#Атомное #ЧАЭС
Как таким реактором управлять?
Часть 1 https://fanfics.me/message384285
Часть 2 https://fanfics.me/message384286
Часть 3 https://fanfics.me/message384287
Целиком на фикбуке https://ficbook.net/readfic/8313046

Собственно, как и любым другим. Но со спецификой. Начну с общих моментов.
Что будет если из тех 2.5 нейтронов, вылетающих из расщепленного ядра урана новое деление, вызовет не 1, а больше или меньше?

Вообще эта величина зовётся "эффективным коэффициентом размножения нейтронов" — и он равен количеству нейтронов, вызывающих новую реакцию деления, на один акт деления ядра. Или Кэфф.

Если эта величина больше или меньше 1, то говорят, что в реакторе положительная или отрицательная реактивность. И он надкритический или подкритический (мощность соответственно растет или падает). Хотел без формул, но без этой никак. Тем более она примитивна:

Реактивность = (Кэфф - 1)/Кэфф

Как её изменить? Способов много, есть и экзотические. Вплоть до изменения состава продувочной смести охлаждающей графит и за счёт этого изменение поглощения в неё нейтронов. Но это далее стадии экспериментов не пошло. На ВВЭР же и их западных братьях, например, меняют концентрацию борной кислоты в теплоносителе - постепенно снижая её в течении кампании по мере выгорания топлива.

Традиционный и единственно доступный осознанный метод на РБМК - вводить или извлекать из реактора регулирующие стержни (стержни СУЗ - системы управления и защиты) поглощающие нейтроны.

Ввели - баланс нейтронов изменился - мощность падает.
Извлекли - баланс нейтронов изменился - мощность растёт.

Но такой вопрос: а если опустили и ждём? Почему со временем мощность перестаёт меняться и устанавливается на новом уровне? Про это сильно ниже.

Для эксплуатирующего персонала не менее важны, если не более удобны такие величины как период реактора (время за которое мощность меняется в е (2,718) раз) и период удвоения мощности (говорящее название, да? - Всем всё ясно? Время, за которое мощность удвоится. Именно на него ориентируется СИУР при работе с СУЗ).

Но как это посчитать?

Дело в том, что большая часть нейтронов при делении ядра урана излучается мгновенно - вернее в течении 10^-5 с (на память).

Но не все, слава Азатоту. Были бы все нейтроны такими, управлять реактором было бы невозможно. Малейшая введенная в реактор реактивность приводила бы за доли секунд к изменению мощности в разы.

Часть - доля запаздывающих нейтронов, очевидно запаздывает и излучается в течении существенно более долгого срока. Их делят на шесть групп по степени их тормознутости по которым усредняют время жизни, но я не буду записывать уравнение обратных песочных часов. Тут не место для диффур.

Если открытие нейтронов и деления ядра урана открыли путь для бомбы, то открытие запаздывающих нейтронов в 1939 - к реактору.

Если коротко, то время жизни одного поколения нейтронов - секунды. Но всё так только до тех пор, пока положительная реактивность не превысит долю запаздывающих нейтронов. Тогда реактор станеn не просто надкритическим, а надкритическим на мгновенных нейтронах. Мгновенно же разгоняясь как бомба.

Впрочем, и это может не привести к взрыву, если реактор устроен как надо - мощностной эффект реактивности может спасти реактор от разрушения, хотя повреждение твэлов и будут от скачка мощности.

Для урана-235 доля запаздывающих нейтронов 0,65%. А для плутония-239 - 0,21%. Что усложнят управление реакторами на MOX топливе. Но на ЧАЭС всё было без таких выкрутасов - просто уран, плутоний тоже был наработан, но его, разумеется, было мало чтобы как-то существенно повлиять на эту долю.

Еще говорят об эффективной доле запаздывающих нейтронов. Дело в том, что их энергия слегка отличается от мгновенных, а потому они меньше подвержены утечке и слегка меньше захватываются в процессе замедления, поскольку успевают быстрее замедлиться до энергий меньших чем соответствующие резонансным сечения поглощения урана-238. Для РБМК влияние этих факторов ничтожно, и эффективная доля запаздывающих нейтронов почти никак не отличается от простой их доли.

Но наличие запаздывающих нейтронов - не единственное условие безопасного управления им.

Существуют разного рода эффекты реактивности. Рассмотрим их на примере более смирного, не кипящего ВВЭР.

