
Основные средства информации операторов-технологов и пуль­
ты для взаимодействия с УВК СКАЛА сосредоточены на блочном
щите управления станции (БЩУ) (рис. 9.12), играющем роль тех­
нологического пульта контроля и управления процессом.
Объектом контроля и управления является технологический
процесс энергоблока АЭС с водо-графитовым реактором типа
РБМК-ЮОО и двумя турбоустановками. Технологические процессы
на АЭС с реакторами типа РБМК рассматривались в гл. 3.
Технологические функции системы СКАЛА. Все технологиче­
ские функции системы разбиваются на две группы: выполняемые
постоянно (или функции повышенной надежности); выполняемые
факультативно.
Такое разделение определяется текущими возможностями ВК.
Так как первая группа функций может быть реализована на обоих
полукомплектах ВК, то для функций первой группы обеспечивает­
ся (при времени восстановления отказа 2 ч) высокая надежность.
Список основных технологических функций:
1. Контроль расхода воды по каналам реактора.
2. Контроль расчетных параметров.
3. Измерение по вызову оператора.
4. Контроль целостности технологических каналов.
5. Выдача информации на самописцы.
6. Выдача информации на мнемосхему второй ступени.
7. Выдача информации на мнемотабло МТО-2.
8. Выдача информации на мнемотабло МТК.
9.' Печать действий операторов и событий в системе.
10. Расчет мощностей каналов и запасов до кризиса.
11. Оперативная информация оператора о мощности и запасе
до кризиса.
322

Управление мнемотабло каналов
Управление мнемотаб
по отклонений МТО-1,
MTQ-Z
Управление мнемоелемам и 1-й и 2йступени
Управление СП

Н

Управление пк
Прием запросов
операторов
Регистрация парамем
ров, отклонений, собы­
тий, действий операторов\

Пульт управления
турбиной и машиной

Телетайпы

оэ Рис. 9.12. Информационное обеспечение БЩУ в системе СКАЛД
9*

12. Печать параметров группами по вызову.
13. Диагностика аварийных ситуаций и регистрация преды­
стории.
К функциям первой группы оперативности относятся функции
непосредственного взаимодействия с оператором (допустимая за­
держка начала операции в пределах нескольких сотен миллисе­
кунд), к функциям второй группы оперативности относится цен­
трализованный контроль (вычислительная задержка до 1 мин).
К третьей группе оперативности относятся функции, программы
которых не размещены постоянно в оперативной памяти, а считываются по запросу из библиотеки на магнитной ленте (в этом
случае задержка исполнения может составить несколько минут).
Рассмотрим, как реализуются основные технологические функ­
ции в системе СКАЛА.
Вывод информации на внешние устройства В К. Как отмеча­
лось выше, ВК системы СКАЛА включает широкий набор внеш­
них устройств для оперативного вывода данных: 10 телетайпов,
четыре экранных пульта АЦПУ; для неоперативного ввода перфо­
лент-могут быть использованы два фотоввода, а для неоператив­
ного вывода — два перфоратора перфолент; для внутрисистемного
хранения массовых данных используется четыре устройства НМЛ.
Наибольший интерес представляет оперативное взаимодействие
этих устройств, выполняемое в реальном масштабе времени.
Устройства выдают символьную информацию и имеют близкие
алгоритмы работы. Для каждого типа устройств имеется процес­
сор вывода строки устройства этого типа.
Все операции вывода можно разбить на несколько элементар­
ных алгоритмических этапов: открытие каналов; формирование и
выдача строки; подпитка программного процессора; закрытие ка­
нала.
Рассмотрим алгоритм работы процессора печати на телетай­
пах. Процессор возбуждается периодически от внешнего генера­
тора, имеющего частоту 7 Гц, и оперирует с массивом выдачи.
Массив выдачи включает элементы, состоящие из команды печати
для заданного устройства, индекса по строке, указывающего теку­
щее состояние вывода строки, и директивы подпитки. В печати
участвуют строки, из которых, согласно индексу по строке, выби­
рается информация.
По каждому прерыванию проводится просмотр массива выдачи
•и выдача по одному символу на каждый телетайп для тех теле­
тайпов, команды которых занесены в элементы печати массива
выдач;*. После окончания печати выдается директива подпитки,
которая определяет дальнейшее поведение программы, запустив­
шей печать. Это поведение может предусматривать подпитку ка­
нала информацией или закрытие канала.
Работа канала контролируется по длительности специальным
устройством контроля длительности (УКД), работающим незави­
симо от канала по предварительной команде процессора. Превы­
шение допустимой длительности элементарной операции канала
324

говорит о его неисправности. По сигналу УКД канал программно
запрещается, закрывается и оператору ЭВМ подается сообщение
об его отказе.
Основные сообщения в системе СКАЛА. Все сообщения, выда­
ваемые на 10 телетайпов системы, можно разбить на несколько
категорий:
а) аварийные сообщения ВК;
б) аварийные сообщения в системе;
в) сообщения о действиях операторов;
г) сообщения о технологических отклонениях;
д) периодическая печать по вызову;
е) печать технологических параметров по группам;
ж) печать событий в системе.
Аварийные сообщения печатаются на двух персональных теле­
тайпах и локализуются по процессорам полукомплектов. Эти сооб­
щения регистрируют сбои, обнаруживаемые в процессорах, и
нарушение связи между процессорами при парной работе. Под ава­
рийными сообщениями системы понимаются сообщения о наруше­
ниях в работе системы связи с объектом, обнаруживаемые про­
граммно. Наличие цепей контроля аппаратно обеспечивает воз­
можности программного контроля многих трактов передачи ин­
формации.
При управлении технологическим процессом операторы энерго­
блока могут выполнять операции, влияющие на режимы выполне­
ния основной управляющей программы. Операторы-технологи име­
ют возможность: программно запретить снятие показания с от­
дельных датчиков, коммутаторов, ФГУ, устройств сигнализации и
регистрации параметров, изменить централизованно уставки кон­
тролируемых технологических параметров, запустить и отменить
запуск некоторых технологических программ. Все эти действия
должны регистрироваться для обеспечения возможности объектив­
ного анализа поведения операторов-технологов в различных ситуа­
циях на объекте.
Централизованный контроль основных технологических пара­
метров обеспечивает выдачу на мнемосхемы сигналов отклонений,
возникающих в системе. Для обеспечения объективного анализа
поведения операторов-технологов и дублирования устройств мне­
мосхемы сообщения об отклонениях технологических параметров
выводятся на печать. Для того чтобы исключить возможность
переполнения буфера печати, программа, разрешающая буфери­
зацию сообщений об отклонениях, пропускает на буферизацию не
более 20 сообщений в течение 5 мин.
Операторы-технологи имеют возможность задать непрерывный
вывод на печать отдельных технологических параметров в режиме
слежения с периодом замера 5 мин. Оператор может задать узел
или участок и задать режим периодической или разовой печати
соответствующей группы параметров.
Устройства вывода взаимно дублируют друг друга. Это видно
из табл. 9.1, на которой показано размещение устройств и харак325

тер выдаваемой на них информации. Телетайпы нумеруются от
нуля и обозначаются буквой «Т», оба персональных телетайпа име­
ют номер «нуль» и обозначаются соответственно ОТ1 и ОТ2.
Основное помещение, обслуживаемое системой, блочный щит
управления станцией (БЩУ), кроме того, некоторая часть внеш­
них устройств находятся непосредственно в машзале УВК.
Т а б л и ц а 9.1
Размещение информационных устройств
Помещение БЩУ
Вид сообщения

Аварийные сообщения
УВК
Аварийные сообщения
системы
Действия операторов
энергоблока
Отклонения технологи­
ческих параметров
Печать параметров по
вызову
Печать групп техноло­
гических параметров:
массовых по реактоРУ
по узлам и участкам
Печать событий в си­
стеме

дублирую­
щее

основное

|

Помещение УВК
основное

дублирую­
щее

Прочие помещения

OT1
OT2

IT

2T

2T

5T

5T
5T
4T

'

8Т

6T

6Т

8Т
ЗТ—главный
инженер
7Т—директор
станции

АЦПУ

5Т

Алгоритмы замера коммутируемых датчиков. Общее количество
коммутируемых датчиков в системе составляет около 5000. Через
коммутируемые детекторы в ВК поступают многие важные пара­
метры: расход воды по каналам реактора РБМК-Ю00 (1880 дат­
чиков), энерговыделение по объему активной зоны (214 датчиков),
температура подшипников насосов, турбин и генераторов и т. д.
Схема присоединения датчиков к УВК показана на рис. 9.13.
При выполнении замера полукомплект ВК занимает ФГУ и выда­
ет шестиразрядный код управления коммутатором. Не ранее чем
через 20 мс (время срабатывания реле коммутатора), ВК может
сравнить контрольный код коммутатора с выданным кодом управ­
ления. Несовпадение кодов указывает на сбой или отказ в работе
релейного коммутатора, о чем выдается сообщение дежурному
персоналу УВК. После окончания коммутации необходима задерж­
ка на 100 мс для окончания переходного процесса установления
тока в групповом нормирующем преобразователе (ГНП). Затем
326

может быть выполнен замер тока ГНП преобразователя ВК через
электронный коммутатор.
Реализация централизованного контроля. Централизованный
контроль охватывает почти все непосредственно замеряемые пара­
метры и некоторые расчетные параметры. Основную группу цен­
трализованного контроля образуют следующие параметры: расход
воды по каналам реактора; температура графита и металлокон­
струкций реактора и т. д.; температура подшипников насосов, тур­
бин и машин (контроль показаний датчиков энерговыделения осу­
ществляется с помощью системы СКЭ, описанной в гл. 3).
I

»- Ответный код

Групповой
нормирующий
преобразова­
тель (ГНП)

бхода

Электронный
коммутатор
УВК

укоммутатором \

L——

ОтЦУ

Рис. 9.13. Схема присоединения коммутируемых детекторов

Эти виды контроля обеспечивают наиболее жизненно важные
процессы в основном контуре энергоблока. Снижение расхода воды
в отдельных каналах реактора может привести к локальным пере­
гревам и нарушениям герметичности тепловыделяющих элементов,
наоборот, повышенный расход воды в отдельных каналах указы­
вает на неэкономичный режим эксплуатации реактора.
Общая схема процесса централизованного контроля представ­
лена на рис. 9.14. Все процессы централизованного контроля в ус­
ловиях операционной системы (ОС) программируются и работают
независимо за счет разделения полезного времени ВК. Выполне­
ние замера осуществляется программным процессором непосред­
ственным обращением к буферу замеров. При сравнении с устав­
кой обнаруживается новое состояние сигнализации, которое срав­
нивается со старым значением, занесенным в массив сигнализации.
Изменение состояния указывает на необходимость выдачи сооб­
щения об исчезновении или появлении отклонения, что выполняет­
ся обращением к процедуре «буферизации» директивой ВК. Авто­
запуск обеспечивает периодическую активацию процедуры контро­
ля с заданным периодом.
327

Расчеты в системе СКАЛА. К расчетам, выполняемым системой
СКАЛА, относятся:
а) вычисления значений параметров, получаемых косвенным
образом по показаниям детекторов;
б) расчеты поканальной мощности реактора;
в) расчеты технико-экономических параметров.
Вычисление косвенных параметров состоит из расчетов массо­
вых расходов пароводяной смеси (или пара) в различных точках

Выполнение
замера

Организация цикла
по беем параметрам

Нет,

В массиве
сигнализации
записан нуль ?у

Да
Параметр \
соответствует
установке ?

