Допустимые изменения параметров реактора в режиме саморегулирования. Энергетический быстрый реактор характеризуется очень устойчивой работой и простотой управления в режиме саморегулирования. Это его качество основывается на высокой стабильности поля энерговыделения в активной зоне, а также на том, что в мощностных и температурных эффектах реактивности такого реактора нет положительных составляющих. Положительные составляющие возможны лишь в экспериментальных реакторах малого объема. Важную роль играет также то обстоятельство, что все составляющие обратной связи по реактивности здесь малоинерционные, время их отклика на изменения мощности реактора, расхода и входной температуры теплоносителя измеряется секундами и лишь для некоторых относительно небольших компонент - десятками секунд. В этих условиях реактор допускает значительные возмущения по всем входным параметрам - реактивности, расходу и входной температуре теплоносителя без опасных отклонений температур в активной зоне. По соотношениям, приведенным в § 4, можно определить возмущения, приводящие к закипанию натрия, плавлению топлива в активной зоне, повышению температуры оболочек твэлов до предельно допустимых значений. Сделаем оценки таких возмущений и сопоставим их с возможными значениями для проектных аварийных ситуаций.
При возмущениях по реактивности отклонения мощности реактора, температур в активной зоне пропорциональны отношению возмущения к мощностному эффекту. Для реакторов БН-350 и БН-600 возмущение, приводящее к плавлению топлива в самых напряженных твэлах, составляет (0,19-0,3)-10-2, вызывающее повышение максимальной температуры оболочек твэлов до 800 °C - (0,15-0,18)-10-2, закипание натрия в центральных каналах активной зоны - (0,6-0,8)10-2. Как видим, возмущения эти велики. Для сравнения можно сказать, что вывод из активной зоны регулирующего стержня, находившегося в центральной ее части, приводит к возмущению (0,1-0,14) 10-2, наиболее неблагоприятное перемещение расплавленного топлива в одной ТВС вызывает возмущение 0,10-2.
Рис. 56. Зависимость мощности реактора БН-600 (кривые а) и подогрева натрия в нем (кривые б) от расхода натрия через реактор при снижении мощности и расхода в режиме саморегулирования.
1 - при отсутствии гидродинамических эффектов реактивности; 2 - при значении этих эффектов, равном 5-10-4, 3 - при автоматическом поддержании постоянной мощности
При падении расхода теплоносителя через реактор мощность его в режиме саморегулирования снижается вследствие разогрева активной зоны. Снижение мощности существен но замедляет рост температуры в активной зоне. На рис. 56 построена зависимость установившегося в ре жиме саморегулирования подогрева натрия в реакторе БН-600, работавшем в исходном состоянии при номинальных значениях мощности и расхода теплоносителя, от конечного расхода теплоносителя. Для сравнений на этом же рисунке построена зависимость подогрева от расхода при постоянной мощности. Из расчета следует, что в режиме саморегулирования натрий в активной зоне реактора закипает при снижении расхода теплоносителя до 20 %, а при постоянной мощности - до 44 % номинального. Нужно еще раз подчеркнуть, что эти результаты относятся к конечному стационарному состоянию. В переходном процессе при большой скорости снижения расхода температуры превышают установившиеся значения.
При изменениях температуры теплоносителя на входе в реактор отклонения температур в активной зоне в режиме саморегулирования также существенно зависят от скорости возмущения. Как уже говорилось в § 4, при медленном подъеме температуры теплоносителя на входе в реакторы БН-350 и БН-600 максимальные значения температур топлива, теплоносителя и оболочек твэлов в активных зонах снижаются или остаются почти неизменными. Однако если скорость роста входной температуры достаточно велика, то в переходном процессе температуры в актив ной зоне вначале могут расти. Так, если входная температура увеличивается на 200 °C по экспоненциальному закону с постоянной времени 20 с, то динамический подъем температуры теплоносителя на выходе из реактора БН-350 над номинальным значением составляет 70 °C. При постоянной времени 50 с температура увеличивается на 50 °C. Эффективные постоянные времени промежуточных теплообменников существующих быстрых реакторов, которые определяют максимальную скорость роста температуры, например, при прекращении циркуляции натрия во втором контуре, составляют 20-30 с.
