Основы технологии и расчета ядерных реакторов (стр. 16 )

Оценим эффект обезвоживания реактора РБМК-1000 для стартовой загрузки. В этом случае в формуле (8.11) стабилизирующий эффект "утечки" оказывается существенно меньшим. Подчеркнем, что под "утечкой" в выражении (8.11), в общем случае, подразумеваются нейтроны не поглощенные в топливе и замедлителе. В реальной решетке тепловыделяющих сборок нейтроны поглощаются как в топливе, так и в стержнях СУЗ, ДП, столбах воды и т. п. и небольшая их часть (1,5-2%) "утекает" из реактора. В этом варианте из-за поглощения в стержнях СУЗ и ДП разность (k¥ -1) составляет в этом случае ~ 6%, поэтому вклад второго члена в (8.11) становится сравнимым с вкладом от изменения размножающих свойств реактора:

-0,2 %

т. е. эффект обезвоживания для стартовой загрузки является слабо отрицательным. Это результат хорошо согласуется с данными физического пуска при обезвоживании контура МПЦ, например, на 2-м блоке ЛАЭС.

Для полномасштабного реактора при переходе к стационарному режиму перегрузок первый член в выражении (8.11) растет с выгоранием топлива (см. Рис.8.9), а второй уменьшается из-за уменьшения k¥. В результате соотношение между двумя составляющими меняется на противоположное и суммарный эффект обезвоживания в реакторе с топливом начального обогащения 2,0% становится существенно положительным.

= (3,50 - 1,= 1,9 % » 3,8 b

Таким образом, пользуясь простыми соотношениями и опираясь на корректное определение длины миграции, можно получить оценки эффектов реактивности, включая достаточно сложный для определения паровой эффект.

8.9. Баланс нейтронов. Использование уран-эрбиевого топлива

Сравнительно высокое значение коэффициента размножения топливных каналов k¥ » 1,3 и малое поглощение в графите приводит к тому, что для образования критической конфигурации на свежем топливе достаточно 18-20 ТК. Поэтому при создании большого реактора для снятия высокой мощности необходимо обеспечить "утилизацию" избытка нейтронов
(k¥ - 1), составляющего для свежего топлива ~30%. Как уже было показано выше, ~1,5% безвозвратно утекает из реактора, часть поглощается в органах СУЗ, часть предназначена для оперативного запаса на выгорание и управление. Однако остается значительная избыточная часть нейтронов, требующая "утилизации" для компенсации реактивности в стартовой загрузке.

В проекте РБМК-1000 для этой цели используются т. н. дополнительные поглотители (ДП), а также стерженьки-поглотители (СП), размещенные внутри ТВС, предназначенные для "паразитного" захвата избыточных нейтронов в начале кампании и извлекаемые из активной зоны по мере выгорания топлива (СП выгружаются в первую очередь). В результате формировалась начальная структура активной зоны РБМК-1000, состоящая из 77 т. н. ячеек периодичности из 16 каналов (4 х 4). Присутствие в активной зоне дополнительных поглотителей оказывало стабилизирующее воздействие на паровой коэффициент реактивности.

Альтернативой "непроизводительному" захвату нейтронов в ДП может являться т. н. целевое использование нейтронов, т. е. их поглощение полезными поглотителями. В качестве таких полезных поглотителей могут быть специальные мишени для наработки изотопов для медицинских или промышленных целей. Такая практика для реакторов канального типа нашла широкое применение в мире, например, в канадских реакторах CANDU. В реакторах РБМК-1000 в опытной эксплуатации на Ленинградской АЭС находятся т. н. кобальтовые ДП, служащие для наработки нуклида кобальт-60. Тем не менее, использование специальных поглотителей возможно только после тщательной оценки их влияния на состояние ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации энергоблока.

Кардинальным решением компенсации избыточной реактивности в реакторах РБМК-1000 является использование выгорающего поглотителя в топливе. Для этой цели предложено использовать эрбий, содержание которого в топливе определяется условиями постепенного замещения уран-эрбиевым топливом штатного уранового топлива и поддержания в установленных пределах паспортных характеристик активной зоны. При этом достигается более высокий уровень безопасности. При наличии выгорающего поглотителя появляется возможность постепенной выгрузки ДП, что в совокупности приводит к выравниванию распределения энерговыделения по активной зоне, что также способствует повышению безопасности, т. к. снижаются максимальные мощности, линейные нагрузки, температуры.