Нет

Запуск буферизации
сообщения о появле­
нии отклонения

\йа
в массиве " \
сигнализации
записан нуль

цет

йа\
Цикл
?раме/
по параметрам
пкпиири?
окончен?

Занесение*!»
в массив
сигнализации

1
Нет

Запуск буферизации
сообщения об исчез­
новении отклонения

Да
Выдача
сигнализации

Занесение^»
в массив
сигнализации

Через 1мин
запустить А

Закончить
процесс

Рис. 9.14. Общая схема типовой процедуры централизованно­
го контроля
328

основного контура, расчета суммарной тепловой мощности реакто­
ра и расчета запаса реактивности по стержням СУЗ.
После того, как рассчитаны массовые расходы пара и парово­
дяной смеси в основном контуре и вспомогательных контурах, на
основе уравнения теплового баланса рассчитывается суммарная
тепловая мощность реактора. При расчете запаса реактивности
суммируются эффективности введенных в активную зону стержней
СУЗ.
Поканальный расчет мощности и запаса до кризиса. Как уже
отмечалось в гл. 3, в реакторах канального типа, к которым отно­
сятся РБМК-ЮОО, мощность, выделяемая в канале, является чрез­
вычайно важным параметром. Для достижения проектных пара­
метров энергоблока важно поддерживать максимально допустимое
значение тепловой мощности, выделяемой в канале (и максималь­
ное значение паросодержания в теплоносителе), не допуская при
этом перехода наиболее активной части канала в режим ухудшен­
ного теплосъема или недопустимо больших линейных энергонапряженностей твэла.
Для оценки интегральной (по высоте) тепловой мощности ка­
налов используются данные от системы СКЭ, описанной в гл. 3.
Показания 130 датчиков по специальному каналу поступают в си­
стему СКАЛА. В расчетах используются также данные физическо­
го расчета, выполняемого на внешней ЭВМ один раз за период
в течение кампании, при котором сохраняются основные характе­
ристики реактора (размещение ядерного топлива в активной зоне,
положение стержней СУЗ и т. д.).
Поканальный расчет мощности включает интерполяцию значе­
ний энерговыделения, позволяющую вычислить энерговыделение
в технологических каналах, где датчики энерговыделения отсут­
ствуют, проверку достоверности исходных данных и оценку дис­
персии параметров, получаемых в результате расчета. Основными
параметрами, получаемыми в результате расчета, являются мощ­
ность, выделяемая в канале и запас до кризиса по данному кана­
лу. Запас до кризиса есть безразмерный коэффициент, характе­
ризующий запас до выхода в режим ухудшенного теплосъема
с учетом возможной погрешности (дисперсии) в определении ис­
ходных данных и результатов расчета. Оперативные картограммы
поканальной мощности и коэффициентов запаса позволяют опера­
тору, управляющему реактором, эффективно оценивать влияние
отдельных возмущений, возникающих в реакторе, например, сни­
жение расхода в отдельном канале, на безопасность реактора.
Показания 12 датчиков контроля энерговыделения по высоте
канала (семь точек контроля в каждом датчике) в совокупности
с полученными мощностями каналов используются для расчета
максимальной линейной энергонапряженности твэла и последую­
щего определения запаса до предельно допустимого коэффициен­
та неравномерности высотного энергораспределения.
Полученные данные помогают оператору выбрать оптимальную
стратегию управления высотным энергораспределением.
22—806

329

В заключение отметим, что АЭС с реакторами РБМК-ЮОО от­
носятся к объектам повышенной сложности. Технологический про­
цесс характеризуется большим числом измеряемых параметров
(около 5000) и релейных сигналов (около 3000), поэтому слежение
за технологическими параметрами может быть реализовано лишь
посредством применения АСКУ на базе ЭВМ. Непрерывная рабо­
та АСКУ может быть достигнута лишь с применением дублирова­
ния процессоров и всех основных устройств УВК.
Эффективность работы^ системы такого типа решающим обра­
зом зависит от правильной организации программного обеспе­
чения.
Принцип работы диспетчера ОС, реализованный в системе
СКАЛА, обеспечивает сохранение основных технологических функ­
ций при отказе одного центрального процессора и произвольного
набора внешних устройств (не более половины общего числа).
Для повышения надежности электропитание системы СКАЛА
осуществляется от электроснабжения собственных нужд АЭС по
двум независимым линиям.

Глава 10
БЕЗОПАСНОСТЬ ЭКСПЛУАТАЦИИ
ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
§ 10.1. ОБЩИЕ ТРЕБОВАНИЯ

Проблема безопасности эксплуатации ядерного реактора, вхо­
дящего в состав ЯЭУ, довольно многогранна и обширна. Общее
содержание этой проблемы видно из рассмотрения цепочки основ­
ного технологического процесса в ядерном реакторе, которая име­
ет следующие звенья: цепная реакция деления, тепловыделение
в топливном элементе, отвод выделившегося тепла теплоносителем,
циркуляция теплоносителя в контуре, ионизирующее излучение
ядерного топлива и теплоносителя. В общем случае необходимо
выявить условия и обеспечить средства поддержания в безопасных
пределах процессов во всех звеньях. Технологический процесс по
всем своим звеньям должен быть достаточно устойчив к возмож­
ным нарушениям в работе оборудования, ошибкам обслуживаю­
щего персонала и другим отклонениям от норм.
Рассмотрим общие требования безопасности к каждому из
звеньев технологического процесса.
Управление цепной реакцией. Для безопасного ведения процес­
са эффективность средств управления должна соответствовать
возникающим изменениям реактивности во всех эксплуатацион­
ных режимах. Возможная скорость воздействия на реактивность
должна соответствовать скорости ее изменения. Должно быть
предотвращено неконтролируемое изменение реактивности. Учи­
тывая, что современный энергетический реактор содержит в актив330

ной зоне несколько десятков критических масс, необходимым тре­
бованием является обеспечение каждого критического объема топ­
лива средствами компенсации реактивности.
Тепловыделение в топливе и трплоотвод. Тепловыделение в топ­
ливе должно соответствовать имеющемуся теплоотводу. Это обес­
печивается поддержанием в безопасных пределах уровня мощно­
сти реактора и допустимым распределением ее по объему активной
зоны. Температура теплоносителя, его фазовый состав и давление,
расход теплоносителя, распределение расхода теплоносителя по
реактору и изменение этих параметров во времени должны оста­
ваться в допустимых для всех эксплуатационных режимах пре­
делах.
Циркуляция теплоносителя. Давление и температура теплоно­
сителя в циркуляционном контуре, скорость их изменения, ско­
рость теплоносителя должны быть в определенных пределах, чтобы
обеспечить работоспособность циркуляционного контура. На слу­
чай возникновения разрывов в циркуляционном контуре должны
быть предусмотрены, во-первых, средства поддержания безопасных
параметров теплоносителя и достаточного теплоотвода от твэлов
и элементов конструкции активной зоны, во-вторых, средства ло­
кализации радиоактивных веществ для предотвращения воздейст­
вия на персонал и население.
Ионизирующее излучение. Должны быть обеспечены защита
конструкционных материалов от радиационных повреждений и ра­
диационная защита персонала. Меры локализации радиоактивных
веществ должны обеспечивать нормальную радиационную обста­
новку и соблюдение предельно допустимых уровней облучения на­
селения, установленных действующими правилами.
Понятия максимальной проектной аварии и аварийных режи­
мов. Предельным понятием безопасности ЯЭУ считается наличие
на ЯЭУ мер, обеспечивающих защиту населения от радиационного
воздействия как при нормальной работе ЯЭУ, так и при наруше­
ниях нормальной работы. Меры, обеспечивающие надежность обо­
рудования ЯЭУ, обычно избыточны или достаточны для обеспече­
ния безопасности населения. Тем не менее с самого начала раз­
вития ядерной энергетики возникло понятие «максимальной про­
ектной аварии». В каждом конкретном проекте АЭС предусмат­
риваются предельные нарушения, последствия которых могут быть
достаточно надежно локализованы предусматриваемыми мерами
без опасного радиационного воздействия на население.
В некоторых случаях анализируется «максимально мыслимая
авария», когда не исключается оплавление активной зоны вне
зависимости от ожидаемой эффективности защитных устройств.
В качестве максимальной проектной аварии часто принимается
потеря теплоносителя при разрыве"максимального циркуляционно­
го трубопровода первого контура. Опасные последствия этой ава­
рии для самой ЯЭУ и для окружающего населения предотвраща­
ются, прежде всего, созданием надежных и мощных средств
охлаждения активной зоны. Если аварийное охлаждение предот•99*

331

вращает оплавление топлива, роль внешних страхующих барьеров
типа герметичных помещений становится менее заметной.
Таким образом, главным в проблеме безопасности ядерного
реактора является сохранение активной зоны от расплавления или
повреждения твэлов сверх допустимых пределов. При эксплуата­
ции реактора необходимо также обеспечить ядерную безопасность,
т. е. исключить возможность неконтролируемых и неуправляемых
разгонов реактора.
Ядерйая безопасность реактора обеспечивается соответствую­
щими технологическими системами и, в первую очередь, СУЗ, их
техническим совершенством и надежностью, контролем за состоя­
нием этих систем, а также контролем технологических процессов
при эксплуатации реактора, правильной организацией работ, про­
фессиональной квалификацией и дисциплиной обслуживающего
персонала.
Как уже отмечалось, ядерный реактор имеет следующие этапы
и режимы эксплуатации: физический пуск, энергетический пуск,
вывод на номинальную мощность, работа на номинальной мощ­
ности, плановые и аварийные остановки, перегрузка топлива при
остановке и ремонтные работы, повторные пуски. На некоторых
реакторах перегрузка топлива проводится без остановки реактора
на номинальных уровнях мощности.
Каждый из этих эксплуатационных этапов и режимов обладает
своей индивидуальной спецификой в отношении безопасности ре­
актора.
При физическом и энергетическом пусках реакторов прове­
ряется правильность заложенных в проект решений, осваиваются
основные режимы работы, проводится комплексная проверка обо­
рудования в реальных условиях эксплуатации. Для безопасности
эксплуатации реактора на этих этапах важно подтвердить возмож­
ность надежного контроля и управления реактором. Основные
принципы физического и энергетического пусков рассматриваются
в этой главе и иллюстрируются на примере пусков отечественных
реакторов ВВЭР и РБМК.
Аварийные режимы в ядерных реакторах весьма разнообразны
как по своим причинам, так и по характеру их протекания. Здесь
рассматриваются лишь наиболее общие аварийные режимы, обу­
словленные появлением больших положительных реактивностей,
прекращением охлаждения активной зоны и возникновением боль­
ших течей в первом контуре реактора.
В настоящей главе показаны лишь некоторые аспекты безопас­
ности ядерных реакторов, связанные с работой систем контроля,
управления и защиты. Обсуждение требований к конструкции твэ­
лов, аварийной системе расхолаживания, средствам локализации
радиоактивности выходят за рамки данной книги.
§ 10.2. ТРЕБОВАНИЯ К СРЕДСТВАМ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ

Как отмечалось выше, при эксплуатации ядерного реактора не­
обходимо выполнить условие, состоящее в том, чтобы радиацион332