Отключение ГЦН первого контура без срабатывания аварийной защиты реактора. Отключение ГЦН первого контура с отказом АЗ в некоторых зарубежных проектах в недавнем прошлом рассматривалось в качестве максимальной проектной аварии.
Такая авария по расчетам приводит к быстрому закипанию теплоносителя и выбросу его из активной зоны с последующим разгоном реактора из-за положительною натриевого пустотного эффекта реактивности. Сейчас с большинстве стран такую аварию относят к разряду гипотетических, так как она может произойти при наложении невероятно большого количества отказов оборудования и систем защиты реактора. Вместе с тем возникает вопрос о возможности полностью исключить в этом режиме закипание теплоносителя путем выбора соответствующих физических и динамических характеристик реактора. Для этого необходимо, чтобы мощность реактора после отключения насосов снижалась достаточно быстро за счет отрицательных температурных эффектов реактивности.
Полагаем, что после отключения ГЦН и их выбега в первом контуре возникает естественная циркуляция (ЕЦ) теплоносителя, расход теплоносителя через реактор при этом уменьшается почти на 2 порядка. Полученная в § 4 формула (166) показывает, что при таких условиях в конечном установившемся состоянии подогрев теплоносителя в реакторе увеличивается во столько же раз, во сколько мощностный эффект реактивности превышает расходный, независимо от расхода теплоносителя в режиме ЕЦ. Данные об эффектах реактивности, также приведенные в § 4, показывают, что после падения расхода натрия его подогрев в реакторе БН-350 увеличивается в 3,8 раза, температура на выходе из активной зоны возрастает до 920 °C. Эти вычисления проведены для начальной мощности реактора, равной 650 МВт. Температура кипения натрия при том давлении, которое существует на выходе из активной зоны, составляет 960 °C.
Для реактора БН-600 в рассматриваемой ситуации подогрев натрия в активной зоне увеличивается в 2,7 раза и при неизменной входной температуре температура на выходе из активной зоны должна возрасти до 970 °C. Это означает, что натрий на выходе из активной зоны закипит. Использованное для расчета соотношение (166) показывает, что для ограничения подогрева натрия в реакторе при переходе в режиме саморегулирования от принудительной к естественной циркуляции теплоносителя следует стремиться к увеличению абсолютного значения тех компонент эффектов реактивности, которые связаны с температурой теплоносителя и стали и к уменьшению тех, которые связаны с температурой топлива. Поэтому ошибочно представление о том, что усиление отрицательного эффекта Доплера играет всегда благоприятную роль. Как видим, в ситуациях, связанных со снижением расхода, этот эффект при прочих равных условиях увеличивает отклонения температур. В связи с этим отклонения температур в рассматриваемой ситуации в реакторе с металлическим топливом, где эффект Доплера сравнительно слаб, меньше, чем в реакторе с оксидным топливом.
Сделанные выше количественные оценки относятся, во-первых, к квазистационарно му процессу, а во-вторых, к тому простейшему случаю, когда при снижении расхода и мощности не изменяется температура теплоносителя на входе в реактор, а также нет никаких внешних возмущений по реактивности. Учтем совместное изменение указанных параметров с тем, чтобы оценить их влияние на отклонения температур в активной зоне.
Как видим в § 4, запишем уравнение баланса реактивности для конечного стационарного состояния:
(232)
При записи этого уравнения предполагалось, что при изменении мощности и расхода входная температура теплоносителя меняет свое значение от Т0 до Т и в реактор вводится внешнее возмущение по реактивности, равное ϼв. С учетом (157) получаем
При переходе от номинального режима к режиму естественной циркуляции теплоносителя, когда dG > 1,
• (233)
Очевидно, что в большинстве случаев, когда нет существенного эффекта реактивности, связанного с изгибом ТВС в неравномерном температур, ном поле,
> 1. Это означает, что снижение температуры теплоносителя на входе в реактор в рассматриваемой ситуации будет приводить к росту температуры на выходе из активной зоны.