Выгорающий поглотитель должен удовлетворять ряду требований, без выполнения которых его использование не будет эффективным:

·  воздействие его на паровой коэффициент не должно быть слабее, чем воздействие ДП;

·  должна быть обеспечена возможность повышения глубины выгорания при сохранении эксплуатационных пределов (по мощностям, температурам и т. д.);

·  поглотитель должен быть технологичным, т. е. существенно не усложнять и не удорожать процесс изготовления топлива;

·  должен быть получен ощутимый экономический эффект от использования выгорающего поглотителя.

Для РБМК наибольший интерес представляют резонансные поглотители. Традиционные поглотители - бор и гадолиний не относятся к этому классу. То же самое можно сказать и о диспрозии. Большинство резонансных поглотителей имеют резонансы в сечении поглощения в области энергий выше тепловой.

Расчетные исследования показали, что наилучшим поглотителем с точки зрения воздействия на паровой коэффициент и эффект обезвоживания является эрбий.

Природный эрбий содержит 6 изотопов. Их содержание и сечение поглощения приведены в табл.8.5.

Таблица 8.5

Сечения поглощения изотопов эрбия

Изотоп	%	sn, g, барн	In, g, барн
Er68	-	158 ± 8	740 ± 10
162Er	0,14	29 ± 2	514 ± 50
164Er	1,56	2,5 ± 2	121 ± 10
166Er	33,4	19,4 ± 1,5	109 ± 20
167Er	22,9	653 ± 30	2970 ± 70
168Er	27,1	2,79 ± 0,08	41 ± 7
170Er	14,9	5,8 ± 0,3	58 ± 2

Основную роль в поглощении нейтронов играют изотопы 166Er и 167Er, причем сечение поглощения 167Er примерно на порядок больше, чем 166Er.

На рис.8.13 в логарифмических координатах приводятся зависимости сечений поглощения изотопов 166Er и 167Er от энергии нейтронов.

Рис. 8.13. Зависимость сечений поглощения нейтронов изотопами эрбия от энергии нейтронов.

Основной изотоп 167Er имеет сильный резонанс при 0,47 эВ, который играет основную роль в процессах поглощения нейтронов и именно его присутствием в топливе определяется величина парового коэффициента реактивности.

Наличие изотопа 166Er приводит к дополнительному поглощению нейтронов. Кроме того, поскольку при захвате нейтрона в 166Er образуется 167Er, присутствие 166Er несколько замедляет выгорание 167Er.

Проведенные разработчиками расчетные исследования по оптимизации размещения эрбия в ТВС РБМК позволили установить, что оптимальным является равномерное размешивание окиси эрбия (Er2O3) c двуокисью урана.

Содержание эрбия в топливе выбиралось исходя из следующих соображений:

·  паровой коэффициент реактивности реактора с уран-эрбиевым топливом без ДП должен быть не выше достигнутой величины;

·  максимальная мощность ЭТВС не должна превышать существующего уровня.

В результате расчетных исследований было решено на начальном этапе внедрения уран-эрбиевого топлива остановить выбор на обогащении топлива 2,6% и содержание эрбия 0,41% весовых, соответственно. В настоящее время проходят опытную эксплуатацию на реакторах РБМК-1000 уран-эрбиевые ТВС с обогащением 2,8% с содержанием эрбия 0,6%.

Близость свойств уран-эрбиевого и штатного топлива позволили использовать конструкцию твэлов практически без изменений. Рекомендовано использовать таблетки с центральным отверстием для снижения уровня температур.

Проведенные исследования показали, что добавление эрбия в двуокись урана приводит к небольшому снижению теплопроводности топлива и соответствующему повышению температуры центра топлива. Однако этот эффект компенсируется с запасом снижением мощности свежей ТВС.

Характер компенсации избыточной реактивности при использовании уран-эрбиевого топлива в зависимости от выгорания проиллюстрирован в Табл. 8.5.