ное облучение населения и эксплуатационного персонала сохра­
нялось на низком уровне в рамках установленных пределов во
всех состояниях эксплуатации и в приемлемых пределах в аварий­
ных состояниях.
При разработке конструкции реактора и систем обеспечения
его работы необходимо учитывать влияние прямого и рассеянното
излучения, а также выбросы радиоактивных веществ.
Элементы реактора, в том числе и систем управления, ответ­
ственные за обеспечение безопасности, должны создаваться так,
чтобы можно было остановить реактор, затем поддерживать его
в подкритическом состоянии при наличии любых природных явле­
ний, ошибочных действий человека, отказов оборудования и оши­
бок оператора.
Среди многочисленных вопросов безопасности первостепенным
является ядерная безопасность. Вопросам ядерной безопасности
необходимо уделять внимание как при разработке конструкции
реактора, проектировании АЭС, так и при эксплуатации.
Ядерная безопасность определяется конструкцией и характери­
стиками активной зоны и средств контроля и управления.
Системы контроля должны давать точную информацию состоя­
ния активной зоны — значение параметров, от которых зависит
процесс деления и уровень плотности потока нейтронов как по
реактору в целом, так и энергораспределение по активной зоне.
Необходимо предусматривать автоматические системы, прекра­
щающие процесс деления при достижении предельных параметров-,
установленных проектом. Пультовая должна обеспечивать безопас­
ное управление при всех режимах эксплуатации реактора, разме­
щение в ней контрольно-измерительных приборов и средств пред­
ставления информации, которые должны давать эксплуатационно­
му персоналу правильную и полную картину состояния реактора
и всего оборудования станции. В случае отклонений эксплуатаци­
онных условий от нормальных необходимо предусматривать эффек­
тивную сигнализацию. Желательно предусматривать резервный
пульт с минимальным количеством контрольно-измерительных при­
боров и средств управления, позволяющих прекратить цепную ре­
акцию, поддерживать реактор в подкритическом состоянии, реги­
стрировать важнейшие параметры.
Уровни плотности нейтронного потока должны обеспечивать
надежную работу тепловыделяющих элементов при всех конфигу­
рациях энергораспределения, которые могут возникать как при
стационарной работе, так и в переходных режимах, включая со­
стояние после остановки, в процессе или после перегрузки топлива
или во время допускаемых при эксплуатации событий и аварийных
состояний. Должны быть исключены области активной зоны, в ко­
торых не контролируется энергораспределение. Для обеспечения
ядерной безопасности активную зону следует проектировать, исхо­
дя из максимально возможных благоприятных условий обеспече­
ния управления и аварийного прекращения цепной реакции.
В системе управления и защиты реактора должны предусмат333

риваться средства, которые прекращают цепную реакцию во всех
аварийных состояниях, и которые должны обеспечивать поддер­
жание реактора в подкритическом состоянии в ситуации с наи­
большей реактивностью активной зоны. Эффективность и быстро­
действие органов регулирования и A3 должны быть такими, чтобы
обеспечить безопасные пределы всех параметров станции.
Средства остановки должны обеспечить прекращение цепной
реакции при любых аварийных состояниях реактора, систем обес­
печения его нормальной работы, а также общестанционного обо­
рудования, в том числе и всех источников питания.
Средства остановки должны быть в состоянии предотвратить
неконтролируемый выход реактора в критическое состояние, в том
числе и при ремонтных работах с элементами активной зоны. Кон­
трольно-измерительные приборы и проверка систем должны гаран­
тировать рабочее состояние средств аварийной остановки в тече­
ние всего периода работы реактора и в стояночном режиме.
§ 10.3. ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПУСКАХ
И ПЕРЕГРУЗКАХ РЕАКТОРА

Физический пуск реактора. Физическим пуском реактора назы­
вают загрузку активной зоны ТВС, достижение критического со­
стояния реактора и выполнение необходимых экспериментов на
уровне мощности, при которой разогрев теплоносителя энергией
деления незначителен.
К началу физического пуска должны быть подготовлены реак­
тор, СУЗ, пусковой источник нейтронов, нештатная пусковая аппа­
ратура (временная СУЗ), если она необходима, от которой сигна­
лы A3 заведены в A3 реактора, устройства по транспортировке,
загрузке и выгрузке топлива, система дозиметрического контроля
и некоторые другие вспомогательные системы реактора.
После того как реактор без топлива собран, осуществляется
комплексная проверка штатной и временной СУЗ. Предваритель­
ная проверка СУЗ проводится от имитаторов тока ИК, оконча­
тельная проверка осуществляется внесением пускового источника
нейтронов в центр предполагаемой активной зоны. Пусковые кана­
лы контроля мощности должны уверенно регистрировать нейтроны
источника.
Процедура контроля загрузки топлива заключается в опреде­
лении зависимости плотности потока нейтронов от количества за­
груженных ТВС. Как было показано в § 1.9, изменение плотности
нейтронов в подкритическом реакторе можно представить как п—
=Sl/(l— &Эф). Отсюда видно, что экстраполяция к нулю кривой
\]п в зависимости от количества ТВС дает критическое состояние
реактора.
Обычно измерения ведутся по нескольким пусковым каналам
(импульсным и токовым). Величина критической загрузки берет­
ся по минимальному показанию. Разброс экстраполированных кри­
тических значений велик при глубокой подкритичности (&Эф ^ 0,9).
334

Это объясняется различием во взаимном расположении источни­
ка, топлива и детекторов. После догрузки новой порции горючего
количество ТВС, оцененное экстраполяцией, меняется.
На рис. 10.1,а показана экспериментальная зависимость зна­
чений \\п от числа загруженных ТВС. Видно, что разница экстра­
полированных величин, полученная для двух соседних состояний
загрузки, составляет около 20 ТВС. При подходе к критическому
состоянию оценка экстраполированной критической загрузки ста­
новится все более точной.
5

5

4 4
4 4 3

4

5
4

3

3

5

4

3 3

5

4

3

5 4
5 4

4

г
г

3
3 3
4

5

10

40
60
Число ТВС

4 4
3 4

г г

4
4

5I

4

5

4
4

5\
5

3 3
1 1 2 3
1 1 г 7
2 г 3 3
3 3

4

4

4 4

4

3 J

4 4

5

4

5 5

5

юо

а
Рис. 10.1. Загрузка реактора при физическом пуске:
а) зависимость обратного счета 1/я от числа ТВС: экспериментальная (/) и полученная
экстраполяцией (2); б) картограмма загрузки реактора (цифры указывают последователь­
ность загрузки ТВС)

Основным принципом обеспечения ядерной безопасности при
первой загрузке топлива является уменьшение порции вносимого
топлива по мере приближения к критическому состоянию.
Количество ТВС, загружаемых в активную зону между двумя
последовательными отсчетами для построения кривой 1/л, выби­
рается равным 1/4 разности между экстраполированным критиче­
ским и загруженным количеством ТВС. Загрузка реактора ведется
от центра к периферии по периметру в последовательности, ука­
занной на рис. 10.1,6.
Органы регулирования при загрузке должны быть расположены
таким образом, чтобы обеспечить надежное автоматическое и руч­
ное дистанционное заглушение реактора при любых технологиче­
ских операциях, а также в аварийной ситуации (например, случай­
ное падение ТВС в активную зону, слив или залив замедлителя и
теплоносителя и т. д.). По мере загрузки топлива периодически
проводятся измерения эффективности органов регулирования. Наи­
более простым методом оценки эффективности до выхода в крити­
ческое состояние является определение количества ТВС, эквива­
лентных по своей эффективности весу стержней регулирования.
335

Критическое состояние реактора устанавливается по увеличе­
нию плотности потока нейтронов после прекращения загрузки топ­
лива. При наличии источника нейтронов в точно критическом со­
стоянии, как нетрудно видеть из уравнения кинетики (1.19), плот­
ность потока нейтронов возрастает по линейному закону.
Минимальная критическая загрузка реактора используется для
проверки расчетных данных.
Дальнейшая загрузка реактора проводится с погруженными
в активную зону стержнями КС и PP. Контроль подкритичности
ведется по показаниям пусковых каналов и реактиметра. По мере
загрузки делается несколько выходов в критическое состояние
посредством извлечения стержней КС и РР в целях измерения
эффективности стержней СУЗ. Эффективность стержней СУЗ опре­
деляется одним из методов, описанных в гл. 4. Затем в активную
зону погружаются все стержни КС и РР, и загрузка топлива про­
должается.
Во время загрузки необходим контроль плотности потока ней­
тронов по нескольким каналам. При появлении любого признака
неконтролируемого увеличения плотности потока нейтронов за­
грузка топлива должна быть прекращена до выяснения причины
создавшейся ситуации.
После набора полномасштабной загрузки реактора необходимо
провести градуировку всех органов СУЗ и определить запас реак­
тивности системы. Оперативный запас реактивности обычно полу­
чают суммированием измеренных эффективностей стержней, по­
груженных в активную зону в критическом состоянии.
Важной процедурой с точки зрения безопасности реактора
является определение состояния с максимальной реактивностью
системы с погруженными стержнями регулирования. Для этого
измеряется влияние на реактивность слива теплоносителя, жидкого
замедлителя и т. д. Правилами ядерной безопасности установлено,
что минимальная подкритичность системы при извлеченных стерж­
нях A3 не должна быть меньше 1%.
При полномасштабной загрузке реактора необходимо проградуировать штатные приборы контроля мощности. С этой целью
измеряют абсолютную плотность потока тепловых нейтронов в не­
которых точках активной зоны и распределение плотности потока
нейтронов по объему активной зоны. Измерения могут быть вы­
полнены методом активации индикаторов или с помощью малога­
баритных камер деления. На основании этих измерений опреде­
ляется средняя плотность потока нейтронов, которая связана
с мощностью реактора соотношением (1.6). Ток ИК с чувствитель­
ностью jrj прямо пропорционален средней плотности потока ней­
тронов ф
/ = уц1г,
где г — коэффициент связи плотности потока в месте расположе­
ния ИК с ф, определяемый на основании измерений распределения
потока нейтронов по объему активной зоны.
336

