Пульт управления реактором. Школьная энциклопедия. Классификация и применение ядерных реакторов

Ольга Баклицкая-Каменева.

Осенью в Дубне запущен модернизированный реактор ИБР-2. Сотрудники Лаборатории нейтронной физики им. И. М. Франка Объединенного института ядерных исследований (ОИЯИ) рассказали, зачем останавливали реактор, об исследованиях, которые проводят на сложнейших установках и о системах безопасности.

Пульт управления реактором.

Главный инженер Лаборатории нейтронной физики Александр Виноградов рассказывает о работе реактора.

Реакторный зал.

Александр Куклин, начальник группы малоуглового рассеивания лаборатории, показывает, как организована работа с образцами.

Рис. 1. Принцип действия периодического импульсного реактора ИБР.

Рис. 2. Схема модернизированного реактора.

В декабре 2006 года в Дубне был остановлен реактор ИБР-2. Но не потому, что он вышел из строя или наша страна сворачивает разработки в атомной энергетике, как некоторые европейские страны после страшной трагедии на Фукусиме. «Наш реактор был запущен в середине 1980-х. Сейчас его оборудование заменили в соответствии с новыми российскими стандартами, которые полностью соответствуют стандартам МАГАТЭ», – сообщил директор Лаборатории нейтронной физики Александр Белушкин. На заключительном этапе энергетического пуска 12 октября 2011 года в 14.34 реактор ИБР-2 достиг номинальной мощности 2 МВт. В ОИЯИ заработал обновленный исследовательский реактор, для проведения экспериментов на котором уже собралась завидная очередь из ученых разных стран.

Немного истории

Сотрудникам ОИЯИ потребовалось около пяти лет, чтобы воплотить идеи Дмитрия Ивановича Блохинцева и полвека назад запустить первый реактор на быстрых нейтронах ИБР-1, открыв тем самым новую страницу научных исследований в знаменитом институте ядерных исследований. Накопленный опыт строительства и эксплуатации таких реакторов, а в институте их было три – ИБР, ИБР-30 и ИБР-2, помог за такой же небольшой срок подготовить и реализовать принципиальные технические решения по модернизации реактора ИБР-2, существенно улучшающие его эксплуатационные характеристики.

Реактор предназначен для изучения взаимодействия нейтронов с атомными ядрами. С помощью пучка нейтронов можно изучать возникающие ядерные реакции, возбуждение ядер, их структуру, то есть свойства самых разных веществ, решая при этом не только сугубо научные, но и некоторые прикладные задачи. Посмотрим, на каких принципах основана его работа.

Как рассказывал сам академик Д. И. Блохинцев в своей книге [Рождение мирного атома. М., Атомиздат, 1977], в разработке теории реактора ИБР приняли участие исследователи Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ). Они придумали устройство небольшой мощности, в котором короткими импульсами «зажигается» управляемая цепная реакция, или маленькие «ядерные взрывы» с выбросом нейтронов, во время которых можно проводить измерения. Блохинцев предложил конструкцию реактора с двумя активными зонами – неподвижной на статоре и быстро вращающейся на роторе. Реактор переходит в сверхкритическое состояние, вызывающее цепную реакцию деления, когда ротор быстро проскакивает мимо статора, и в нём на мгновение развивается мощная цепная реакция, затухающая с удалением ротора. Такую «атомную минибомбу» и удалось приручить в Дубне (рис. 1).

Из реактора вылетают нейтроны разных энергий, от медленных тепловых до быстрых, рождающихся сразу после процесса деления. Выполняя растянутые во времени (метод измерений по времени пролета) измерения с определенной порцией нейтронов, можно отличать ядерные события, происшедшие первыми (с быстрыми нейтронами) и последними (с медленными). Для превращения нейтронов в удобный инструмент для исследований, исследователи провели огромную работу по созданию импульсного реактора.

«Наш реактор ИБР-2 начал работу в 1984 году. В 2006 году, без всяких замечаний к работе, мы его остановили – таковы эксплуатационные правила. Когда заканчивается некий установленный проектом ресурс, независимо от состояния оборудования и наличия или отсутствия признаков деградации, мы обязаны его менять или продлить его работу, применяя установленные процедуры. В частности, достигли установленных пределов выгорание топлива и накопленный конструкциями активной зоны флюенс нейтронов», рассказывает главный инженер Лаборатории нейтронной физики Александр Виноградов. – Такие пределы на этапе проектирования закладывают главный конструктор и генеральный проектировщик реактора. В данном случае это Научно-исследовательский и конструкторской институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля (ОАО «НИКИЭТ») и специализированный проектный институт «ГСПИ». Помимо этого в программе модернизации, которая продолжалась около десяти лет, приняли участие ОИЯИ, Всероссийский научно- исследовательский институт неорганических материалов им. А. А. Бочвара (ФГУП ВНИИНМ), ПО «Маяк» и другие предприятия и организации атомной отрасли». Обновлённый реактор станет работать до 2035 года. Предполагается, что ученые из более чем 30 стран будут ежегодно проводить на нём более 100 экспериментально-исследовательских работ.