8.10. Технологические аспекты безопасности реакторов РБМК-1000

8.10.1 Подкритическое состояние реактора

Любой нейтрон, попавший в реактор извне или возникший внутри реактора, умножается в М раз в течение некоторого времени, и в реакторе устанавливается уровень нейтронного потока (мощности), пропорциональный М. Во времени процесс изменения плотности нейтронного потока идет в соответствии с формулой (рис.8.14):

(8.12)

где: k – коэффициент размножения,

l – время жизни нейтронов,

t – текущее время,

N – плотность потока нейтронов

Рис. 8.14. Изменение плотности потока нейтронов

в подкритическом реакторе.

Время установления подкритической плотности потока до уровня Nуст. зависит от подкритичности реактора (1-k) и времени жизни поколения нейтронов l. Практически подкритическую плотность потока можно считать установившейся, когда она достигает значения (90¸95)% Nуст. Тогда время установления (tуст)

при 0,9 Nуст (8.13)

Оценим по приведенной формуле время установления подкритической плотности потока во время вывода реактора РБМК в критическое состояние при подкритичности реактора 0,1%.

При подкритичности 10-3 для выхода в критическое состояние остается извлечь 2 средних (по весу) стержня РР (средний "вес" стержня РР
~ 50∙10-5). При подкритичности меньше b влияние запаздывающих нейтронов на время установления тем больше, чем ближе k к единице, и для большей точности в качестве времени жизни поколения нейтронов нужно использовать усредненное по мгновенным и запаздывающим нейтронам время жизни (для РБМК это будет =0,07 с). Тогда

Таким образом, время установления подкритической плотности составляет около двух минут. Если до достижения критического состояния остается извлечь один (последний) стержень, то время установления возрастает до:

Эти результаты согласуются с требованием Технического регламента (ТР) и инструкциям по пуску и управлению РБМК-1000 для временного интервала между шагами извлечения стержней при выводе реактора в критическое состояние.

Таково поведение подкритического реактора при одноразовом шаговом вводе реактивности. При непрерывном линейном вводе реактивности зависимость периода реактора (времени, за которое нейтронный поток увеличивается в е-раз) от скорости изменения высвобождаемой реактивности в момент перехода критического состояния приведена на рис.8.15.

Рис. 8.15. Период реактора в момент перехода через критическое состояние в зависимости от скорости высвобождения реактивности

Как видно из графика, период разгона при переходе через «критику» тем меньше, чем больше скорость ввода реактивности (темп извлечения стержней в нашем случае). Например, при переходе через критическое состояние период разгона будет больше 10 секунд только при скорости ввода реактивности менее 45∙10-5, 1/с или менее ~ 0,07 b/с. Это ограничение также хорошо известно, как требование п.2.3.3.13 Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89).

Пуск реакторов РБМК-1000 производится с использованием пошагового ввода положительной реактивности, с выдержкой времени между шагами, для обеспечения надежного контроля роста нейтронного потока до нового уровня и для возможности точного расчета величины 1/М. Время стабилизации плотности потока нейтронов в глубокой подкритике принято считать равным (1¸2) минутам. По мере приближения к критике оно увеличивается и может достигать нескольких десятков минут. Для РБМК вблизи критики следует считать безопасной выдержку времени на стабилизацию порядка (6¸10) минут. На практике это достигается путём выполнения требования стабилизации показаний измерителя скорости счёта (ИСС).

8.10.2. Процесс выхода реактора в критическое состояние

Во время вывода реактора в критическое состояние коэффициент неравномерности нейтронного потока не должен превышать 3,5. Однако из-за отсутствия соответствующей возможности надежно регистрировать неравномерность распределения нейтронного потока коэффициент неравномерности обычно определяется расчетным путем на каждом этапе извлечения стержней.

Важность надежного определения коэффициента неравномерности при выходе в критическое состояние определяется следующими соображениями. Из физики реактора известно, что "вес" любого поглотителя в реакторе пропорционален квадрату относительного потока в месте расположения поглотителя, а именно

(8.14)

По определению коэффициент неравномерности равен отношению максимального потока к среднему:

(8.15)

Откуда следует, что отношение максимального и среднего по эффективности "весов" стержней при коэффициенте неравномерности равном, например, 4,5 равно:

Таким образом, простая оценка, проведенная на основе простых качественных рассуждений, свидетельствует о том, что в реакторе РБМК-1000 в холодном разотравленном подкритическом и близком к критическому состояниях веса стержней могут превышать средний вес стержня в десятки раз. Учитывая, что в реакторе РБМК-1000 активная зона содержит около 20 критических масс, строгое соблюдение порядка извлечения стержней при выходе в критическое состояние с обязательной регистрацией коэффициента неравномерности является непременным условием обеспечения безопасности при эксплуатации реактора в подкритическом состоянии и при выходе на МКУ.