Изменение температуры на входе в реактор в значительной мере зависит от способа отвода мощности реактора в аварийных условиях. Теплоотвод может осуществляться с помощью прямоточных ПГ или ПГ с естественной циркуляцией воды и пароводяной смеси, а также с помощью специальных воздушных теплообменников аварийного расхолаживания, подключенных к первому или второму контуру реактора. Опасность наибольшего снижения входной температуры существует для схемы с прямоточным ПГ. В такой схеме при плохом качестве поддержания температуры теплоносителя на выходе из ПГ температура на входе в реактор может упасть вплоть до температуры в деаэраторе. Парогенератор с естественной циркуляцией в этом отношении работает лучше. Температура теплоносителя на выходе из него опускается не ниже температуры насыщения воды, соответствующей давлению в ПГ. Конечно, здесь требуется автоматическое поддержание давления. Но эта задача в аварийных режимах работы решается проще, чем поддержание постоянной температуры натрия на выходе из ПГ за счет изменения расхода питательной воды на малых его уровнях.
В схемах с воздушными теплообменниками задача решается выбором соответствующих теплогидравлических характеристик воздушного тракта. Поэтому в такой схеме температура теплоносителя на входе в реактор однозначно определяется уровнем мощности реактора. В режиме саморегулирования снижение входной температуры будет задерживать падение мощности, и, следовательно, неконтролируемое снижение температуры здесь возможно лишь при ошибках в характеристиках тракта.
Результаты сделанных стационарных оценок показывают, что в реакторах БН-350, БН-600 даже при сохранении неизменной входной температуры снижение мощности в рассматриваемой ситуации оказывается недостаточным для того, чтобы избежать опасного повышения температур в активной зоне. Нужно учитывать, что фактически в нестационарных режимах отклонения температур должны быть еще больше. Необходимо также учитывать энерговыделение за счет распада осколков деления. Приведенные соотношения справедливы до тех пор, пока следующая из них мощность реактора превышает мощность остаточного энерговыделения. При переходе в режим естественной циркуляции возможно такое положение, когда нейтронная компонента мощности упадет до нуля и дальнейшее изменение температур будет определяться спадом остаточного энерговыделения. Все это учитывается в расчетах нестационарных процессов. Результаты таких расчетов для реактора БН-600 представлены на рис. 57. Они показывают, что при полном отказе аварийной защиты натрий на выходе из активной зоны закипит через 26 с. Отрицательной температурной обратной связи в этом реакторе недостаточно для самогашения при отключении насосов. Но выражение (233) показывает, что ввод даже небольшой отрицательной реактивности может значительно улучшить положение. Подстановка конкретных значений констант в формулу (233) дает следующие выражения для предельного отклонения температуры теплоносителя на выходе из активной зоны от начального значения для реактора БН-350:
для реактора БН-600
Эти соотношения показывают, что на каждый градус снижения входной температуры температура на выходе увеличивается на 2 градуса. Отсюда также видно, что введение в активную зону при рассматриваемой аварии лишь двух поглощающих регулирующих стержней (PC) с эффективностью -(0,2-0,26)·10-2 каждый существенно снижает отклонения температур. Проведем расчет переходного процесса для того случая, когда рабочий стержень PC вначале находится в активной зоне в среднем положении, а резервный - на верхнем ее краю, так что ввод их в активную зону дает отрицательную реактивность - 0,4-10-2. Результаты такого расчета также представлены на рис. 57. Они показывают, что максимальная температура натрия в этом процессе составляет уже 850 °C, т.е. она ниже температуры кипения.
Одновременный отказ всех стержней АЗ при отключении насосов можно связать лишь со значительным повреждением активной зоны, большими смещениями направляющих труб и гильз органов СУЗ, например, из-за сейсмических воздействий. В этих условиях отказ стержней PC, вводимых в активную зону по сигналу БАЗ электродвигателями, а не под действием силы тяжести, менее вероятен.
Рис. 57. Изменение параметров реактора БН-600 в режиме саморегулирования при отключении насосов первого контура:
а - мощность реактора (штриховые линии) и расход натрия через реактор (сплошные линии), отнесенные к номинальным значениям; б - температурные эффекты реактивности (сплошные линии), реактивность, введенная стержнями PC (штриховая линия); в - температура натрия на выходе из активной зоны; 1,2- полное отключение насосов; 3 - перевод их на пониженные обороты; 1, 3 - ни один поглощающий стержень не вводится в активную зону; 2 - ввод в активную зону стержней PC
Рис. 58. Изменение параметров реактора БН-350 в режиме саморегулирования и естественной циркуляции натрия:
1 - мощность реактора, отнесенная к номинальной; 2 - расход натрия, отнесенный к номинальному; 3 - подогрев натрия в активной зоне; 4 - реактивность; 5- 
где K - номинальный расходный эффект реактивности; Δθο номинальный подогрев натрия в активной зоне
Максимальная температура в переходном процессе падает с уменьшением скорости снижения расхода, т.е. с увеличением постоянной выбега насосов. Но увеличение этой постоянной приводит к ускорению спада температуры после БАЗ и, следовательно, к росту термических напряжений в элементах конструкции.