Температурный эффект реактивности
Растёт температура теплоносителя, падает его плотность. меняются макроскопические сечений. Меняется водо-урановое соотношение, изменяется (ужесточается), следовательно, и спектр * - меняют и микроскопические сечения. В итоге кучи не очевидных зависимостей вводится отрицательная реактивность.

*Не все же нейтроны тепловые - есть нейтроны всех энергий, только вот потоки разные. График показывающий зависимость между потоком и энергией нейтронов - это он самый, спектр нейтронов.

То есть в реакторе есть отрицательная связь - ТЭР (Температурный эффект реактивности) отрицательный. А если отнести ТЭР к изменению температуры, то получится ТКР - температурный коэффициент реактивности.

ТКР = ТЭР/(дельта Т)

Такой коэффициент должен быть отрицательным и иметь небольшое по модулю значение. Потому что если он будет большим по модулю, это приведет к сильным колебаниям мощности и опасности разгона реактора при захолаживании аз.

Реактор проектируется так что бы ТКР был отрицательным. Даже если конструкция аз при которой он будет положительным будет лучше по соображениям нейтронного баланса никто такой реактор не одобрит и не построит.

Например, при слишком высоких значениях концентрации борной кислоты ТКР становится положительным. Соответственно такую концентрации обзывают критической и с запасом в ВВЭР всегда имеют меньшую концентрацию.

мощностной эффект
У реактора растёт мощность. Температура теплоносителя не меняется (или меняется, но это можно расчётно исключить, вычтя температурный эффект), но растёт температура топлива. Эффект Допплера приводит к тому что сечения захвата в уране-238 растут и мощностной эффект реактивности и соответственно мощностной коэффициент реактивности (МКР) отрицательны.

Вернёмся к стержням.

Стержень подняли. высвободилась реактивность - мощность растет. Благодаря отрицательному МКР постепенно вводится отрицательная реактивность и мощность сама стабилизируется на новом уровне. Более того - любое случайное возмущение будет побеждено за счет саморегулирования реактора.

Реактор здорового человека! (Вообще-то обычный реактор)

Сумма мощностного и температурных эффектов, стационарного отравления ксеноном и ещё нескольких мелочей - это тот физический вес, который суммарно должны иметь стержни оперативного регулирования, которые можно вводить/выводить довольно быстро. Или, иначе, это оперативный запас реактивности.

Долговременные эффекты вроде выгорания компенсируют, неожиданно, компенсирующие стержни.

Добавлю ещё что реактивность нельзя непосредственно измерить - это величина расчётная. То есть ввели вы регулирующий стержень (опять забегаю вперёд) и мощность у вас начала падать. И по скорости её изменения вы уже точно узнаете какая сейчас реактивность. После того как начали вводит стержень - до того, это можно было только расчищать.

Думаете где-то написано: если ввести вот такой стержень настолько, будет введена такая-то отрицательный реактивность? С точностью до тысячной? А вот фиг вам. Нет, физический вес стержней известен, в нужной книжечке на столе ВИУР-а/СИУР-а (ведущего инженера управления реактором / старшего инженера управления реактором - должность зависит от типа станции) всё записано, но на него может оказывать влияние, например, соседних стержней, отравление реактора и много чего ещё..
(Ктулху, храни БН-800: там стержней всего штук 30... - компенсирующих, а активного регулирования 2 (два))

И наоборот - если вы не лезете куда не надо шаловливыми или наоборот профессиональными руками и нажимаете условно "уменьшит/увеличь мощность до стольки-то" задав минимальный период удвоения (меньше 30 секунд не выйдет - там не снимаемая ныне уставка срабатывания аварийной защиты) то с этим справится и автоматика. "Знающая" сколько каким стержнем можно ввести реактивности. В реактор в данном конкретном состоянии и в данный момент кампании - всё это влияет на физический вес стержней. С достаточный точностью, знающей. И знающей в каком порядке их вводить / извлекать. Но всё это данные рассчитываемые по сложным моделям реактора. Это сейчас такое можно оценить почти в реальном времени. В 80-е с этим всё было куда как хуже.

Теперь поговорим о неприятных отличиях РБМК от рассмотренного ВВЭР.

Во-первых, ВВЭР перегружается свежим топливом раз в год (сейчас реже - на пятилетней кампании топлива). Поэтому в начале кампании в нём много избыточной реактивности - запас на выгорание топлива. в ходе которого накопятся шлаки и уменьшится ядерная концентрация урана-235. Накопление плутония-238 скомпенсировать это не сможет. поэтому чтобы это компенсировать в начале кампании в теплоносителе много поглощающего нейтроны бора, введена куча компенсирующих стержней, а в случае пятилетней кампании топлива в ТВС есть ещё и выгорающий поглотитель.