Таким образом, мощность реактора Q=kl, где k — коэффи­
циент градуировки.
Уточнение градуировки приборов контроля мощности делается
с помощью измерений теплового баланса во время энергетическо­
го пуска реактора. Завершается физический пуск передачей управ­
ления штатной СУЗ после демонтажа детекторов и исполнитель­
ных органов временной СУЗ.
После анализа экспериментальных данных (распределений по­
тока нейтронов по объему активной зоны, эффектов реактивности,
градуировочных характеристик органов регулирования и др.) опре­
деляется последовательность извлечения органов СУЗ из активной
зоны при пуске реактора. При этом для большого реактора важно
обеспечить равномерность энергораспределения при выходе в кри­
тическое состояние.
Энергетический пуск ЯЭУ. Энергетический пуск ЯЭУ—вывод
реактора с уровня мощности, достигнутого при физическом пуске,
до уровня, достаточного для пуска турбины и выдачи электроэнер­
гии в энергосистему. Энергетический пуск включает в себя посте­
пенный подъем мощности, определение и уточнение параметров,
комплексное опробование систем и оборудования ЯЭУ, проведение
на каждом этапе необходимых экспериментов.
Энергетический пуск играет важную роль для дальнейшей без­
опасной эксплуатации реактора, так как именно на этом этапе
осуществляется основная проверка правильности проектных дан­
ных, а также испытание оборудования и систем реактора в усло­
виях, близких к условиям работы на номинальной мощности.
Энергетический пуск реактора с водным теплоносителем начи­
нается с неядерного разогрева реактора и первого контура. Одно­
временно измеряется температурный эффект реактивности. Реак­
тор выводится в критическое состояние на физический уровень
мощности (равный 0,001% номинального уровня), регистрируется
положение органов регулирования, а также температура активной
зоны. Затем реактор заглушается, включаются ГЦН первого кон­
тура и начинается разогрев реактора за счет циркуляции тепло­
носителя. Скорость разогрева ограничена заданной величиной ско­
рости изменения температуры элементов реактора. При повышении
температуры теплоносителя, топлива и замедлителя до 100—150°С
реактор выводится в критическое состояние на физический уровень
и определяется новое положение органов регулирования. Разность
положения органов регулирования перед разогревом и после разо­
грева определяет температурный эффект реактивности в указанном
диапазоне изменения температуры.
На следующем этапе мощность реактора увеличивается при­
мерно до 1 % номинального уровня и начинается ядерный разогрев
теплоносителя. Скорость разогрева остается ограниченной, так же,
как и при неядерном разогреве. Увеличение температуры теплоно­
сителя сопровождается увеличением давления. В процессе разогре­
ва мощность реактора поддерживается постоянной. При значении
мощности, равном ^Л% номинальной, включается автоматический
337

регулятор мощности. Проверяется качество автоматического регу­
лирования посредством отработки возмущений, вносимых переме­
щением стержней регулирования.
Затем мощность реактора увеличивается до ^ 5 % , причем ско­
рость подъема мощности ограничена заданным значением. Подъем
мощности сопровождается образованием пара в первом контуре
(для одноконтурных ЯЭУ) или во втором (для двухконтурных
ЯЭУ). При получении необходимого расхода пара мощность ста­
билизируется и проводится пуск турбогенераторов на холостом
ходу. В этом режиме также проверяется устойчивость работы АР.
Затем осуществляется синхронизация с энергосистемой и набор
электрической нагрузки. Набор нагрузки проводят ступенями с вы­
держкой времени на каждой ступени. По мере увеличения мощно­
сти реактора к турбогенераторам подключаются потребители соб­
ственных нужд ЯЭУ. *
Заключительным этапом энергетического пуска является выда­
ча электроэнергии внешним потребителям.
При выводе реактора на энергетические уровни мощности
основное внимание с точки зрения изучения его характеристик уде­
ляется следующим вопросам: измерению отравления реактора;
измерению динамических характеристик; контролю и регулирова­
нию энергораспределений в активной зоне реактора.
Отравление реактора определяется количеством извлеченных
стержней регулирования за время работы реактора на постоянном
уровне мощности в течение нескольких суток при постоянной тем­
пературе горючего, теплоносителя и замедлителя. При этом надо
учесть, что часть извлеченных стержней компенсирует выгорание
горючего. Темп выгорания определяется скоростью извлечения
стержней регулирования после того, как реактор достиг равновес­
ного отравления.
Измерения динамических характеристик реактора проводятся
самыми разнообразными методами, которые определяются типом
реактора, наличием штатного и специализированного оборудова­
ния, аппаратурой, имеющейся в распоряжении экспериментаторов.
Наиболее распространенными являются методы изучения переход­
ных процессов, создаваемых возмущением по тому или иному па­
раметру. Например, в реакторе с отрицательным мощностным
коэффициентом CXQ, работающем на уровне мощности Qo, введение
скачка реактивности 6р приводит к установлению нового уровня
мощности Q, откуда aQ=6pQ/(Q—Qo). Время установления нового
уровня мощности определяет постоянную времени мощностного
эффекта реактивности.
Вопросы контроля и регулирования энергораспределения под­
робно рассматривались в предыдущих главах. Здесь же отметим,
что на этапе энергетического пуска оператор приобретает практи­
ческие навыки регулирования, что особенно важно при использо­
вании в системе контроля инерционных детекторов энерговыделе­
ния. В этом случае информацию о новом значении энерговыделе­
ния в некоторой области оператор получает с запаздыванием отно338

сительно начала перемещения органа регулирования, поэтому по­
является вероятность перерегулирования и «раскачки» поля энер­
говыделения, при слишком большом перемещении органа регули­
рования.
Перегрузки реактора и процесс'повторных пусков. В энергети­
ческом ядерном реакторе перегрузка ТВС в активной зоне может
проводиться планомерно или в связи с непредвиденными обстоя­
тельствами. Возможна перегрузка на остановленном реакторе или
на работающем. Здесь мы рассмотрим перегрузку активной зоны
на остановленном реакторе, как наиболее неблагоприятную в отно­
шении контроля мощности.
Перегрузка обычно состоит в перемещении частично выгорев­
ших ТВС в новое положение (например, из периферии в централь­
ную область) и добавлении свежих ТВС. Возможно также извле­
чение регулирующих стержней и установка новых групп стержней.
Обычно перегрузка проводится, когда реактор находится в подкритическом состоянии. Тем не менее необходимы дополнительные
устройства для аварийного заглушения реактора на случай за­
грузки излишнего количества топлива.
Контроль потока нейтронов на остановленном реакторе с ТВС
в активной зоне должен осуществляться постоянно в течение всего
времени стоянки, в том числе при загрузке и перегрузке топлива.
Обязательному контролю также подлежит концентрация поглоти­
теля в теплоносителе для реакторов, в которых применяется жид­
костное регулирование.
Перегрузка топлива в остановленном реакторе должна прово­
диться при взведенных исполнительных органах A3. При этом подкритичность должна быть не менее 1% в состоянии реактора
с максимальным эффективным коэффициентом размножения.
В реакторах, где при перегрузке топлива осуществляется рас­
цепление исполнительных органов СУЗ, перегрузку проводят при
погруженных в активную зону исполнительных органах. Мини­
мальная подкритичность в процессе перегрузки должна состав­
лять не менее 2%.
Указанные меры направлены на обеспечение ядерной безопас­
ности в случае возможных ошибок обслуживающего персонала
или неисправностей механизма перегрузки.
В отличие от первой загрузки реактора условия контроля по­
тока нейтронов в активной зоне остановленного реактора сущест­
венно ухудшаются. Во-первых, уровень остаточного у-излучения
топлива и других конструкционных материалов и защиты может
достигать большого значения и, следовательно, детекторы нейтро­
нов имеют фоновые сигналы. Во-вторых, отсутствует возможность
приближения детекторов нейтронов к активной зоне.
Обычно стратегия перегрузки топлива разрабатывается на
основании результатов экспериментов, полученных на критических
сборках, данных расчетов с использованием опыта предыдущей
эксплуатации реактора. Тем не менее во всех случаях должно
соблюдаться правило: любую перегрузку надо считать неизвестной
339

в количественном отношении до тех пор, пока она не проверена
экспериментально.
Регламент проведения повторных пусков после перегрузок
определяется типом реакторов.
Пуск реактора разрешается при выполнении как минимум сле­
дующих условий:
исполнительные органы A3 находятся во взведенном состоянии;
все каналы контроля мощности и скорости изменения мощно­
сти включены и находятся в исправном состоянии;
A3 соответствует всем перечисленным выше требованиям;
в систему управления и защиты включены все исполнительные
органы СУЗ;
система сигнализации включена и находится в исправном со­
стоянии;
приведена в рабочее состояние система аварийного расхолажи­
вания активной зоны;
система аварийного электроснабжения находится в рабочем
состоянии.
Если на начальном этапе пуска реактора вследствие влияния
у-излучения штатные каналы СУЗ не контролируют поток ней­
тронов, то скорость ввода положительной реактивности выбирает­
ся, исходя из условия ограничения периода удвоения мощности
значением не менее 30 с до выхода на минимальный уровень мощ­
ности, достаточный для контроля с помощью штатной аппаратуры
СУЗ.
§ 10.4. ОСОБЕННОСТИ ПУСКОВ
РЕАКТОРОВ ВВЭР И РБМК

Пуск реактора ВВЭР *. Подкритическая активная зона соби­
рается из штатных рабочих кассет, штатных кассет АРК и бористых поглощающих вставок, устанавливаемых вместо рабочих кас­
сет для создания глубокой подкритичности при одновременном
подъеме всех кассет АРК.
После загрузки зоны корпус реактора уплотняется штатной
крышкой со всеми приводами СУЗ. Предварительно система
управления механизмами СУЗ проходит опробование и контроль­
ную проверку на штатной крышке на отдельном постаменте-шах­
те ревизии.
Дальнейшей операцией пуска является горячая обкатка обору­
дования первого контура. В процессе горячей обкатки опробывается работа всех ГЦН при различной температуре воды первого
контура (от 60 до 220°С). Одновременно проводится комплексная
наладка системы СУЗ. Глубокая подкритичность реактора позво­
ляет извлекать любое необходимое количество кассет АРК и про­
верять правильность срабатывания защиты от всех аварийных сиг­
налов.
* В качестве примера рассматривается пуск реактора II блока НВАЭС.
340

Штатная активная зона для дальнейшего физического и энер­
гетического пусков загружается без воды в реакторе, что обеспе­
чивает ядерную безопасность. Заполнение реактора водой проис­
ходит при полностью отлаженной системе контроля за плотностью
потока нейтронов и A3.
Физические параметры реактора и критичность предварительно
определялись на полномасштабной критической сборке. Поэтому
физический Ьуск реактора осуществляется по штатной схеме
с использованием штатных приборов контроля плотности потока
нейтронов (см. § 8.1) при добавлении двух импульсных каналов
контроля и одного токового канала с повышенной по сравнению
со штатными каналами чувствительностью. Ионизационные каме­
ры пусковой аппаратуры размещаются в штатных каналах бака
биологической защиты.
Практически первый физический пуск проводится в соответст­
вии с действующими эксплуатационными инструкциями с после­
дующим непосредственным переходом к энергетическому пуску.
При физическом пуске и работе оборудования на малой мощности
уточняются нейтронно-физические характеристики активной зоны,
проводятся дополнительные проверки СУЗ, контрольно-измери­
тельных приборов, автоматики и других систем.
Комплексное опробование систем и оборудования в целом про­
водится при тепловой мощности реактора, составляющей несколь­
ко десятков процентов. На этой мощности проверяется работа тур­
богенераторов на номинальных параметрах, исследуется энерго­
распределение в объеме активной зоны, мощностной эффект и
эффект отравления реактора, устойчивость работы блока в энерго­
системе.
Рассмотрим повторные пуски на примере реактора ВВЭР.
Исходным при пуске реактора принимается состояние, когда актив­
ная зона полностью загружена рабочими кассетами и поглотите­
лями, крышка установлена на корпус реактора и уплотнена, кассе­
ты АРК находятся в крайнем нижнем положении и сцеплены
с приводами, электрооборудование (двигатели и датчики положе­
ний кассет АРК, термометры системы температурного контроля)
подключено к источникам электропитания и приборам. Реактор и
циркуляционные петли первого контура заполнены водой с кон­
центрацией бора, обеспечивающей необходимую подкритичность
активной зоны после перегрузки.
Состояние активной зоны контролируется приборами пусковой
и штатной аппаратуры, измеряющими число импульсов в 1 с, зна­
чение тока и скорость нарастания потока нейтронов. Ионизацион­
ные камеры находятся на высоте около 1 м от нижнего торца
активной зоны.
Для снятия остаточного тепловыделения к реактору подключе­
ны две циркуляционные петли, работающие на естественной цир­
куляции по первому контуру и принудительной циркуляции по вто­
рому контуру с полностью заполненными вод(ой ПГ и их паропро­
водами. Система ввода в первый контур раствора борной кислоты
341