Для реакторов БН-350 и БН-600 в связи с особенностями энергопитания их насосов можно рассматривать не остановку насосов после отключения, а более вероятный перевод их на пониженную частоту вращения, равную 1/4 номинальной. Такой перевод проводится по сигналу БАЗ. Если насосы переводятся на пониженную частоту вращения, а ни один из поглощающих стержней не вводится в активную зону, то снижения мощности реактора в режиме саморегулирования достаточно для предупреждения закипания натрия. Максимальная температура его при этом в реакторе БН-600 достигает 920 °C (рис. 57). Ввод одного стержня PC снижает максимальную температуру до 820 °C. Следовательно, даже при гипотетических, чрезвычайно маловероятных посылках авария протекает без катастрофических последствий.
Переходные процессы в быстрых реакторах при отключении насосов и изменении мощности реакторов в режиме саморегулирования исследовались экспериментально. В литературе описаны такие эксперименты на реакторах EBR-1I и ’’Рапсодия”. На ’’Рапсодии” были отключены насосы первого контура при мощности 22 МВт. Температура натрия на выходе из реактора в переходном процессе поднялась с 400 до 550 °C и далее начала снижаться. В центральном канале активной зоны температура поднималась до 705 °C.
В реакторе БН-350 подобный эксперимент проводился на очень низком исходном уровне мощности - 400 кВт. Насосы первого контура вначале работали при пониженной частоте вращения, а затем были отключены. Для того чтобы увеличить отклонения мощности и тем самым повысить точность измерений, в реактор одновременно было введено положительное возмущение по реактивности рв = 5х10-3 путем перемещения стержня PC. В первом контуре начала развиваться естественная циркуляция натрия, мощность реактора изменялась в режиме саморегулирования. Температура натрия на входе в реактор в течение нескольких десятков минут была постоянной. Уравнение баланса реактивности для этого режима имеет следующий вид:
(234)
Для обработки использовался начальный участок процесса, когда расход естественной циркуляции определялся только температурой в реакторе, а также гидравлическими и инерционными характеристиками контура. Эти характеристики известны по результатам независимых экспериментов. Поэтому для определения расхода естественной циркуляции через реактор достаточно было измерить лишь мощность реактора. Далее из (234) был найден расходный коэффициент реактивности, что и составляло основную цель эксперимента, поскольку этот коэффициент определяет предельные температурные отклонения в исследуемом режиме. Результаты эксперимента представлены на рис. 58. Отклонения расходного коэффициента от установившегося значения в начальные моменты времени объясняются погрешностями измерения.
Падение тепловыделяющей сборки в реактор во время перегрузки. Такая ситуация часто рассматривалась при техническом обосновании безопасности быстрых реакторов. При этом предполагалось, что сборка падает в реактор, находящийся в критическом состоянии. Уровень под- критичное 1 и реактора в процессе перегрузки постоянно контролируется. Ошибочный вывод его в критическое состояние возможен лишь при отказе всех каналов контроля. Падение ТВС в активную зону может произойти, в свою очередь, из-за неисправности перегрузочных устройств. Таким образом, рассматриваемая ситуация может быть следствием наложения многих отказов. Поэтому такую ситуацию следует относить к гипотетическим. Особенность ее состоит в том, что при перегрузке органы АЗ погружены в активную зону и рост мощности после падения сборки ограничивается только отрицательными температурными эффектами реактивности. Из уравнения баланса реактивности можно определить отношение подогрева теплоносителя в реакторе, которое устанавливается в результате переходного процесса после падения ТВС, к номинальному его значению:
(235)
Для большинства реакторов эффективность ТВС
, кроме того
. Поэтому предельное значение подогрева при любом расходе теплоносителя не превышает номинального. Это говорит о том, что перегрузка топлива может вестись при очень малых расходах теплоносителя, достаточных для отвода остаточного энерговыделения.