Что можно сказать о балансе нейтронов? Он плох. Нейтроны бесполезно поглощаются, начальное обогащение из-за этого - все 4.5, а то и до 5%. тут есть своя выгода от более высокого КИУМа - коэффициента используемой мощности, ведь блок реже останавливают... Но речь сейчас не об этом.

РБМК перезагружается на ходу. В ночные смены раз в день-два. Это позволяет иметь в аз мало ненужного запаса реактивности, который нужно компенсировать. Это прекрасно для баланса нейтронов. Сейчас я говорю о дочернобыльском РБМК.

Но что здесь не так? Ради этого баланса увеличили шаг решётки ТВС сделав блоки графита 250*250мм, а не 200*200мм, как у его предшественника двойного назначения – АДЭ-1, АДЭ-2 и вплоть до АДЭ-5. Это всё канальные предки РБМК. У которых были алюминиевые твэлы с природным ураном и алюминиевые же трубы технологических каналов, поскольку рабочие температуры были много ниже.

К чему это привело?

К положительному паровому коэффициенту реактивности. По аналогии с выше названными коэффициентами он показывает отношение некого изменения реактивности - эффекта (парового) к изменению паросодержания в теплоносителе.

То есть больше в воде пузырьков – реактор разгоняется. А ведь пузырьки не от падения мощности как правило появляются.

Но расчётнобыло подтверждено, что положителен ПКР только при малых значениях паросодержания, при дальнейшем его росте он меняет знак и всё путём. Расчёт этот был неверным. Об этом есть в первом ИНСАГЕ - отчете для МАГАТЭ про аварию на ЧАЭС.

Вообще само то, что эксплуатировался реактор с положительным паровым (или пустотным*) коэффициентом реактивности вызывает вопросы... Хотя если бы расчет был верным - ничего бы и не случилось.

*Так он зовется как более широкий эффект свойственный всем реакторам. В том числе и не кипящим. В том числе и быстрым с жидким металлическом теплоносителем. То есть, при потере теплоносителя в реакторе здорового человека не должна вводиться положительная реактивность, а наоборот - только отрицательная.

Следующим важным отличием от ВВЭР у РБМК является то, что всё выше написанное можно выбросить, потому что оно писалась для точечной модели реактора. Хотя, я кончено погорячился, но суть в том, что всё куда сложнее. То есть как само собой разумеющееся предполагалось, что мощность в реакторе по всему объему его аз меняется пропорционально - о нём говорили, как о чём-то едином, точке.

Это не так.

Мало того, что мощность неравномерно выделяется по высоте и радиусу активной зоны, так и реактивность в разных частях аз может быть разной. Но если в ВВЭР это провяленный слабо (с чем справляется автоматика и утечки нейтронов из зоны в зону реактора), то РБМК это по сути. причем как по широте и длине или по радиусу - как вам удобнее, так и по высоте аз.

Процитирую седьмой ИНСАГ (ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ АВАРИЯ: ДОПОЛНЕНИЕ К INSAG-1 INSAG-7 Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности):

2.6. РАЗМЕРЫ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА



2.4. РЕГУЛИРОВАНИЕ МОЩНОСТИ


Про 1000 действия - это не шутка. До того, как как эти занялись более совершенные компьютеры операторов звали "пианистами". То есть нужно осмысленно что-то нажимать или переключать раз в 3-4 секунды в течении часа.




Йодная яма и отравление ксеноном.

При делении ядер урана образуются осколки. Большая часть из них радиоактивна. При радиоактивном распаде эти изотопы трасмутируют в другие изотопы, а те - ещё в другие. Формируются цепочки последовательных продуктов распада урана.

Нас интересует цепочка распада:

X -> очень сложно (вам это не интересно) -> йод-135 -> ксенон-135 -> не ксенон (вам это тоже не интересно)

Что важно: период полураспада йода-135 - 6.53 часов, а ксенона-135 - 9,14 часа. И он (цитирую Википедии ибо мне лень) имеет максимальное сечение захвата тепловых нейтронов среди всех известных веществ — примерно 3 миллиона барн для энергии 0,069 эВ[14], его накопление в ядерных реакторах в результате цепочки β-распадов ядер теллура-135 и иода-135 приводит к эффекту так называемого отравления ксеноном (см. также Иодная яма - https://ru.wikipedia.org/wiki/Иодная_яма - кто хочет почитать не моё предельно упрощенно изложение прошу туда).