с концентрацией не меньшей, чем концентрация его в воде, запол­
няющей общую часть первого контура, находится в «горячем» ре­
зерве, т. е. при первой необходимости может быть оперативно
включена в работу.
При подготовке к пуску проверяются приборы пусковой и ава­
рийной защиты, работающие в комплекте с ИК. Проверка пока­
заний и аварийных уставок аппаратуры проводится рт специаль­
ных поверочных устройств посредством подключение их вместо
ИК к приборам A3 по мощности АЗМ и A3 по скорости нараста­
ния потока нейтронов АЗС. При этом проверяется срабатывание
предупредительной и аварийной сигнализации и защиты при до­
стижении значения уставок. По окончании проверки блоки АЗС и
АЗМ подключаются к своим ИК и на данных приборах выстав­
ляются минимальные уставки срабатывания ПС и A3.
Проверяется срабатывание блокировок и автоматический ввод
резерва на всех вспомогательных системах. После этого проводит­
ся комплексная проверка электрооборудования СУЗ, источников
питания, электронных схем A3 и оценивается работоспособность
приводов АРК; В эти работы входит контроль за автоматическим
вводом резерва при потере основного питания на ГЦН, приводах
АРК и показывающих приборах, проверка срабатывания A3 по
всем сигналам от технологических причин. Ключами ручного груп­
пового и индивидуального управления кассеты АРК поднимаются
на 20—75 см вверх и проверяется их движение самоходом вниз.
Подготавливается к работе АРМ.
Проводятся гидравлические испытания первого контура на ра­
бочее давление. Подъем давления в первом контуре до рабочих
значений проводится азотом, который подается в компенсаторы
объема. При отсутствии течей для разогрева воды включаются
ГЦН и пусковые электронагреватели компенсаторов объема. Ра­
зогрев ведется до 100°С со скоростью, не превышающей 20 град/ч.
При наличии большого остаточного тепловыделения разогрев во­
ды первого контура до 100°С возможен без включения ГЦН и
электронагревателей компенсаторов объема. При нагреве воды
первого контура до 100°С отключаются ГЦН и электронагревате­
ли. Давление снижается и включается подпиточный насос для
поднятия 5рабочего давления. При давлении первого контура
(4—6) • 10 Па включаются электронагреватели
компенсаторов
5
объема. При давлении (12—15) • 10 Па вновь включаются ГЦН и
продолжается разогрев первого контура. Параллельно с разогре­
вом первого контура и ростом давления пара в ПГ начинается
прогрев паропроводов и оборудования второго контура.
Расчетным путем определяется критическое положение пуско­
вой группы кассет АРК для имеющейся концентрации борной кис­
лоты и температуры воды первого контура. Суммарная эффектив­
ность группы кассет АРК для первой загрузки активной зоны ре­
актора второго блока НВАЭС составила около 20р. При определе­
нии положения кассет АРК, при котором достигается критическое
состояние, учитывается состояние активной зоны, степень отравле342

ния ксеноном-135, самарием-149, глубина выгорания горючего.
Кассеты АРК при выходе в критическое состояние извлекаются
группами. Разбивка кассет АРК на группы по последовательности
извлечения представлена на рис. 8.1. Во время извлечения регу­
лирующих брганов контролируется -поток нейтронов и скорость его
возрастания!"
Критическое состояние реактора определяется по увеличению
плотности потока нейтронов и стабильности периода возрастания
плотности потока нейтронов после прекращения подъема кассет
АРК. Устанавливается период разгона 60—70 с и мощность посте­
пенно увеличивается до появления показаний рабочих ИК, после
чего пусковые камеры поднимаются вверх из активной зоны.
Мощность реактора постепенно увеличивается до уровня, при
котором обеспечивается разогрев воды первого контура с необхо­
димой скоростью (20 град/ч). В процессе разогрева мощность под­
держивается на постоянном уровне. Отрицательный температур­
ный эффект компенсируется извлечением очередной группы регу­
лирующих кассет.
При достижении температуры первого контура 210—215°С на­
чинается прогревание паропроводов и турбогенераторов. Парал­
лельно проводятся операции по достижению номинальной темпе­
ратуры воды в компенсаторах объема (313°С). Мощность реактора
увеличивается до 5% номинальной, и проводится пуск турбогене­
раторов на холостом ходу.
Перед набором нагрузки включаются основные питательные
насосы с переводом аварийных насосов в резерв, подключаются
регуляторы уровня ПГ и АРМ реакторной установки.
При работе реактора на малой мощности проверяется сцепле­
ние кассет АРК с приводами. В этом случае 2АРМ переводится
в режим регулирования плотности потока нейтронов и контроли­
руется положение всех кассет АРК. Выбранная кассета АРК пе­
ремещается вверх — вниз не более чем на 20 см до заметного изме­
нения плотности потока нейтронов, регистрируемого по отработке
АРМ. По окончании проверки сцепления кассет АРК с приводами
реактор готов к набору электрической нагрузки.
Синхронизация с системой и набор электрической нагрузки
проводятся поочередно на каж­
дом турбогенераторе. Набор на­
грузки осуществляется ступеня­
ми по 5, 10, 25 МВт с выдержкой
времени на каждой ступени 15,
30, 60 мин соответственно. Такие
временные выдержки необходи­
\о\
мы для нормального прогрева
турбин.

Го

п

о

Рис. 10.2. Ячейка периодичности ре­
актора РБМК-Ю00:

п

•'

\п\з

/ — ТВС; 2—ячейка со стержнем СУЗ;
3—. ячейка с ДП

343

Учитывая нестационарные процессы, происходящие в активной
зоне во время подъема мощности (температурный и мощностной
эффекты, отравление и др.), в целях выравнивания энергораспре­
деления устанавливают ступенчатый подъем мощности.
Скорость подъема мощности не должна превышать 1,5% /мин,
что соответствует увеличению мощности на турбогенераторах,
равной 5 МВт/мин. При кратковременных остановках подъем
мощности осуществляется без ступеней со скоростью около
5 МВт/мин. В процессе набора нагрузки подъем мощности реак­
тора происходит с поддержанием постоянного давления
пара во
!
втором контуре.
На номинальном режиме запас реактивности компенсируется
раствором борной кислоты в первом контуре, кассетами АРК
XII группы и включенным в работу АРМ. При каком-либо отклю­
чении АРМ имеется возможность поддерживать требуемую мощ­
ность вручную дистанционным перемещением кассет АРК.
Одной из ответственных технологических операций, проводимых
на реакторе ВВЭР, является замена выгоревшего горючего после
отработки реактором очередной кампании. Порядок перегрузки
кассет определяется заранее расчетным путем. В процессе пере­
грузки особое внимание уделяется обеспечению ядерной безопас­
ности и полному исключению возможности образования некон­
тролируемой цепной реакции.
Ядерная безопасность гарантируется строгой последователь­
ностью проведения операций по выгрузке и загрузке. Для этой же
цели в реактор подается раствор борной кислоты высокой концен­
трации, заведомо исключающей возможность разгона реактора.
Пуск реактора РБМК*. Физический пуск реактора РБМК осу­
ществляется в следующем порядке. Определяется минимальная
критическая масса из топливных кассет, размещенных в штатной
решетке реактора. Затем система загружается топливными кассе­
тами и стержнями дополнительных поглотителей (ДП) до критиче­
ских размеров при извлеченных стержнях СУЗ (размещение топ­
ливных кассет, стержней ДП и стержней СУЗ в ячейке периодич­
ности реактора показано на рис. 10.2). После этого загрузка реак­
тора доводится до полномасштабной и определяется эффектив­
ность стержней СУЗ, эффективность заполнения водой контура
многократной принудительной циркуляции (МПЦ) и контура
охлаждения стержней СУЗ, измеряется объемное энергораспреде­
ление.
Для контроля за состоянием активной зоны в целях обеспече­
ния ядерной безопасности при загрузке реактора наряду со штатной
СУЗ, описанной в § 8.2, используется временная пусковая СУЗ
с высокочувствительными приборами и датчиками, способными
контролировать плотность
потока нейтронов в системе, начиная
2
с 10—100 нейтр/(см -с). Система имеет дополнительно 10 погло­
щающих стержней. Стержни и датчики временной СУЗ устанавли* В качестве примера рассматривается пуск реактора I блока ЛАЭС.
344

вают в технологических каналах *. Для контроля за подкритичностью и для измерения эффектов реактивности используется ана­
логовый реактиметр.
На основании измерений абсолютной плотности потока тепло­
вых нейтронов активационным методом и относительных измере­
ний энергораспределения с помощью малогабаритных камер деле­
ния, устанавливаемых в центральные трубки ТВС, определяется
абсолютная мощность реактора, по которой осуществляется первая,
градуировка штатных приборов контроля мощности реактора.
Энергетический пуск начинается с неядерного разогрева реак­
тора и контура МПЦ от ГЦН. Барабаны-сепараторы наполовину
заполнены водой, в контуре МПЦ атмосферное давление. Разогрев,
воды в реакторе осуществлялся со скоростью 10°С/ч. После дости­
жения 100°С начинается кипение. Дальнейший рост температуры
сопровождается увеличением давления. При повышении темпера­
туры теплоносителя до 150°С давление в контуре МПЦ=5-10 5 Па.
В этом диапазоне температуры измеряется полный температурный
эффект реактивности, обусловленный разогревом5 теплоносителя,,
горючего и графита, который составляет —4-10~ °С-1.
На следующем этапе энергетического пуска основная задача
заключается в поочередной продувке паропроводов и проверкеработы оборудования. Мощность реактора увеличивается до ^ 1 %
номинального уровня. За счет ядерного разогрева температура
теплоносителя
возрастает до 190°С при давлении в контуре МПЦ,
12-105 Па. Для получения необходимого расхода пара (^300 т/ч)
реактор выводят на уровень, равный 6% номинальной мощности,
и при постоянном давлении с использованием временных задвижек:
проводится поочередная продувка паропроводов. В дальнейшем
реактор выводится на мощность ^150 МВт(э). После работы на
этом уровне в течение 72 ч мощность доводится до 200
МВт(э).
5
При этом давление в контуре МПЦ составляет 60-Ю Па, сред­
нее паросодержание — 4%, температура
в сепараторах — 274°С,.
3
расход теплоносителя — 54 000 м /ч. Затем мощность станции по­
степенно увеличивается.
В ходе энергетического пуска контроль и управление энерго­
распределением осуществляется на основании показаний датчиков
системы СКЭ, описанной в § 3.5, и физических расчетов. Управле­
ние по показаниям СКЭ в сочетании с определенным порядком
извлечения стержней СУЗ позволяет получить необходимые коэф­
фициенты неравномерности энергораспределения.
§ 10.5. АВАРИЙНЫЕ РЕЖИМЫ