При подъеме мощности при выводе реактора в номинальный режим, вступают в действие связанные с мощностью эффекты реактивности, в основном – отравление, размножающие свойства отдельных районов зоны снижаются и выравниваются, и эти отдельные части становятся взаимосвязанными. Кроме того, система автоматического регулирования стремится поддержать коэффициент неравномерности на заданном уровне Кr ~ 1,4. Поэтому вес стержней в реакторе, работающем на мощности, отличается не более чем в 2 раза (Kr2 = 1,42 » 2).

Определение порядка извлечения стержней СУЗ и их критического положения является важной частью безопасного пуска. При расчете порядка извлечения стержней СУЗ необходимо стремиться к минимальной неравномерности распределения нейтронного потока по радиусу и минимально возможной деформации распределения нейтронного потока при сбросе стержней СУЗ для измерения подкритичности (при этом обеспечивается лучшее приближение к точечному реактору и большая точность измерения подкритичности с помощью реактиметра).

Эти задачи решаются при определении порядка извлечения стержней СУЗ с использованием соответствующей программы. Алгоритм расчета обеспечивает равномерное извлечение стержней поочередно в каждом квадранте в тех местах, где есть локальные провалы в распределении нейтронного потока. Для определения критического положения стержней СУЗ в эксплуатационной практике используются способы сравнения текущего состояния реактора с известным предыдущим критическим состояниям и учетом изменения коэффициента размножения за счет эффектов реактивности:

·  сравнение критического состояния перед остановом на энергетическом уровне мощности с текущим состоянием и учетом эффектов реактивности (снижение мощности, расхолаживание, разотравление и др.);

·  сравнением двух критических состояний по величине коэффициента размножения с учетом разницы в отравлении Хе, Sm и температуры активной зоны.

8.11. Надежная система теплоотвода от ТВЭЛов.

При нормальной эксплуатации теплоотвод от ТВЭЛов обеспечивается циркуляцией теплоносителя в КМПЦ при помощи ГЦН. Вода, уносимая в виде пара на турбину, возвращается в КМПЦ в виде питательной воды. Распределение расхода воды по каналам в соответствии с мощностью в ТК (профилирование расходов) обеспечивает теплосъем с ТВЭЛов и надежную работу ТВС в течение всего срока службы. Для этого каждый ТК в соответствии с его текущей мощностью, которая зависит от энерговыработки данной ТВС, а также заданного энергораспределения по аппарату на текущий период эксплуатации переводится в определенную зону с заданными диапазонами расходов (СРВ-ПРВ). Всего таких зон семь: шесть зон ТК с ТВС, седьмая ТК с ДП и СВ. По мере выгорания ТВС, ТК переводится в зону с меньшими расходами.

8.11.1 Оболочка ТВЭЛ – барьер безопасности АС.

Согласно “Основным правилам обеспечения безопасности эксплуатации атомных станций” оболочки ТВЭЛ относятся ко второму уровню системы физических барьеров, обеспечивающему безопасность АС. Конструкционные свойства оболочки ТВЭЛ в условиях их эксплуатации должны обеспечивать исключение (ослабление) повреждений ТВЭЛ с целью непревышения (ограничения) влияния ионизирующих излучений и радиоактивных продуктов на персонал, населения и окружающую среду.

Для оболочек ТВЭЛ используется сплав Э110 (Zr +1%Nb), имеющий малое сечение поглощения нейтронов в тепловой области, хорошее сопротивление коррозии в воде при высокой температуре, а также значительной механической прочностью.

Цирконий

Zr - серебристо-белый металл. При температуре менее 863 0С – кристаллическая решетка гексагонального типа, плотно упакованная. Более 863 0С – кубическая. Плотность – 6.5 г/см 3

Температура плавления 18550С; температура кипения – 4340 0С.

Для тепловых нейтронов цирконий имеет малое сечение поглощения: sa = 0,18 барн.