Модернизированный реактор

После остановки ИБР-2 сотрудники Лаборатории нейтронной физики и других подразделений ОИЯИ занялись разработкой, проектированием, сборкой и отладкой всех важных узлов для модернизированного реактора. Корпус реактора, внутрикорпусные и околореакторные устройства, систему электропитания, электронную аппаратуру системы управления и защиты реактора и контроля технологических параметров изготовили заново согласно современным требованиям. В реконструкцию реактора было вложено 11 миллионов долларов.

В конце июня 2011 года в ОИЯИ состоялось заседание Государственной приёмочной комиссии по определению готовности к энергетическому пуску модернизированного реактора ИБР-2. Комиссия подписала акт о готовности к энергетическому пуску реактора, который последовал за физическим пуском реактора (подобных пусков исследовательских реакторов в России не было около двадцати лет). По результатам энергетического пуска Ростехнадзор выдает лицензию на использование реактора.

После модернизации реактора изменилось очень многое. Во-первых, у ИБР-2 стала компактней активная зона – шестигранная призма небольшого объёма, примерно на 22 литра. Она помещена в цилиндрический корпус реактора высотой около семи метров в двойной стальной оболочке. Максимальная плотность потока нейтронов в импульсе в центре активной зоны достигает огромного значения – 1017 на квадратный сантиметр в секунду. Поток уходящих из активной зоны нейтронов пространственно разделяется на 14 горизонтальных пучков для проведения научных экспериментов (рис. 2).

В модернизированном ИБР-2 в полтора раза увеличена глубина выгорания топливных элементов реактора, выполненных из таблеток двуокиси плутония (PuO2). Плутоний в качестве основы для ядерного топлива – весьма редкий материал, в исследовательских реакторах обычно используют урановые композиции. В случае ИБР-2 используется существенное преимущество плутония в сравнении с ураном: запаздывающая доля нейтронов – важная характеристика качества нейтронного источника – для плутония в три раза меньше, чем для урана, следовательно, радиационный фон между основными импульсами, меньше. Высокая плотность нейтронов в импульсе, длительная кампания активной зоны (за счет импульсного режима работы) позволяет отнести модернизированный ИБР-2 к лидирующей в мире группе нейтронных источников.

Отличительная особенность реактора ОИЯИ – способность генерировать импульсы нейтронов с частотой 5 герц, которую обеспечивает так называемый подвижный отражатель. Это сложная механическая система, смонтированная рядом с активной зоной, состоит из двух массивных роторов, изготовленных из стали с высоким содержанием никеля, вращающихся в кожухе, наполненном чистым газообразным гелием. В момент совмещения роторов у физического центра активной зоны реактора генерируется импульс. Роторы вращаются в противоположных направлениях с разными скоростями. Скорость основного ротора в усовершенствованном подвижном отражателе уменьшена в два с половиной раза по сравнению с предыдущим поколением подвижного отражателя - до 600 оборотов в минуту, благодаря чему значительно увеличился эксплуатационный ресурс реактора – с 20 до 55 тысяч часов, сохранив длительность нейтронного импульса.

Система охлаждения реактора состоит из трех контуров, в первом и втором используется жидкий натрий, который перекачивают электромагнитные насосы, в третьем – воздух. Такая схема обеспечивает безопасность реактора: если одна система сломается, её можно отсечь аварийными вентилями.

Почему используют именно жидкий натрий? Если во всех контурах будет вода, которая сильно замедляет нейтроны, энергетические характеристики нейтронного излучения активной зоны будут хуже. В первом контуре, трубы которого имеют двойную защитную оболочку, циркулирует радиоактивный натрий, во втором – натрий, необлученный нейтронами. При аварийном отключении электричества разогрев контура, а значит и охлаждение реактора, надежно обеспечит газовый нагрев.

Безопасность (и защита «от дураков»)

Географически город Дубна – это остров, который хорошо контролируется по границам. Кроме того, ОИЯИ, как организация, функционирует на охраняемой производственной площадке, на которой ИБР имеет собственный внутренний периметр физической защиты. Концепция охраняемого «ядерного острова» позволяет гарантировано защитить реактор от внешней угрозы. Если же во время работы реактора гипотетически что-то идёт не так из-за действий персонала, должна срабатывать так называемая защита «от дурака» (fool proof system). Реактор надежно защищен по «человеческому фактору», если ни один человек, ни сознательно, ни бессознательно не может причинить ущерб реактору.

Разные системы, в том числе сложная электроника, останавливает работу реактора на мощности. Знание законов физики помогает предсказать процессы, происходящие при нештатных ситуациях. Например, если вдруг очередной импульс отличается от заложенных параметров, срабатывает быстрая аварийная защита без вмешательства оператора. Такой контроль идет по всем параметрам реактора, зарезервированы и продублированы все системы защиты.