Как это работает (кратко)? Производство нового йода-135 пропорционально мощности реактора. Йод при этом самопроизвольный распадается на бета частицу и ксенон-135, а так же захватывает нейтроны и выпадает из этой цепочки.

Ксенон-135 образуется в результате бета распада йода-135 и трансмутирует в что-то более безобидное сжирая нейтроны (чем он и вредит нам). Это конкурирующие процессы: один +. другой - которые приводят к тому что в реакторе со временем они друг друга уравновешивают, образуется стабильная концентрация отравы и говорят о стационарном отравлении ксеноном.

Что случается если мощность реактора на некоторое время падает? Дело в том, что предшественник ксенона-135 - имеющий ту же атомную массу йод-135 не склонен как не в себя жрать нейтроны, поэтому его стационарная концентрация намного больше. Мощность уже упала - а вот новый ксенон-135 продолжает образовывать так, будто бы реактор ещё работает на предыдущем, более высоком уровне мощности. И в силу периода полураспада йода-135 в 6.53 часов эта инерция продлится долго.

Равновесие смещается, и концентрация ксенона начинает расти, что вводит в реактор отрицательную реактивность. Происходит нестационарное отравление ксеноном. Затем со временем его концентрации становится соответствующей новой мощности, а до того падает, вводя положительную реактивность. Вот и рисуется "яма". Так как виноват в этом предшественник - то "йодная".
https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/3/3d/Reactor_shutdown_xe_chart.png?uselang=ru


Обычно тепловой реактор спроектирован так, чтобы его оперативный запас позволял выйти из этой ямы. Но, например, под конец кампании ВВЭР когда оперативный запас мал может и не выйти из неё, вроде как. Если "уронить" реактор. Особенно глубокая яма (т.е наибольшая отрицательная реактивность) возникает если уронить реактор со 100% мощности на 0%. А потом подождать, не выжигая довольно быстро накапливающийся ксенон потоком нейтронов.

Ещё - тут отрицательная реактивность - величина расчетная, сам реактор может иметь стабильную мощность и быть критическим - просто эта реактивность компенсируется выведение стержней.

Процесс этот изученный вдоль и поперек, довольно предсказуем. Рассчитывается и без формул - по номограммам даже. Но это если реактор - "точка". В РБМК в разных областях реактора отравление могло идти по разному. Более того, при работе на номинально мощности могли по нему гулять "ксеноновые волны" - с этими автоколебаниями успешно бороться могла только автоматика. Причем не на малых мощностях. Да она ещё и не сразу появилась такая умная...

В идеале если бы стержни очень-очень плавно вводили реактивность, то можно было бы на неё почти плевать - плавно отрабатываемый изменения концентрации ксенона. Собственно, там маневрируют мощностью на корпусных водо-водяных не кипящих реакторах Франзузы у которых очень велика доля АЭС в энергетике. На ряде их станций есть специальные "легкие" поглощающие стержни.

По той же схеме реактор отравляется и самарием. Но его влияние меньше. И еще, по-настоящему, десятком работающих по той же схеме цепочек... Вносящих влияние в реактивность меньше чем предел чувствительности у приборов. Поэтому они не интересны.

О стержнях РБМК
О тех самых графитовых вытеснителях. Выше я писал, что в каналах СУЗ - вода. Вода поглощает нейтроны. Дифференциальная эффективность (то есть изменения реактивности при изменении глубины погружения) стержней не пропорциональна глубине их погружения и поэтому они часто введены не на всю глубину активной зоны. Да и их высота чуть меньше, чем все эти 7 метров активной зоны.

Кстати на кипящих корпусных реакторах стержни СУЗ вводятся снизу. Что не просто так - это физикой обусловлено в том числе.

Поэтому чтобы в канале не было лишней ничего не омывающей и ни с чего не снимающей тепла воды, к стержням снизу подцепили "немного" графита. Вытеснитель.

Нейтронный баланс! Замечаете, как часто я это талдычу? Мне кажется о нём много думали конструкторы. Или почти только о нём.

В чем минус такого решения? Если заместить воду графитом, в этой области уменьшится поглощение нейтронов и будет введена положительная реактивность.

Поэтому сначала такие стержни опуская сверху вниз в аз вводят положительную реактивность, а потом только отрицательную. И следует учесть, что аз - это много маленьких соединенных друг с другом аз, а не нечто монолитное по своей физике. При правильной работе автоматики - это не нечто ужасное, но репутация уже подмочена.