Цирконий устойчив к воздействию H2O, HCl, HNO3, H2PO4 и щелочей. Реагирует с O2, H2, N2.

Нейтронное облучение при температуре 280-300 0С в малой степени влияет на коррозионную стойкость циркониевых сплавов. При температуре же выше 350 0С облучение увеличивает скорость коррозии циркония.

Повышение температуры среды выше 350 0С приводит к коррозии циркониевых сплавов с образованием рыхлой осыпающейся пленки. Максимальная температура применения циркония (320 – 330) 0С ограничена коррозионной стойкостью. Любое ухудшение теплосъема или временное повышение содержания агрессивных примесей в воде контура может привести к образованию рыхлой пленки. Последующее улучшение теплосъема и снижение содержания примесей до норм уже не может восстановить прежние защитные свойства пленки.

Поскольку циркониевые сплавы термодинамически нестабильны по отношению к H2O, оболочка ТВЭЛов может взаимодействовать с водяным паром, и эту реакцию можно описать следующим уравнением:

Zr + 2H2O ® ZrO2 + 2H2­+Q(тепло).

При температурах » (880÷910) 0С (температуры фазовых переходов металла циркония) и выше водяной пар взаимодействует с цирконием c образованием диоксида циркония ZrO2 b-фазы c ускорением процесса разрыхления и отслаивания окисной пленки. Наряду с этим происходит проникновение (растворение) кислорода в сплаве с образованием твердого раствора, что приводит к охрупчиванию оболочки, которое может быть катастрофичным. Именно эти процессы охрупчивания оболочки, выделения тепла и водорода, происходящие особенно интенсивно при высоких температурах, оказывают большое влияние на безопасность АЭС. Согласно ПБЯ при МПА максимальная температура оболочек ТВЭЛ ограничена 1200 0С (ПБЯ РУ АЭС-89; приложение п.2).

8.11.2 Теплообмен в технологических каналах РБМК.

Определение:

Теплотехническая надежность - это свойство реактора сохранять в течение заданного времени нормальный теплоотвод от активной зоны в условиях случайных отклонений параметров активной зоны от проектных (номинальных) значений, обусловленных технологическими погрешностями изготовления и эксплуатации. Под нормальным теплоотводом понимается такой отвод тепла от ТВЭЛов, при котором уровень активности теплоносителя первого контура не превышает эксплуатационного предела или предела безопасной эксплуатации.

При прохождении воды через ТК реактора происходит ее нагрев до температуры насыщения при данном давлении и частичное испарение в процессе кипения за счет тепла снимаемого теплоносителем с поверхности ТВЭЛ. Процесс теплоотдачи при кипении в канале представляет интерес с точки зрения обеспечения безопасности реактора при рассмотрении вопросов связанных с нарушением целостности оболочек ТВЭЛ при возникновении кризисов теплообмена.

При восходящем движении двухфазного парожидкостного потока в вертикальных обогреваемых трубах выделяют четыре основных режима течения:

1. Пузырьковый - при этом режиме паровая фаза распределена в виде пузырьков, небольших по сравнению с характерными размерами поперечного сечения трубы.

2. Эмульсионный – форма движения смеси, при которой паровая фаза распределена в потоке в виде небольших объемов, разделенных жидкими пленками.

3. Снарядный (пробковый) – пар движется в виде крупных, вытянутых по оси пузырей, поперечные размеры которых, соизмеримы с диаметром трубы.

4. Стержневой (кольцевой) – пар образует ядро потока, а жидкость движется в виде пленки по поверхности трубы и в виде капель, распределенных в паровом ядре.

В ТК происходит непрерывное увеличение паровой и уменьшение жидкой фазы. Соответственно этому меняется теплоотдача от ТВЭЛ.

В обогреваемой вертикальной трубе наблюдаются три основных области с разной структурой потока при движении снизу вверх:

·  Область подогрева – экономайзерный участок - до сечения трубы, где температура стенки равна температуре насыщения.

·  Область кипения (испарительный участок).

·  Область подсыхания влажного пара (используется в РУ с „ядерным” перегревом).

·  Испарительный участок включает в себя области с поверхностным кипением и объемным кипением насыщенной жидкости.

Кризисы теплоотдачи.