В последние годы, рассказывает Виноградов, было несколько ложных срабатываний системы защиты, как правило, – в связи с перебоями во внешнем электроснабжении. В этом случае реактор гасится, проводится полный анализ происшедшего при каждом срабатывании аварийной защиты. В интересах безопасности на реакторе используется три источника электропитания: штатное электропитание по высоковольтной линии 110 кВ с п/п «Темпы», 10 кВ от Иваньковской ГЭС на Волге и от мощного дизельного генератора, для которого всегда есть запас топлива, необходимый для длительной работы. Главная задача для любого реактора, подчеркивает Виноградов, – это обеспечение стабильного охлаждения активной зоны при любой аварии, чтобы избежать развития событий по японскому варианту (АЭС «Фукусима»), когда при нарушении охлаждения активной зоны произошла разгерметизация топливных элементов и частичное плавление топлива, выход продуктов деления в окружающую среду. На нашем реакторе негативные сценарии возможных аварий и их последствий достаточно хорошо продуманы, добавляет учёный, и нам не пришлось наши расчеты пересматривать после японской трагедии. Это печальное событие, повлекшее за собой многочисленные жертвы, показало, насколько устарели некоторые принципы безопасности, заложенные в проект АЭС «Фукусима». Надо делать выводы из таких уроков, но не запугивать людей атомной энергетикой. В наше время при строительстве атомных станций закладываются современные принципы безопасности, учтены многие события прошлого, и сегодня, например, никто не поставит АЭС на берегу океана в высокосейсмичной зоне. Любая современная электроника может оказаться беззащитной перед большой волной. Что касается реактора ОИЯИ, то он выдержит землетрясение до 7 баллов, хотя землетрясение магнитудой 6 баллов в этой области может произойти с вероятностью один раз в тысячу лет, а магнитудой 5 баллов – раз в сто лет.

Исследования на реакторе

Реактор ОИЯИ работает в режиме центра коллективного пользования. Это означает, что любые исследователи из других организаций могут проводить на нём эксперименты. Время для работы на реакторе ИБР-2М чётко распределено: внутренние пользователи получают 35% времени, для исследователей из других организаций 55% приходится на обычные заявки, 10% – на срочные.

«Специальная международная экспертная комиссия рассмотрит предложение и если он получит одобрение и высокую оценку научного потенциала, выделит проекту время на проведение эксперимента. Я, как ответственный экспериментатор, также просматриваю запросы и даю заключение, можно ли на наших установках провести такого рода исследования. Ведь эксперименты очень дорогие, и их экспертиза – это обычная международная практика», – рассказывает начальник группы малоуглового рассеивания лаборатории Александр Иванович Куклин.

По словам учёного, модернизированный ректор открывает невероятные возможности для исследований как фундаментальных, так и прикладных исследований; его даже называют «окном в наномир». Для этого предназначены уникальные установки, которые многие годы обкатывались и совершенствовались в стенах института. На каждом из четырнадцати каналов реактора находятся исследовательские установки с мишенями. Сейчас, в частности, ведутся работы по созданию концепции нового криогенного замедлителя для реактора, который позволит менять спектр нейтронов. На реакторе есть десять спектрометров, на подходе еще два.

«С помощью метода рассеяния нейтронов можно получать информацию о том, как устроено вещество на атомном и надатомном уровне, выяснить его свойства и структуру, причем это касается также биологических материалов», – объясняет Виноградов. – Такого рода фундаментальные исследования определенно станут основой для создания новых материалов и технологий».

С помощью Фурье-дифрактометра , например, можно изучать строение вещества, структуру моно- и поликристаллов, исследовать новые типы материалов, например, композитов, керамик, градиентных систем, а также механические напряжения и деформации, возникающие в кристаллах и многофазных системах. Высокая проницающая способность нейтронов обуславливает их применение для неразрушающего контроля напряжений в объёмах материалах или изделиях под воздействием нагрузок, облучения или высокого давления. Обычные методы не позволяют обнаруживать скрытые дефекты внутри бруска в несколько сантиметров толщиной. Нейтронография дает возможность исследовать материал по объёму и найти места напряжений, которые в процессе эксплуатации станут критическими дефектами. Такие исследования очень важны для разработки будущих безопасных реакторов. Или, например, геофизические исследования: нейтроны можно использовать для изучения горных пород. По ориентации кристаллитов в них можно восстановить картину процессов там, откуда извлечены породы. На реакторе уже проводили интересные исследования образцов из Кольской сверхглубокой скважины, взятых с глубин от 8 до 10 километров. Полученные данные позволили проверить и дополнить модели тектонических процессов, проходивших в этом регионе.

Огромный интерес вызывают фундаментальные и прикладные исследования материалов, содержащих магнитные атомы, водород, литий, кислород. Такие функциональные материалы могут широко использоваться в технологиях записи и хранения информации, в энергетике и системах связи. На ИБР-2 уже проводили и проводят исследования сложных оксидных материалов с уникальными свойствами – колоссальным магнитным сопротивлением, сверхпроводимостью, магнитоэлектрическими эффектами, выяснили, какие механизмы лежат в основе их физических свойств на структурном уровне. Спектрометры и рефлектометры с поляризованными электронами позволяют изучать объёмные наноструктуры, в том числе многослойные; коллоидные растворы, ферромагнитные жидкости, определять свойства поверхности и тонких пленок толщиной до нескольких тысяч микрон, их ядерные и магнитные свойства.