Наряду с нормальными эксплуатационными режимами работы
ЯЭУ возможны режимы, при которых какой-либо параметр, харак­
теризующий состояние реактора или оборудования ЯЭУ, выходит
за пределы допустимых значений.
* В исходном положении они устанавливаются в зоне загрузки, а в даль­
нейшем перемещаются в периферийную область активной зоны.
23—806
34S

Аварийные ситуации рассматриваются при проектировании
ЯЭУ, и для быстропротекающих переходных режимов предусмо­
трены автоматические защиты и блокировки. Помимо этого собст­
венно реактор проектируется таким образом, чтобы в максималь­
ной степени использовались внутренние механизмы обеспечения
безопасности эксплуатации реактора.
При эксплуатации реактора задачами оперативного персонала
при отклонении от номинального режима работы реакторной уста­
новки являются локализация аварии, недопущение повреждения
оборудования, при необходимости своевременная остановка реак­
тора, и, главное, обеспечение бесперебойного отбора тепла от
.активной зоны реактора. При недопустимом отклонении параме­
тров реакторной установки от номинальных автоматически сраба­
тывает A3 реактора. Причины, приводящие к срабатыванию A3,
указаны в § 7.4.
Рассмотрим некоторые виды аварийных режимов.
Пусковая авария. Пусковая авария возникает при такой ситуа­
ции, когда реактивность возрастает с некоторой недопустимой
скоростью.
Вероятной ситуацией, при которой происходит освобождение
положительной реактивности, является вывод реактора, отравлен­
ного ксеноном, на энергетический уровень мощности. В § 1.10 было
показано, что отравление ксеноном при остановке реактора может
достигать нескольких десятков процентов. Если сильно отравлен­
ный реактор удалось вывести на уровень мощности, где плотность
потока нейтронов в активной зоне составляет ф>10 13 нейтр./(см 2 Х
Хс), то происходит интенсивное выгорание ксенона и освобож­
дается положительная реактивность.
В первые минуты после подъема мощности положительная ре­
активность, получаемая в результате выгорания ксенона, примерно
равна брхефстхе^, где брхе — реактивность, обусловленная отравле­
нием ксеноном к моменту подъема мощности (/=0). При 6рхе=
.=10%, ф=5-10 13 нейтр./(см2»с) через 10 мин после выхода на
мощность за счет выгорания ксенона освобождается положитель­
ная реактивность, примерно равная 1%.
При неравномерном распределении потока нейтронов равновес­
ное отравление ксеноном по объему активной зоны также нерав­
номерно. Равновесная концентрация ксенона больше в области
с максимальным потоком нейтронов. При остановке реактора
в этой области образуется больше ксенона, чем в других областях
реактора.
Поэтому при выводе реактора на мощность происходит нерав­
номерное выгорание ксенона по объему активной зоны, приводя­
щее к перекосам энергораспределения. Может создаться ситуация,
при которой в области реактора с максимальной концентрацией
ксенона для компенсации реактивности, освобождающейся при
выгорании ксенона, эффективность стержней регулирования будет
недостаточна. При отсутствии внутренних стабилизирующих
346

эффектов реактивности в данной области может произойти быст­
рое неуправляемое увеличение мощности.
Для предотвращения пусковой аварии используется система
A3, в том числе и локальной A3, а также механизм действия отри­
цательного температурного эффекта реактивности. Можно пока­
зать, что при заданном значении'отрицательного температурного
коэффициента реактивности существует некоторая скорость введе­
ния положительной реактивности, при которой не происходит пу­
сковая авария реактора в результате действия только одного тем­
пературного коэффициента реактивности.
Реактивность в момент времени t определяется соотношением
8р(0 = а * - т Я ( 0 = я * - т JQ(*)#,
(10.1),
где у — коэффициент обратной связи по энергии; E(t)—полное
количество энергии, выделившееся к моменту времени t\ а — ско­
рость введения внешней реактивности.
Максимальная мощность может быть оценена в предположении
мгновенного скачка реактивности до величины р, превышающей
реактивность, соответствующую критичности на мгновенных ней­
тронах, на величину р'=р—р. В этом случае возможно аналити­
ческое решение уравнений кинетики, и если перед скачком реак­
тивности мощность мала, то
QMaKc=(p')2/2/Y,
(10.2)
где у — коэффициент обратной связи по энергии, освобождаемой
в реакторе при разогреве. Так как рост температуры, грубо гово­
ря, связан с общим количеством выделяющейся энергии, то коэф­
фициент у прямо пропорционален температурному коэффициенту
реактивности.
Приведенное соотношение (10.2) можно применить при опре­
деленных условиях в случае роста реактивности с постоянной
скоростью. Если система является надкритической на мгновенных
нейтронах, то ее поведение, прежде чем станет заметной обратная
связь по реактивности, подобно поведению при скачкообразном
изменении реактивности.
Простая модель [соотношение (10.1)] предполагает, что в те­
чение всплеска мощности не происходит потери энергии. Если при­
нять, что скорость потери энергии равна R, то для функции бр(/)
имеем выражение
t

8р (t) = at - у j Q (/') exp [-R (t - t')\ dtf.
(10.3)
о
На рис. 10.3 приведены результаты численных решений урав­
нений кинетики реактора для случая изменения реактивности в со­
ответствии с формулой (10.3) при различных
а и R. Расчеты
про­
-5
3
6
водились для реактора с /=2,5-Ю с, Y = 2 , 5 5 - 1 0 см /Дж. Вид­
но, что для R=0 система быстро выходит на равновесный уровень
мощности. Состояние мгновенной надкритичности достигается толь­
ко при скорости изменения реактивности, равной Юр/с.
23*

347

Следует отметить, что при аварийном введении положительной
реактивности с постоянной скоростью в реактор, работающий на
высоком уровне мощности (например, в случае самопроизвольного
извлечения стержней АР), относительное изменение мощности
меньше, чем при пусковой аварии, так как компенсирующее влия­
ние температурной обратной связи начинает сказываться сразу же
после появления положительной реактивности и начала изменения
уровня мощности.

frfi

ЯРис. 10.3. Расчетные переходные характеристики для различных скоростей ли­
нейного ввода положительной реактивности и различных постоянных потерь теп­
ла в системах с 235U

В качестве примера рассмотрим результаты расчета аварийного
режима, вызванного выбросом органа управления из активной
зоны реактора типа ВВЭР при разрыве корпуса привода в резуль­
тате действия перепада давления. Эта авария представляется ма­
ловероятной. Тем не менее она должна быть рассмотрена как по348

тенциально возможная авария, обусловленная изменением реак­
тивности.
Для оценки изменения во времени средних параметров актив­
ной зоны численно интегрировалась система уравнений, включаю­
щая в себя уравнения кинетики реактора, уравнения теплопере­
дачи, уравнения для составляющих реактивности.
Суммарная реактивность есть
8

Р = SPo.y — 6Р A3 + 6Рт + 6Рв»
где Sp0.y •—эффективность органа управления (8р0.у = 0,005); 8рАЗ —
эффективность аварийной защиты (SpA3 = 0,10); 8рт—эффект реак­
тивности, обусловленный изменением температуры топлива; 6р„ —
эффект реактивности, обусловленный изменением температуры
воды.
В расчетах время выброса органа регулирования принималось
равным 0,2 с, а время запаздывания срабатывания A3 — рав­
ным 2 с.
Результаты расчета средних по активной зоне параметров
использовались для оценки теплового режима в наиболее напря­
женном канале.

0

0,1

0,2 0,3

О,1* 0,5 0,6 t,c

Рис. 10.4. Изменение во времени относительной плотности нейтронов при выбро­
се органа регулирования в реакторе ВВЭР
Рис. 10.5. Допустимые изменения температурного коэффициента реактивности
<хт для предотвращения пусковой и «холодной» аварий:
/ — область запрета пусковой аварии; 2 — область запрета «холодной» аварии; 3 — область
запрета аварий обоих типов

В реакторах типа ВВЭР время передачи тепла от топливных
элементов к теплоносителю % велико (около 5 с) по сравнению
с временем выброса органа управления. Поэтому за время увели­
чения плотности потока нейтронов (десятые доли секунды) тем­
пература топливных элементов резко возрастает, компенсация ре­
активности за это время происходит в основном за счет эффекта
Доплера.
Вклад обратной связи по реактивности за счет разогрева теп­
лоносителя топливными элементами может существенно проявить­
ся лишь за время порядка т. Вклад в гашение всплеска плотностей
349

потока нейтронов
от мгновенного нагрева теплоносителя нейтро­
квантам
нами и 7и может быть заметным (десятки процентовэффекта Доплера).
Изменение во времени относительной плотности потока нейтро­
нов показано на рис. 10.4. Максимальная температура топлива до­
стигает 800—1000°С. Таким образом, расчеты показывают, чта
в рассматриваемом процессе возможны в худшем случае лишь ло­
кальные повреждения в активной зоне.
Таким образом, при пусковой аварии и при любом неуправляе­
мом введении положительной реактивности большой отрицатель­
ный температурный эффект является стабилизирующим факто­
ром.
Однако в некоторых аварийных режимах наличие большого»
отрицательного температурного коэффициента реактивности усу­
губляет опасность.
«Холодная» авария. Быстрое снижение температуры теплоноси­
теля на входе в реактор может вызвать возрастание реактивности
из-за отрицательного температурного эффекта. Временной ход
мощности при понижении средней температуры теплоносителя по­
средством введения «холодного» теплоносителя с постоянной ско­
ростью аналогичен случаю линейного введения положительной ре­
активности.
Таблица
Коэффициенты реактивности реактора ВВЭР
Коэффициенты реактивности
Температура
воды активной по температуре по температуре
по плотности
воды по мощности 4
двуокиси
ура­
реактора, 10~ ,
воды, 10"4,
зоны, °С
(г/см3)"1
4
на, 10" , (°C)-i
(MBT)-I
(•С)"»

20
200

—0,33
—0,25

-(1-2)
-(3-4)

0,18—0,25

-ПБ

по содержанию»
бора в воде
гВ/кг НаО

—0,164
—0,138

Исходя из проведенного выше анализа пусковых аварий, мож­
но указать оптимальную область температурного коэффициента
реактивности с точки зрения пусковой и холодной аварий. На
рис. 10.5 качественно показаны области допустимой скорости вве­
дения положительной реактивности и допустимого понижения тем­
пературы теплоносителя.
Следует отметить, что холодная авария представляет наиболь­
шую опасность для реакторов, в которых теплоноситель является
одновременно и замедлителем, а температурный эффект обуслов­
лен, в основном, температурным эффектом теплоносителя.
В таблице приведены коэффициенты реактивности реактора
ВВЭР. Видно, что температурный коэффициент по топливу состав­
ляет менее 10% температурного коэффициента по теплоносителю,
но эффект по топливу может быть больше в зависимости от кон­
струкции твэла.
350