Определение:

Процессы, связанные с коренным изменением механизма и интенсивности теплообмена при кипении, называются кризисами теплоотдачи.

В случае поверхностного кипения опасность представляет увеличение теплового потока (мощности), когда скорость образования пузырьков на поверхности ТВЭЛ превысит скорость их удаления и образуется устойчивая паровая пленка, имеющая низкий коэффициент теплопередачи. Наступает, так называемый, кризис первого рода: температура ТВЭЛ резко возрастает, в результате чего может произойти пережег или расплавление оболочки ТВЭЛ.

Кризис второго рода возникает при высыхании кольцевой пленки теплоносителя на ТВЭЛе при достижении определенного (граничного) паросодержания. При этом температура поверхности ТВЭЛ начинает расти, достигая недопустимых значений. Кризис второго рода может возникнуть и при малых тепловых потоках, но при наличии объемного кипения теплоносителя, что возможно, например, в случае снижения давления в контуре, повышения температуры теплоносителя на входе в активную зону вследствие уменьшения расхода питательной воды и. т.д. При этом уменьшается зона экономайзерного участка, увеличивается паросодержание в зоне максимального энерговыделения. Температура оболочки ТВЭЛ увеличивается не столь резко, при кризисе 1го рода.

Тепловой поток при заданных значениях параметров теплоносителя (давление, расход, температура), при котором наступает резкое снижение коэффициента теплоотдачи от оболочки ТВЭЛ к теплоносителю - носит название критического (Qкр ).

Получен целый ряд эмпирических формул, позволяющих рассчитывать критические потоки для определенной области температур.

На основании этого рассчитывается запас до кризиса теплообмена:

КЗ =NТКпред /NТКпризм

где: NТКпред – предельная (критическая) мощность данного ТК,

NТКпризм – текущая мощность ТК, рассчитанная по программе «Призма».

При любом режиме работы реактора, величина КЗ должна быть не менее 1 для каждого ТК. При КЗ =1 вероятность кризиса теплообмена в ТК составляет 0,0013, что является приемлемой величиной для безопасной эксплуатации РБМК-1000. Это значение проверено практикой эксплуатации действующих реакторов.

Оперативно отсутствие кризиса теплообмена первого рода контролируется по выполнению в каждом ТК условий:

• расход больше уставки СРВ данного ТК,

• токи датчиков внутриреакторного контроля в районе ТК не превышают заданных значений аварийных уставок.

Важным элементом при регулировании расхода через ТК, с точки зрения исключения разрушения ТВС при осуществлении теплосъема, является стопорная планка ЗРК. Она исключает ошибочное закрытие ЗРК полностью. Расход, устанавливающийся при закрытии ЗРК ТК с ТВС до стопорной планки (3 мм), составляет 12 ¸ 13 м3/час. При этом в канале с максимальной мощностью (3 мВт) возникает кризис теплосъема, и оболочки ТВЭЛов наружного ряда разогреются до 4650С. При таком температурном режиме обеспечивается герметичность ТВЭЛов. Тем не менее, при выпадении сигнала снижения расхода воды (СРВ), а затем сигнала Кзап < 1 необходимо немедленно открыть ЗРК и восстановить требуемый расход теплоносителя. Поэтому с момента вывода реактора на МКУ запрещается снимать стопорные планки – это является условием безопасной эксплуатации.

Для надежного охлаждения активной зоны при авариях с разгерметизацией КМПЦ предусмотрена система аварийного охлаждения реактора (САОР), которая, в случае угрозы нарушения теплосъема с ТВС, осуществляет подачу воды непосредственно в РГК. Система аварийного охлаждения реактора (САОР) обеспечивает теплосъем с ТВЭЛов при всех проектных авариях, включая аварии с разрывами напорных коллекторов, приводящих к наихудшим последствиям, и исключает повреждение ТВЭЛов сверх проектных пределов.

Поддержание САОР в режиме готовности является важным элементом обеспечения безопасности, поэтому работоспособность элементов САОР регулярно проверяется. Тем самым, исключается разрушение топлива сверх установ-ленных пределов за счет нарушения теплоотвода от твэлов.

8.12 Остаточное тепловыделение.