Спектрометр малоуглового рассеяния нейтронов благодаря щадящему характеру излучения позволяет проводить эксперименты по исследованию биологических объектов размером от одного до нескольких сотен нанометров. «Мы можем изучать не только внутреннюю структуру, но и поверхность объекта. Это, в первую очередь, белки в растворе, мембраны или митохондрии, полимеры. Под действием различных факторов у мембраны изменяется структура, толщина, физические свойства, проницаемость, подвижность. Мы можем получить новые сведения о биологических объектах в разных условиях в процессе жизнедеятельности, которые невозможно получить другими способами», – рассказывает про работу своей группы Куклин.

У ИБР славная история, полная многих открытий. Сегодня помимо фундаментальных исследований много внимания уделяется и прикладным исследованиям свойств наноструктур, наноматериалов и живых тканей, всего того, что может оказаться важным и полезным для здоровья человека.

Рисунок 3.1 Пульты управления непосредственно реактором

На рисунке 3.2 представлены панели вызова пультов управления РУ и ТУ

Рисунок 3.2 Панели вызова пультов управления РУ и ТУ

Из мнемосхем управления реакторным и турбинным отделением для выполнения лабораторных работ потребуются следующие мнемосхемы. Вызов мнемосхемы осуществляется щелчком по названию соответствующей мнемосхемы.

Реакторное отделение

На рисунке 3.3 представлена мнемосхема управления реакторной установкой.

Рисунок 3.3 Мнемосхема управления реакторной установкой

На рисунке 3.4 представлена мнемосхема управления системой водообмена.

Рисунок 3.4 Мнемосхема управления системой водообмена

Турбинное отделение

На рисунке 3.5 представлена мнемосхема управления электрогидравлической системой регулирования турбоустановкой.

Рисунок 3.5 Мнемосхема управления электрогидравлической системой регулирования

На рисунке 3.6 представлена мнемосхема всей турбоустановки. Использовать ее в лабораторной работе можно только для анализа состояния турбоустановки в целом.

Рисунок 3.6. Обобщенная мнемосхема всей турбоустановки

На рисунке 3.7 представлена мнемосхема системы подогревателей низкого давления. При выполнении лабораторных работ данный пульт управления лучше не трогать во избежание срабатывания защитных систем турбоустановки.

Рисунок 3.7. Мнемосхема системы подогревателей низкого давления

На рисунке 3.8 представлена мнемосхема управления сосбственно турбиной (за исключением того, что управляется с панэли ЭГСР).

Рисунок 3.8. Мнемосхема управления сосбственно турбиной

На рисунке 3.9 представлена мнемосхема системы подогревателей высокого давления

Рисунок 3.9. Мнемосхема системы подогревателей высокого давления

На рисунке 3.10 представлена мнемосхема системы питательной воды парогенераторов.

Рисунок 3.10. Мнемосхема системы питательной воды парогенераторов

При описании выполнении каждой из трех лабоаторных работ будут описаны действия оператора и указаны необходимые мнемосхемы. При неаварийном пуске на экране появляются практически все мнемосхемы одновременно. Лишние нужно закрыть (но не свернуть).

Запуск модели энергоблока на счет выполняется с помощью FAR-коммандера в три этапа:

Запуск из командной строки начальной точки командой #RESTART.BAT 105 (перевод команды в командную строку осуществляется комбинацией клавиш Ctrl+Enter, при условии, что команда выделена курсором);

Запуск из командной строки собственно модели энергоблока АЭС командой #AUTORUN.BAT

Запуск из командной строки пультов управления командой ##runvideo.bat.

Для выполнения последней команды может не хватить ресурсов компьютера, тогда придется запускать панели вручную. (Вручную в директории MBTY\project запустить последовательно bpu.mrj, contr.mrj, ru_video.mrj и tu_video.mrj. После кажого запуска панели ОБЯЗАТЕЛЬНО запустить МВТУ кнопкой бегущего человечка до запуска следующей! ). В данном пособии правила работы с ПС МВТУ не описывются.

Устойчивость работы реактора

Пульт управления ядерным реактором

Зал управления ядерным реактором

Ядерные реакторы проектируются так, чтобы в любой момент времени процесс деления находился в устойчивом равновесии относительно малых изменений параметров, влияющих на реактивность (см. Коэффициент размножения нейтронов). Например, при выдвижении управляющего стержня из реактора коэффициент размножения нейтронов становится больше единицы, что при неизменности всех остальных параметров приводит к экспоненциальному нарастанию скорости ядерной реакции с характерным временем нейтронного цикла от τ = 10−3 с для реакторов на тепловых нейтронах до τ = 10−8 с для реакторов на быстрых нейтронах. Однако, при повышении скорости ядерной реакции растёт тепловая мощность реактора, в результате чего растёт температура ядерного топлива, что приводит к уменьшению сечения захвата нейтронов и, в свою очередь, к уменьшению скорости ядерной реакции. Таким образом, случайное повышение скорости ядерной реакции гасится, а вызванное перемещением управляющих стержней или медленным изменением других параметров - приводит к квазистационарному изменению мощности реактора, а не развитию взрыва. Описанная закономерность является одной из физических причин отрицательного мощностного коэффициента реактивности.