В реакторах с твердым замедлителем температурный эффект
теплоносителя обычно не дает существенного вклада в суммарный
температурный эффект реактора.
Весьма существенно влияние температуры теплоносителя на
реактивность в реакторе на быстрых нейтронах. Так, при умень­
шении температуры натрия на входе в реактор на быстрых нейтро­
нах на 150°С со скоростью 6°С/с мощность реактора может пре­
высить номинальную примерно в 2 раза.
Прекращение принудительной циркуляции в первом контуре
является одной из самых тяжелых аварий и обязательно вызывает
срабатывание A3. Для того чтобы оценить последствия такой ава­
рии, следует сопоставить графики переходных процессов спада
относительных значений расхода теплоносителя и мощности реак­
тора. Инерционность этих процессов определяется следующими
факторами:
спад расхода теплоносителя, например, при аварийной останов­
ке ГЦН, не может произойти мгновенно вследствие инерции рото­
ров ГЦН и его двигателя, а также инерции потока теплоноси­
теля;
в результате остановки ГЦН установится новое значение расхо­
да, определяемое естественной циркуляцией теплоносителя в пер­
вом контуре;
спад мощности в активной зоне реактора задерживается вслед­
ствие времени запаздывания срабатывания исполнительного меха­
низма A3, а после его срабатывания — наличия в активной зоне
медленно распадающихся ядер — источников запаздывающих ней­
тронов;
Y-излучение осколков деления не дает в течение длительного
времени мощности реактора упасть ниже, чем до нескольких
процентов по отношению к уровню, на котором он работал до
аварии.
Нейтронная мощность реактора после остановки путем введе­
ния отрицательной реактивности р может быть определена соотно­
шением (1.49). К исходу третьей минуты при р%2% нейтронной
мощностью можно пренебречь, а мощность, обусловленная р- и
7-излучением продуктов деления, изменяется в соответствии с. (1.7)
и (1.8). Одновременно на процесс спада мощности реактора оказы­
вает влияние выделения аккумулированного в конструкциях реак­
тора тепла. Кривые изменения остаточных мощностей в реакторе
с учетом выделения этого тепла в зависимости от времени после
срабатывания A3 показаны на рис. 10.6.
Критерием того, что A3 удовлетворяет условиям, диктуемым
рассматриваемым аварийным режимом, является такое уменьше­
ние относительной мощности реактора, при котором она оказыва­
ется в течение всего переходного режима ниже относительного рас­
хода теплоносителя (рис. 10.7).
Из рис. 10.7 видно, что вследствие запаздывания срабатывания
A3 в этом режиме имеет место кратковременное превышение отно351

сительной мощности г\ над относительным расходом теплоносите­
ля q. Это превышение определяет повышение температуры поверх­
ностей оболочек твэлов и температуры теплоносителя.

#,мин
Рис. 10.6. Изменение остаточной мощности в реакторах разных типов после сра­
батывания A3:
1 — канальный водографитовый реактор; 2 — водо-водяной реактор; 3 —реактор на быстрых
нейтронах

Рис. 10.7. Графики переходных процессов при аварийном прекращении принуди­
тельной циркуляции:
/ — относительное изменение расхода
при срабатывании A3 On—Q/Qo)

(?=G/G 0 );

2 — относительное

изменение

мощности

Если принять, что закон спада относительного расхода тепло­
носителя упрощенно может быть представлен следующим урав­
нением:
<7=1/(1+V).
(Ю.4)
где &ц — коэффициент, зависящий от конструкционных параметров
первого контура, инерционных
свойств потока теплоносителя и
бых*
маховых масс ГЦН с двигателем,
'С ~V*y^N
то можно рассчитать изменение
температуры теплоносителя в
2
р=-2-10~ \
40
этом аварийном режиме.
На рис. 10.8 приведены ре­
2
Y \ р=-3-10~ \
зультаты такого расчета. Из ри­
20 " Лц=0,5
сунка видно, что решающее влия­
ние на превышение температуры
• 0
Д^вых оказывает параметр k4r
20V/ 30
\^с
10
характеризующий скорость спа­
да q.
-20
-40

352

Рис. 10.8. Расчетные графики изме­
нения температуры теплоносителя на
выходе из активной зоны при оста­
новке ГЦН (р — эффективность A3)

Можно также видеть, что увеличение эффективности органов
A3 (р) не оказывает существенного влияния на величину ДГВых и
длительность ее действия.
Основной опасностью данной аварийной ситуации является та­
кое повышение температуры ДГВы*, при котором возникает объем­
ное кипение теплоносителя. Наиболее опасная аварийная ситуа­
ция возникает при обесточении системы собственных нужд ЯЭУ и
потери связи с энергосистемой. Как правило, подобные аварии
могут возникать в результате коротких замыканий в энергосистеме
или электроустройствах ЯЭУ. Если в результате неполадок в элек­
тропитании уменьшается мощность работающих ГЦН, то срабаты­
вает A3 реактора. Одним из способов обеспечения охлаждения
активной зоны после остановки реактора является работа ГЦН за
счет механического выбега турбогенераторов и дополнительных ма­
ховых масс, устанавливаемых на валу ГЦН.
Аварийные режимы, связанные с появлением больших течей
в первом контуре. Небольшая течь в первом контуре не вызывает
резкого понижения давления и, следовательно, срабатывания A3
и не представляет опасности для реактора. Несмотря на это, обыч­
но принимаются все меры по выявлению места и размера течи,
а также по ее устранению.
Большие течи в первом контуре реактора ведут не только к ра­
диоактивному загрязнению помещений, но и связаны с возмож­
ностью значительного ухудшения условий теплосъема с активной
зоны со всеми вытекающими из этого нежелательными последст­
виями.
Рассмотрим меры по обеспечению ядерной и радиационной бе­
зопасности при появлении больших течений в первом контуре на
примере реактора ВВЭР.
Появление течей в первом контуре фиксируется по увеличению
расхода подпиточной воды, снижению давления теплоносителя пер­
вого контура, повышению уровня радиоактивности в помещениях,
где появилась течь, а также по срабатыванию сигнализации при
появлении воды в помещениях. В случае появления течи и сниже­
ния давления в первом контуре автоматически включается резерв­
ный подпиточный насос. Если течь находится в отключаемой части
первого контура, то аварийная петля отключается, расхолаживает­
ся и выводится в ремонт. При обнаружении течи в неотключаемой
части первого контура необходимо АЭС остановить.
С целью предотвратить загрязнение АЭС и территории все по­
мещения, в которых расположено оборудование и проходят трубо­
проводы первого контура, выполнены герметичными, а конструк­
ции этих помещений рассчитаны на давление, которое может уста­
новиться в них при испарении вытекающего теплоносителя пер­
вого контура.
Ликвидация аварийных ситуаций в реакторной установке с ре­
актором ВВЭР имеет отличительную особенность, заключающуюся
в том, что в реактор при наличии течи подается раствор борной
кислоты.
353

Необходимость заглушения реактора борной кислотой возни­
кает из-за возможности следующих ситуаций: плотная система
кассет СУЗ не обеспечивает подкритичности холодного разотравленного реактора; штатная система кассет СУЗ обеспечивает подкритичность реактора, но при заглушении реактора произошло зае­
дание одной или нескольких кассет СУЗ в верхнем или промежу­
точном состояниях. При этом часть активной зоны образует «ло­
кальный» ядерный реактор.
Аварийная борная система состоит из двух независимых групп
насосов аварийной подпитки первого контура. Одна из групп на­
сосов аварийной подпитки подает раствор борной кислоты из бака
аварийного запаса в первый контур через крышку реактора, дру­
гая— в главные циркуляционные трубопроводы первого контура.

СПИСОК РЕКОМЕНДУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
1. Галанин А. Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М., Атомиздат, 1960.
2. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. Пер. с англ. Под ред.
B. Н. Артамкина. М., Атомиздат, 1974.
3. Глесстон С, Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. Пер. с англ. М.,
Изд-во иностр. лит., 1954.
4. Правила ядерной безопасности атомных электростанций. ПБЯ-04-74. М.,
Атомиздат, 1976.
5. Харрер Дж. М. Техника регулирования ядерных реакторов. Пер. с англ. Под
ред. И. Я. Емельянова. М., Атомиздат, 1967.
6. Шульц М. Регулирование энергетических ядерных реакторов. Пер. с англ.
Под ред. Д. И. Воскобойникова. М., Изд-во иностр. лит., 1957.
7. Кипин Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. Пер. с англ.
Под ред. В. А. Кузнецова. М., Атомиздат, 1967.
8. Хитчкок А. Устойчивость ядерных реакторов. Пер. с англ. М., Госатомиздат,
1963.
9. Дементьев Б. А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М., Атом­
издат, 1973.
10. Боланд Дж. Приборы контроля ядерных реакторов (внутризонные). Пер.
с англ. М., Атомиздат, 1973.
11. Дмитриев А. Б., Малышев Е. К. Нейтронные ионизационные камеры для
реакторной техники. М., Атомиздат, 1975.
12. Калашникова В. И., Козодаев М. С. Детекторы элементарных частиц. М.,
Наука, 1966.
13. Материалы для ядерных реакторов. Сб. статей под ред. Ю. К. Сокурского.
М., Атомиздат, 1963.
14. Буль Б. К. Основы теории и расчета магнитных систем и цепей. М., Энер­
гия, 1974.
15. Карпов Р. Н., Масленок Б. А., Цыганко О. Л. Приводы регулирующих орга­
нов судовых энергетических реакторов. Л., Судостроение, 1965.
16. Бамдас А. М. и др. Исполнительные электродвигатели и элементы автома­
тики сервоприводов ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1971.
17. Масленок Б. А. Испытания приводов управления ядерными реакторами. Л.,
Судостроение, 1967.
18. Джиллеспи А. Б. Сигнал, шум и разрешающая способность усилителей. Пер.
с англ. М., Атомиздат, 1964.
19. Вальков В. М., Вершин В. Е. Автоматизированные системы управления тех­
нологическими процессами. Л., Машиностроение, 1973.
20. Емельянов И. Я., Гаврилов П. А., Селиверстов Б. Н. Управление и безопас­
ность энергетических реакторов. М., Атомиздат, 1975.
21. Физика промежуточных реакторов. Сб. статей. Пер. с англ. Под ред.
И. А. Стенбока. М., Госатомиздат, 1961.
22. Емельянов И. Я. Некоторые вопросы управления мощными реакторами атом­
ных электростанций. — Изв. АН СССР. Энергетика и транспорт. 1974, № 3,
C. У'7—1UO.

23. Управление ядерными энергетическими установками. — Труды МИФИ, 1970,
вып. 4.
355

24. Исследование процессов в энергетических установках. — Труды МВТУ, 1971,
вып. 144.
25. Рязанов Ю. А. Проектирование систем автоматического регулирования. М.г
Машиностроение, 1968.
26. Автоматизация атомных электростанций. — Труды ВНИЭМ, 1975, т. 42.
27. Митенков Ф. М., Моторов Б. И. Нестандартные режимы судовых ядерных
паропроизводящих установок. Л., Судостроение, 1970.
28. Емельянов И. Я., Воскобойников В. В., Масленок Б. А. Основы проектиро­
вания механизмов управления ядерных реакторов. М. Атомиздат, 1978.
29. Маргулова Т. X. Атомные электрические станции. М., Высшая школа, 197&.
30. Овчинников Ф. Я. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергети­
ческих ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1979.
31. Петросьянц А. М. Современные проблемы атомной науки и техники в СССР.
4-е изд. М., Атомиздат, 1979.
32. Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. М., Атом­
издат, 1977.
33. Владимиров В. И. Практические задачи но эксплуатации ядерных реакто­
ров. М., Атомиздат, 1976.
34. Рудик А. П. Ксеноновые переходные процессы в ядерных реакторах. М.г
Атомиздат, 1974.
35. Клемин А. И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядер­
ных реакторов. М., Атомиздат, 1973.
36. Матвеев В. В., Хазанов Б. И. Приборы для измерения ионизирующих излу­
чений. М., Атомиздат, 1972.
37. Динамика и управление ядерным ракетным двигателем. Под ред. акад.
Б. Н. Петрова. М., Атомиздат, 1974.
38. Шальман М. П., Плютинский В. И. Контроль и управление на атомных
электростанциях. М., Энергия, 1979.
39. Управляющие вычислительные машины в АСУ технологическими процессами.
Под ред. Т. Харрисона. Пер. с англ. Т. 1. М., Мир, 1975.
40. Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический реак­
тор РБМК. М., Атомиздат, 1980.