Скорость снижения тепловыделения в ядерном реакторе после введения отрицательной реактивности определяется делением топлива мгновенными нейтронами, тепловой инерцией материала активной зоны и количеством аккумулированного в нем тепла, делением топлива запаздывающими нейтронами и фото-нейтронами, торможением a- и b-излучения продуктов деления.

Мощность от деления мгновенными нейтронами снижается за доли секунды. Соответственно уменьшается мощность от торможения осколков деления, замедления и захвата нейтронов, поглощения мгновенного g-излучения (рис. 8.16).

Рис. 8.16. Значения тепловой и нейтронной мощности

реактора с момента начала введения стержней в активную зону

(время введения стержней (14 ¸ 18) с).

Примечание. На рис. 8.16 приведены данные по спаду нейтронной мощности при заглушении реактора до модернизации СУЗ.

Фактическая тепловая мощность снижается медленнее вследствие инерции спада аккумулированного в материалах ядерного реактора тепла. Тепловую мощность, обусловленную делением запаздывающими нейтронами, можно не учитывать через 35 мин. Значительно дольше продолжается процесс деления фотонейтронами. Вклад фотонейтронов в остаточное энерговыделение составляет ~ 15 % вклада запаздывающих нейтронов.

Примечание. С внедрением БАЗ спад нейтронного потока при заглушении реактора в режиме БАЗ стал значительно круче.

Основной составляющей тепловой мощности через несколько минут после остановки и в течение продолжительного времени является тепловыделение вследствие торможения b- и g-излучения осколков деления и продуктов распада, которое принято называть остаточным тепловыделением после остановки ядерного реактора. Энергия b-распада составляет примерно 7 % всей энергии деления.

Остаточное энерговыделение после остановки реактора уменьшается довольно быстро: из всего количества энергии, выделяющейся после остановки реактора, примерно 1/3 выделяется за 1 минуту, 60 %  за один час, около 75 % – за 1 сутки. В дальнейшем энергия выделяется все медленнее, и этот процесс требует отвода остаточных тепловыделений в активной зоне, а также длительной выдержки выгруженного из реактора топлива в воде бассейна выдержки (рис. 8.16).

В результате любого останова реактора тепловая мощность спадает существенно медленнее плотности нейтронного потока за счет значительных количеств аккумулированного в активной зоне тепла, в первую очередь, в графитовой кладке (таб.8.6).

Таблица 8.6.

Значения тепловой и ядерной мощности реактора с момента начала введения стержней в активную зону (время введения стержней (14 ¸ 18) с).

Время	секунды	минуты
0	5	10	20	30	60	100	3	5	10	30	60
Ядерная мощность, % Wном	100	83	25	11	-	5,0	3,25	2,75	2,35	1,95	1,40	1,15
Тепловая мощность % Wном	100	98	86	57	38	16	9,4	7,8	7,2	6,3	5,1	3,75

Таблица 8.7

Снижение тепловой мощности реактора и расхода пара

после заглушения с номинальной мощности

от одной минуты до десяти суток.

Время после АЗ-5	1мин	10 мин	1ч	10ч	1сут	10сут
Мощность, % ном	16	6,3	3,75	0,6	0,4	0,18
Мощность, Мвт (т)	512	201,6	118	19,2	12.8	6,4
Расход пара, (т/час)	816	321,3	191,3	30,6	20,4	10.2

Рис. 8.17. График снижения тепловой мощности реактора и расхода пара после заглушения с Nном от одной минуты до десяти суток

Таблица 8.8.

Расчетные значения остаточной тепловой мощности и расхода пара, генерируемого в активной зоне реактора РБМК-1000 при атмосферном давлении в сепараторах при условии, что перед остановом реактор длительно работал на номинальной мощности.

Время после останова, (сутки)	1	2	3	5	10	20	30
Остаточная мощность	% Wном	0,40	0,33	0,29	0,25	0,20	0,15	0,12
МВт	12,8	10,55	9,28	8,0	6,40	4,80	3,84
Расход пара, т/час	20,4	16,8	14,8	12,7	10,2	7,7	6,1

[1] В настоящее время в связи с внедрением уран-эрбиевого топлива характер зависимости реактивности от плотности паро-водяной смеси существенно изменяется, в частности, по расчетным оценкам, эффект обезвоживания КМПЦ в рабочем состоянии смещается в сторону отрицательных значений