Для безопасного управления ядерным реактором крайне важно, чтобы все коэффициенты реактивности были отрицательны. В случае, если хотя бы один коэффициент реактивности положительный, работа реактора становится неустойчивой, причём время развития этой неустойчивости может быть настолько малым, что никакие системы активной аварийной защиты ядерного реактора не успевают сработать. В частности, анализ показал, что положительный паровой коэффициент реактивности реактора РБМК стал одной из причин Чернобыльской аварии.

Снижение реактивности

Реактор, работающий в стационарном режиме как угодно долго, представляет собой математическую абстракцию. На самом деле, протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать сколь-либо продолжительное время. Обращение нейтронов в реакторе включает процесс деления; каждый акт деления означает убыль атома делящегося материала, а значит, и снижение k0. Правда, делящиеся атомы частично восстанавливаются за счёт поглощения избытка нейтронов ядрами 238U с образованием 239Pu. Однако накопление нового делящегося материала обычно не компенсирует потерь делящихся атомов, и реактивность снижается. Кроме того, каждый акт деления сопровождается появлением двух новых атомов, ядра которых, как и любые другие ядра, поглощают нейтроны. Накопление продуктов деления также снижает реактивность (см. Иодная яма). Снижение реактивности компенсируется квазистационарным понижением температуры реактора (соответствующее увеличение сечения захвата нейтронов компенсирует падение реактивности и возвращает реактор в критическое состояние). Однако, активные зоны энергетических реакторов должны быть разогреты до возможно бо́льшей (проектной) температуры, поскольку коэффициент полезного действия тепловой машины в конечном счёте определяется разностью температур источника тепла и холодильника - окружающей среды. Поэтому нужны системы управления для восстановления реактивности и поддержания проектной мощности и температуры активной зоны.

Система управления

Система управления была впервые разработана и применена на установке Ф-1. Создатель системы - Е. Н. Бабулевич

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону. Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита

На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с энерговыделением в активной зоне, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности. Аварийные стержни изготовляются из поглощающего нейтроны материала. Они сбрасываются под действием силы тяжести в центральную часть активной зоны, где поток наибольший, а значит, и наиболее велика отрицательная реактивность, вносимая в реактор стержнем. Стержней безопасности, как и регулирующих, обычно два или несколько, однако в отличие от регуляторов они должны связывать возможно бо́льшую величину реактивности. Роль стержней безопасности может выполнять и часть компенсирующих стержней.

Осенью 2011 года в Объединённом институте ядерных исследований (ОИЯИ, г. Дубна) после плановой остановки вновь запущен уже модернизированный импульсный реактор на быстрых нейтронах - ИБР-2М. Короткие импульсы частотой до пяти герц с высокой плотностью нейтронов ставят его в один ряд с лучшими мировыми установками такого класса. Обновлённый реактор - это уникальный инструмент для физиков, биологов и создателей новых веществ и наноматериалов.

Реактор ИБР-2 начал работу в 1984 году. В 2006 году, без всяких замечаний, его остановили - таковы эксплуатационные правила. Когда заканчивается некий оговорённый проектом ресурс, реактор необходимо либо демонтировать, либо модернизировать, независимо от состояния оборудования. В данном случае выгорание топлива и накопленный конструкциями активной зоны флюенс нейтронов достигли пределов, которые на этапе проектирования обосновали главный конструктор и генеральный проектировщик реактора.

Реактор проектировали в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники им. Н. А. Доллежаля (ОАО «НИКИЭТ») и специализированном проектном институте (ГСПИ). В работах по модернизации, продолжавшихся около десяти лет, приняли участие Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. А. А. Бочвара (ФГУП ВНИИНМ), ПО «Маяк» и другие предприятия атомной отрасли. Сейчас оборудование реактора заменили в соответствии с новыми российскими стандартами, которые полностью отвечают стандартам МАГАТЭ. Двенадцатого октября 2011 года в 14.34 реактор ИБР-2М был запущен и достиг номинальной мощности 2 МВт. Обновлённый реактор станет работать до 2035 года. Предполагается, что исследователи из разных стран мира смогут ежегодно проводить на нём не менее ста научных экспериментов.

Импульсный реактор на быстрых нейтронах - воплощение идеи Дмитрия Ивановича Блохинцева. Первый такой реактор - ИБР-1 - запустили полвека назад, а всего в институте их было три - ИБР-1, И БР-30 и ИБР-2 (см. «Наука и жизнь» №1, 2005 г.). Реакторы предназначались для изучения взаимодействия нейтронов с атомными ядрами. С помощью пучка нейтронов можно исследовать возникающие ядерные реакции, возбуждение ядер, их структуру, то есть свойства самых разных веществ, решая при этом не только сугубо научные, но и некоторые прикладные задачи.