АЛФАВИТНО-ПРЕДМЕТНЫЙ УКАЗАТЕЛЬ
Аварийная защита (A3) реактора 259
— остановка реактора 239
Аварийные ситуации на АЭС:
максимальная проектная авария
253
пусковая авария 346
с потерей теплоносителя 261, 332
«холодная» авария 350
Автоматическая система контроля и
управления (АСКУ) реактором:
«адаптивная» на тяжеловодном
реакторе 318
действующих реакторов 319
классификация 301
«СКАЛА» на РБМК-Ю00 319
Автоматический регулятор 92
анализ 254
для ВВЭР 271
РБМК-ЮОО 275
локальный для РБМК-ЮОО
256, 280
мощности пропорциональный,
релейный 93
надежность 264
реактора (АР) 92.
структура 248
Безопасность эксплуатации реактора
510
Бор и его соединения 161
Борсодержащие материалы 163
Внутризонная камера деления КТВ
122
Внутризонные детекторы 120
Время жизни нейтронов 24
Выгорание топлива 49
Выгорающий поглотитель 152
Гадолиний 166
Гафний 164
Геркон 201
Гидропривод, см. Исполнительные
механизмы
Градуировка приборов СУЗ реак­
тора:
на мощности 337

при физическом пуске 335
Деление ядер 18
Детекторы нейтронов (см. также
Ионизационные камеры):
активационные 121
камеры деления (КД, МКД)
107, 122
пропорциональные
счетчики:
(ПС) 112
термонейтронные датчики (ТНД)
116
электронно-эмиссионные
(ЭДИ
или ДПЗ) 124
Диапазоны контроля мощности реак­
тора 117
Динамические характеристики ядер­
но-энергетической установки (ЯЭУ)
59, 338
Задатчик мощности реактора (ЗМ)
250
Замедлитель нейтронов 14
Запаздывающие нейтроны 27, 28
Измерительные каналы СУЗ 239, 279,
292
импульсные 241
пусковые 240
токовые 242, 293
флуктуационные 113, 292
Индий 165
Интерференция стержней регулиро­
вания 156
Йодная яма, см. Отравление реакто­
ра 45
Ионизационная камера 107
деления (КНТ) 132
импульсная 109
нейтронная с компенсацией
Y-фона, КНК 109
токовая 108
чувствительность 113
Исполнительные механизмы
СУЗ,
см. также СЧЗ 182
конструкция для АР, A3 187,
190
357

Исполнительные механизмы, принцип
действия 183
с шаговым двигателем (ШД)
191, 224
требования 184
Кадмий 165
"Кинетика реактора 31
подкритического 39
с распределенными параметра­
ми 50
точечного 30, 31
Кипящий реактор BWR 5
Концевые выключатели (KB) 201,
202, 203
Коэффициент размножения нейтронов
23
в бесконечной среде &«> 25
избыточный 6k 26
эффективный &Эф 25
— реактивности:
мощностной 70, 338
температурный 44, 337
•Линии связи датчиков
рой 133, 137

с аппарату­

Материалы стержней СУЗ 161
.Мощность реактора 21
Остановка реактора 239
Остаточное энерговыделение 22
•Отравление реактора:
ксеноном 45, 47
самарием 45, 48, 49
Перегрузка реактора 14, 339
.Передаточная функция:
точечного
реактора
нулевой
мощности 63, 66, 68
с обратной связью по тем­
пературе топлива 69
Период реактора 26, 38, 40
Плотность нейтронов 21
— потока нейтронов 21
Подкритический реактор 239
Пуск ВВЭР 340
— РБМК-Ю00 344
— .ЯЭУ:
повторный 341
физический 237, 334
энергетический 337
Пусковые каналы 240
Реактивность 33
— причины изменения 42
Реактиметр 180
Регулирование реактивности 151, 152

:358

Самарий, см. Отравление реактора
45, 48, 49
Серебро 165
Система контроля энергораспределе­
ния (СКЭ) 143, 265
Система управления и
защиты
(СУЗ) реактора:
ВВЭР 267
исследовательских реакторов 288
кипящего реактора 289
РБМК-Ю00 272
реактора на быстрых нейтронах
285
Тепловыделяющие сборки (ТВС) 14
— элементы (твэлы) 12
Тепловые схемы ЯЭУ 17
Теплоноситель 15
Термонейтронный датчик 116
Тормозные устройства ИМ 204, 211,
212
Указатель положения (УП) стерж­
ней регулирования 203
Усилитель:
защиты по мощности (УЗМ) 263
сигнала отклонения (УСО) 252
Уставки:
аварийные 259, 295
предупредительные 240
уровня мощности 92
Устойчивость реактора:
ВВЭР 97
РБМК-Ю00 85
с автоматическим регулятором
94, 96
— неравновесным
отравлением
78
— температурной
обратной
связью 74
Флуктуационный режим работы ИК
113
Фотонейтроны 29
Цепная реакция деления 24
ЭДН, см. Детекторы нейтронов 124
Энергия деления 20
Энергораспределение по
активной
зоне реактора, см. также СКЭ 138,
140, 142, 318
Ядерная безопасность реактора 332

ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие
Введение
Г л а в а 1. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ УПРАВЛЕНИЯ ЦЕПНОЙ РЕАК­
ЦИЕЙ ДЕЛЕНИЯ
§ 1.1. Общие сведения
§ 1.2. Цепная реакция деления ядер
§ 1.3. Энергия деления
§ 1.4. Критичность и коэффициент размножения
§ 1.5. Период реактора
§ 1.6. Запаздывающие нейтроны
§ 1.7. Характеристики фотонейтронов, обусловленных у _ и з л У ч е н и е м
продуктов деления
§ 1.8. Основные уравнения кинетики реактора
§ 1.9. Кинетика подкритического реактора
§ 1.10. Изменения реактивности
§ 1.11. Кинетика ядерных реакторов с распределенными параметрами
Г л а в а 2. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР КАК ОБЪЕКТ УПРАВЛЕНИЯ . .
§ 2.1. Особенности ядерного реактора как объекта управления и вы­
бор регулируемых параметров
§ 2.2. Передаточные функции реактора нулевой мощности . . . .
§ 2.3. Обратные связи в точечном реакторе
§ 2.4. Устойчивость пространственного распределения мощности
.
§ 2.5. Математическое описание процессов управления ядерным реак­
тором. Устойчивость реактора с регулятором
§ 2.6. Устойчивость и способы регулирования ЯЭУ
Г л а в а 3. СРЕДСТВА КОНТРОЛЯ МОЩНОСТИ И ЭНЕРГОРАСПРЕ­
ДЕЛЕНИЯ В РЕАКТОРЕ
§ 3.1. Методы преобразования энергии излучений в электрический
сигнал
§ 3.2. Детекторы энерговыделения и их характеристики . . . .
§ 3.3. Установка детекторов в реактор и линии связи
. . . .
§ 3.4. Методика расчета энергораспределения в реакторе по сигналам
детекторов
§ 3.5. Системы контроля энергораспределения в реакторе . . . .
Г л а в а 4. ОРГАНЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ РЕАКТИВНОСТИ . . . .
§ 4.1. Способы управления цепной реакцией деления
§ 4.2. Расчет эффективности стержней регулирования
§ 4.3. Требования к материалам органов регулирования . . . •
§ 4.4. Материалы и технология изготовления органов регулирования
с твердым поглотителем
§ 4.5. Конструкция органов регулирования ядерных реакторов . .
§ 4.6. Измерение эффективности стержней регулирования . . . •

3
5
10

Ю
18
20
23
26
27
29
31
39'
42
50
57
57
63
69'
80
90
97
106
106
Н7
133138
143
151
151
154
158
161
166
177
359»

Г л а в а 5. СТРУКТУРА ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ СУЗ
ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
§ 5.1. Принципы конструирования исполнительных механизмов
§ 5.2. Кинематические схемы исполнительных механизмов .
§ 5.3. Электропривод исполнительных механизмов
§ 5.4. Электродвигатели специального исполнения
§ 5.5. Концевые выключатели и указатели положения исполнительных
механизмов
'•
§ 5.6. Удерживающие и тормозные устройства
Г л а в а 6. КОНСТРУКЦИИ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ
§ 6.1. Исполнительные механизмы СУЗ Белоярской АЭС имени
И. В. Курчатова
§ 6.2. .Исполнительные механизмы СУЗ реакторов ВВЭР
. . . .
§ 6.3. Шаговый исполнительный механизм с электромагнитной за­
щелкой
§ 6.4. Гидравлический исполнительный механизм СУЗ кипящего
реактора
§ 6.5. Исполнительный механизм СУЗ реактора РБМК-ЮОО .
Г л а в а 7. СТРУКТУРА СИСТЕМ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ЯДЕР­
НЫХ РЕАКТОРОВ
§ 7.1. Основные факторы, определяющие структуру систем управле­
ния и защиты
§ 7.2. Пусковые каналы
§ 7.3. Каналы контроля и регулирования реактора на энергетических
уровнях мощности
§ 7.4. Система A3 ядерного реактора
§ 7.5. Помехи при работе электронной аппаратуры СУЗ
. . . .
Г л а в а 8. ПРИМЕРЫ СУЗ ДЕЙСТВУЮЩИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
§ 8.1. СУЗ реактора ВВЭР
§ 8.2. СУЗ реактора РБМК-ЮОО
§ 8.3. Особенности СУЗ реакторов на быстрых нейтронах
. . . .
§ 8.4. Особенности СУЗ исследовательских реакторов
§ 8.5. СУЗ реактора типа BWR
Глава
9. АВТОМАТИЗИРОВАННЫЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ И
УПРАВЛЕНИЯ (АСКУ) ЯДЕРНЫМИ РЕАКТОРАМИ
. . . .
§ 9.1. Задачи автоматизации контроля и управления ядерным реак­
тором на базе ЭВМ
•§ 9.2. Классификация АСКУ
§ 9.3. Функции АСКУ
§ 9.4. Алгоритмизация основных процессов управления ядерным
реактором
*§ 9.5. Управление ядерным реактором с применением ЭВМ в замкну­
том контуре регулирования
§ 9.6. Система комплексной автоматизации (СКАЛА) Ленинградской
атомной электростанции им. В. И. Ленина
Г л а в а 10. БЕЗОПАСНОСТЬ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
§ 10.1. Общие требования
§ 10.2. Требования к средствам управления и защиты
. . . .
§ 10.3. Обеспечение безопасности при пусках и перегрузках реактора
§ 10.4. Особенности пусков реакторов ВВЭР и РБМК
. . . .
§ 10.5. Аварийные режимы
Список рекомендуемой литературы
Алфавитно-предметный указатель