В книге «Рождение мирного атома» (М.: Атомиздат, 1977) академик Д. И. Блохинцев рассказывал, что в разработке теории импульсного реактора приняли участие сотрудники Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ). Они придумали устройство небольшой мощности, в котором «зажигается» управляемая цепная реакция в виде коротких импульсов, или маленьких «ядерных взрывов» с выбросом нейтронов. Блохинцев предложил конструкцию реактора с двумя активными зонами - неподвижной на статоре и быстро вращающейся на роторе. Реактор переходит в сверхкритическое состояние, когда ротор проскакивает мимо статора, и в нём на мгновение развивается мощная цепная реакция, затухающая с удалением ротора. Такую «атомную мини-бомбу» и удалось «приручить» в Дубне. Из реактора вылетают нейтроны разных энергий, от медленных (тепловых) до быстрых (высокой энергии), возникающих в виде короткого импульса сразу после процесса деления. На пути от реактора к мишени импульс растягивается, поэтому можно понять, какие ядерные реакции вызваны быстрыми нейтронами (которые прилетают первыми), а какие - медленными (приходящими позже).

После остановки ИБР-2 сотрудники Лаборатории нейтронной физики и других подразделений ОИЯИ занялись разработкой, проектированием, сборкой и отладкой всех его важных узлов. Корпус реактора, внутренние и околореакторные устройства, систему электропитания, аппаратуру систем управления, защиты реактора и контроля технологических параметров создали заново согласно современным требованиям. В реконструкцию реактора было вложено около 11 миллионов долларов.

В конце июня 2011 года в ОИЯИ Государственная приёмочная комиссия подписала акт о готовности модернизированного реактора ИБР-2М к энергетическому пуску (с выходом нейтронов), который последовал за физическим, когда проверялась только работа его узлов и механизмов, и выдала лицензию на его использование.

После модернизации реактора изменилось очень многое. Во-первых, у ИБР-2М стала компактней активная зона - шестигранная призма объёмом примерно 22 литра. Она помещена в цилиндрический корпус высотой около семи метров в двойной стальной оболочке. Максимальная плотность потока нейтронов в импульсе в центре активной зоны достигает огромного значения - 10 17 на квадратный сантиметр в секунду. Поток уходящих из активной зоны нейтронов разделяется на 14 горизонтальных пучков для проведения научных экспериментов.

В модернизированном ИБР-2 в полтора раза увеличена глубина выгорания топливных элементов реактора, выполненных из таблеток двуокиси плутония (PuO 2). Плутоний весьма редко служит основой ядерного топлива в исследовательских реакторах, в них обычно применяют урановые композиции. В ИБР-2М используется существенное преимущество плутония в сравнении с ураном: доля запаздывающих нейтронов - важная характеристика качества нейтронного источника - у плутония в три раза меньше, чем у урана, следовательно, радиационный фон между основными импульсами слабее. Высокая плотность нейтронов в импульсе, длительная эксплуатация активной зоны (за счёт кратковременного, импульсного режима работы) позволяют отнести модернизированный ИБР-2 к лидирующей в мире группе нейтронных источников.

Реактор генерирует нейтронные импульсы частотой пять герц, которую обеспечивает так называемый подвижный отражатель. Эта сложная механическая система, смонтированная рядом с активной зоной, состоит из двух массивных роторов. Они изготовлены из стали с высоким содержанием никеля и вращаются в противоположных направлениях с разными скоростями в кожухе, наполненном чистым газообразным гелием. В момент совмещения роторов у физического центра активной зоны реактора возникает нейтронный импульс. Скорость основного ротора в усовершенствованном подвижном отражателе уменьшена в два с половиной раза по сравнению с предыдущим - до 600 оборотов в минуту, благодаря чему эксплуатационный ресурс реактора увеличился с 20 до 55 тысяч часов, а длительность нейтронного импульса не изменилась.

Система охлаждения реактора состоит из трёх контуров: в первом и втором используется жидкий натрий, который перекачивают электромагнитные насосы, в третьем - воздух. Такая схема обеспечивает безопасность реактора: если один контур выйдет из строя, его отсекут аварийными вентилями. Жидкий натрий используют потому, что, если во всех контурах будет вода, сильно замедляющая нейтроны, энергия нейтронного излучения понизится. В первом контуре, трубы которого имеют двойную защитную оболочку, циркулирует радиоактивный натрий, во втором - необлучённый натрий. При аварийном отключении электричества сохранение натрия в жидком виде (выше температуры плавления 97,9°С), а значит, и охлаждение реактора надёжно обеспечат газовый нагрев.

Дубна - это фактически остров, границы которого хорошо контролируются. Кроме того, сам ОИЯИ функционирует на охраняемой территории, а ИБР-2М имеет собственный внутренний периметр физической защиты. Концепция охраняемого «ядерного острова» гарантированно защищает реактор от внешней угрозы. Если же во время работы реактора что-то произойдёт из-за действий персонала, сработает так называемая защита от дурака (fool proof system ) - никто ни сознательно, ни бессознательно не сможет причинить ему ущерб. Например, если вдруг параметры очередного нейтронного импульса отличаются от заложенных, сработает быстрая аварийная защита без вмешательства оператора. Такой контроль идёт по всему реактору, причём все системы защиты зарезервированы и продублированы. Когда из-за перебоев в электроснабжении было несколько ложных срабатываний, реактор гасили и анализировали происшествия. В интересах безопасности на реакторе используют три источника электропитания: штатное по высоковольтным линиям 110 кВ от пункта питания «Темпы», 10 кВ от Иваньковской ГЭС на Волге и от резервного мощного дизельного генератора с запасом топлива, достаточным для длительной работы. В любом реакторе необходимо в первую очередь обеспечить стабильное охлаждение активной зоны при любой аварии, чтобы избежать развития событий по японскому варианту, когда при нарушении охлаждения активной зоны произошли разгерметизация топливных элементов с частичным их расплавлением и выход продуктов деления в окружающую среду. На реакторе ИБР-2М негативные сценарии возможных аварий и их последствий достаточно хорошо продуманы, и пересматривать расчёты после японской трагедии не пришлось. Печальное событие в Фукусиме, повлекшее за собой многочисленные жертвы, показало, насколько устарели некоторые принципы безопасности, заложенные в проект этой АЭС. В наше время при строительстве атомных станций закладывают более жёсткие принципы безопасности, учитывая многие события прошлого. Сегодня, например, никто не поставит АЭС на берегу океана в высокосейсмичной зоне. Что же касается реактора ОИЯИ, то он выдержит землетрясение до семи баллов, хотя в районе Дубны вероятность землетрясения магнитудой шесть баллов - один раз в тысячу лет, а магнитудой пять баллов - раз в сто лет.

Реактор ОИЯИ эксплуатируют в режиме центра коллективного пользования - проводить на нём эксперименты могут также исследователи из других организаций. Время для работы на реакторе ИБР-2М чётко распределено: внутренние пользователи получают 35% времени, для других организаций 55% предусмотрено на обычные заявки, 10% - на срочные. Заявки рассматривают международная экспертная комиссия и ответственный экспериментатор, которые дают заключение: можно ли провести данные исследования на реакторе. Эксперименты очень дороги, поэтому их экспертиза - обычная международная практика. Модернизированный реактор открывает богатейшие возможности как для фундаментальных, так и для прикладных исследований при помощи уникальной аппаратуры, которую многие годы испытывали и совершенствовали в стенах института. Сегодня она стоит на всех четырнадцати каналах реактора, идут работы по созданию для него нового криогенного замедлителя, позволяющего менять спектр нейтронов.

Методом рассеяния нейтронов можно получать информацию об устройстве вещества на атомном и надатомном уровне, выяснять его свойства и структуру, причём это касается также биологических материалов. С помощью фурье-дифрактометра , например, можно изучать строение вещества, структуру моно- и поликристаллов, исследовать новые типы материалов - композитов, керамик, градиентных систем; возникающие в кристаллах и многофазных системах механические напряжения и деформации. Высокая проницающая способность нейтронов позволяет применять их для неразрушающего контроля напряжений в объёмных материалах или изделиях под воздействием нагрузок, облучения или высокого давления. Обычные методы не способны обнаруживать скрытые дефекты внутри бруска толщиной несколько сантиметров. Нейтронография даёт возможность обследовать материал по всему объёму и найти места напряжений, которые в процессе эксплуатации станут критическими дефектами. В геофизике нейтроны используют для изучения горных пород, и по ориентации кристаллитов в них можно восстановить картину протекавших там процессов. На реакторе уже исследовали керны пород из Кольской сверхглубокой скважины, поднятые с восьми-десяти километров. Полученные данные позволили проверить и дополнить модели тектонических процессов, проходивших в этом регионе.

На ИБР-2М изучают сложные оксидные материалы, применяемые для записи и хранения информации в системах связи и в энергетике - с колоссальным магнитным сопротивлением, сверхпроводимостью, магнитоэлектрическими эффектами, выясняя, какие механизмы лежат в основе их физических свойств на структурном уровне. Спектрометры и рефлектометры с поляризованными электронами позволяют изучать объёмные наноструктуры, в том числе многослойные; коллоидные растворы; ферромагнитные жидкости; определять структуру поверхностей и тонких плёнок толщиной до нескольких тысяч микрон, их ядерные и магнитные свойства. Спектрометр малоуглового рассеяния нейтронов благодаря щадящему характеру излучения способен исследовать биологические объекты размером до нанометра: полимеры, белки в растворе, митохондрии, мембраны. Под действием различных факторов у мембраны изменяются структура, толщина, физические свойства, проницаемость, подвижность. Все эти изменения отражаются на спектре рассеяния нейтронов и дают сведения о биологических объектах в процессе их жизнедеятельности, что невозможно сделать другими способами.

Флюенс - суммарное количество нейтронов, прошедших через удельную поверхность конструкции за весь срок службы реактора. Для всех материалов, используемых в ядерных реакторах, установлена предельная величина флюенса, превышение которой вызывает радиационные повреждения.
Фурье-дифрактометр - оптическое устройство, в котором после прохождения нейтронов через образец вначале получают распределение дифракционных максимумов, а затем путём фурье-преобразования, то есть разложения по частотам, вычисляют спектральное распределение нейтронов.

Страница 17 из 61

Для обеспечения возможности управления реактором на пульте оператора и панелях, размещенных в помещении блочного щита управления, имеются органы управления (кнопки, ключи) и сигнальные приборы (табло, индикаторы, сигнальные лампы).
В первую очередь это приборы, относящиеся к аварийной защите, т. е. кнопки (ключи), воздействием на которые оператор может вызвать срабатывание АЗ Обычно устанавливаются две кнопки (ключа) АЗ каждого рода, с тем чтобы выход из строя одного ключа (кнопки) не привел к непрохождению аварийного сигнала. Кроме того, эти ключи и кнопки закрываются съемными крышками во избежание ложного срабатывания защиты при случайных прикосновениях.
На панели, которая устанавливается, как правило, непосредственно за пультом оператора, размещены табло сигнализации срабатывания АЗ и первопричины срабатывания АЗ. На этой же панели размещают и индикаторы положения исполнительных органов реактора. Таким образом, оператор имеет возможность убедиться в срабатывании аварийной защиты, проследив за ее воздействием на исполнительные органы реактора.
На той же секции пульта оператора, что и кнопки (ключи) АЗ, устанавливают и приборы управления исполнительными органами реактора. К ним относятся ключи управления, кнопки выбора, индикаторные лампы или светодиоды, подтверждающие правильность выбора оператором того или иного исполнительного механизма.
Рассмотрим, как организуется управление исполнительными органами реактора на примере реактора ВВЭР-1000 V бока НВ АЭС
Как уже упоминалось, исполнительные органы этого реактора универсальные и разбиты на несколько групп. Управление отдельными приводами может осуществляться только дистанционно с пульта оператора (индивидуальное управление). В связи с тем, что количество приводов велико (от 49 до 109 в различных модификациях реактора ВВЭР-1000), выбор отдельного привода для управления осуществляется по координатам, на которые разбита активная зона реактора (рис. 6.12). Каждой координате х (16, 18, ..., 38, 40) и координате у (01, 02, ..., 13, 14) соответствует своя кнопка, установленная на пульте оператора При нажатии кнопок х и у устройства управления соответствующего привода получают команду разрешения движения. Это сигнализируется зажиганием светодиода на картограмме активной зоны реактора, имеющейся на пульте оператора. Собранная схема выбора привода может быть отключена нажатием на кнопку «Сброс», имеющуюся на пульте оператора.
Однако для начала движения исполнительного органа получения команды разрешения движения недостаточно. Необходима подача исполнительной команды «больше» или «меньше», которая подается отдельным ключом индивидуального управления, имеющимся также на пульте оператора. О том, что данный исполнительный орган начал движение, оператор может судить по показаниям индикаторов положения.
При выборе того или иного исполнительного органа для индивидуального управления он исключается из состава группы. После завершения индивидуальной работы он возвращается в состав своей группы.
Выбор для управления той или иной группы осуществляется кнопками, число которых равно числу групп С помощью ключей управления, установленных на пульте, оператор имеет возможность любую выбранную таким образом группу подключить к управлению от регулятора мощности. Одновременно он имеет возможность управлять другой выбранной группой вручную с помощью ключа группового управления.
Как при работе от регулятора мощности, так и при ручном групповом управлении в том случае, если группа дошла до НПВ или ВПВ (см. рис. 6.1), автоматически начинает движение вместе с движущейся еще одна группа. При движении вверх-это группа с номером на единицу больше номера движущейся группы, а при движении вниз-на единицу меньше. После достижения группой НКВ или ВКВ движение продолжает уже новая группа.
В тех случаях, когда реактор имеет универсальные исполнительные органы, как, например, реакторы типа ВВЭР, система СУЗ должна обеспечивать приоритетность сигналов управления, причем наивысшим приоритетом обладают сигналы АЗ, затем сигналы ручного управления и далее сигналы от СРМ.
Рядом с приборами индивидуального и группового управления исполнительными органами реактора размещают и устройства управления СРМ. С помощью этих устройств осуществляется включение СРМ в тот или иной режим, перевод с дистанционного управления органами регулирования реактора в автоматический, а также контроль за правильностью работы регулятора, его исправность. К органам управления регулятором относятся ключ «дистанционно-автоматически» и кнопки выбора режима.
Рассмотрим на примере регулятора АРМ5 работу оператора по введению его в действие. Перед включением регулятора ключ «дистанционно-автоматически» находится в положении «дистанционно».
Убедившись по сигнальным лампам, расположенным на панели регулятора, что электропитание на регулятор подано (подача электропитания осуществляется выключателями, размещенными на лицевых панелях регулятора), оператор нажимает кнопку выбора режима Н или Т.
Выбор режима С или К осуществляется только после нажатия кнопки Т. После того как зажглись сигнальные лампы выбора режима всех трех каналов, регулятор готов к работе. Оператор может перевести ключ «дистанционно-автоматически» в положение «автоматически». Включение произойдет безударно, так как регулятор отслеживает текущее значение параметра, которое становится заданным в момент перевода ключа в положение «автоматически». С помощью сигнальных ламп «больше», «меньше» трех каналов оператор может судить об исправности каждого из трех каналов регулятора. Действительно, если два канала дают одинаковые сигналы, например «больше», а третий «меньше», то это значит, что. третий канал неисправен.
Если применяемый на энергоблоке регулятор не имеет безударного включения и оснащен ручным задатчиком, то перед включением такого регулятора в работу оператор должен уравнять текущее значение параметра с заданным и только после этого включать его в автоматический режим.