Ход аварии.

Знаете же байку про начальника штаба которого разбудили по случаю войны, а он только указал полку шкафа с инструкцией на данный случай? Так вот разбирать саму аварию я буду очень недолго - потому все упомянутое выше сэкономит время.

Кроме того, меня в рамках физического разбора не сильно интересует какие инструкции персонал нарушил, а какие - нет, можно было снимать столько блокировка (да - согласно действовавшим правилам и экспериментальной ситуации - можно, согласно программе эксперимента) действовал ли он разумно или нет.

Судить людей я не желаю, судить я буду РБМК.

Суть проходившего эксперимента была простой. Пар на турбину перестают подавать и отсоединяют её от сети, так как 50 герц есть 50 герц, а обороты турбины начнут падать.

Подающие воду в аз ГЦН питаются от трансформатора собственных нужд. Т.е. от выбегающего турбогенератора. Пока не запустятся дизель-генераторы питание на ГЦН будут поступать от выбегающего турбогенератора.

В действительности даже без питания от выбегающего турбогенератора и вплоть до запуска дизелей ГЦН не остановились бы в секунду без питания. На них стоят мощнейшие маховики. Тут изучали такой нестандартный способ повышения безопасности.

1) Эксперименту предшествовало отравление реактора ксеноном из-за работы на сниженной мощности по требованию диспетчера и падению мощности по неизвестной причине. Что привело к тому что из него вытащили кучу стержней автоматического регулирования чтобы он не "заглох". ("вручную" вытащенных, хоть они и "автоматического регулирования") Инструкции всё это не запрещали (ИНСАГ-7).

Оставив недопустимо низкий оперативный запас реактивности. Но тут опять же - любят на эту тему поспорить. Запрещено это было или нет.

Это привело к повышению положительного парового коэффициента реактивности. Физика РБМК такова что чем больше в нём поглотителя помимо урана, тем тот коэффициент ниже. И наоборот.

2) Эксперимент приводили на малой мощности, когда реактор плохо управляем.

В сочетании с отравлением реактора и попыткам и удержать мощность это привело к неправомерному отравлению реактора и повышению мощности в нижней части реактора. Всё очень условно. Потому что никто эту мощность в точности не измерял - и распределение её по объему было восстановлено расчётно. Возможны были и угловые коэффициенты неравномерности. То есть эта мощность которая была мала тем не менее была распределена неравномерно. Возможно где-то она была такой, как при работе РБМК на полной мощности в штатном режиме. Возможно выше.

Выяснить это при работе на 200МВт не представляется возможным. Ну и вот, например, то, по чем реконструировали произошедшее:
blob:https://imgur.com/5add339a-5ab9-46a9-b727-64598a82276b
А ведь в программе испытаний было 700Мвт!
3) Помним про барабаны-сепараторы. Чтобы повысить безопасности эксперимента включили резервные ГЦН. Увеличив расход воды через активную зону. При малой её мощности.

Верно говорят, что это увеличило температуру на входе в активную зону и недогрев до температуры насыщения, облегчив закипание воды при случившемся скачке мощности.

Но что ещё важнее в итоге паросодержание в технологических каналах перед началом выбега снизилось, так как большой расход при малой мощности приводил малому повышению энтальпии по высоте канала. Сказать: «к малому подогреву» будет ошибочно – температура при фазовом переходе постоянна. Что создало предпосылки к введению за счёт парового эффекта реактивности бОльшей реактивность - потенциальная разница между почти нулевым паросодержанием его максимальным значением равным 1 была максимальной – взвели, иначе говоря, сами того не понимая тетиву.

4) Тут начинается эксперимент, расход воды в аз плавно падает, растет паросодержание и бах – взрыв! Причём их было два. Сначала тепловой взрыв в нижней части реактора выстрел графитом вверх пробив им крышу реакторного здания. Ведь он лежал на крыше турбинного цеха – на которой и побывали пожарные нахватавшись от него смертельных доз.
Спор о том, был ли взрыв «ядерным» заключается в том, был ли локальный разгон на мгновенных нейтронах. Судя по графикам мощности – был. С последующим разрушением аз.
Когда говорили, что аз взорваться не может – имели именно это в виду. И не взорвалась бы если не положительный ПКР. Которого быть «не могло». Разгон на запаздывающих нейтронах привел бы к разрушению, плавлению, разгерметизации, но не пробиванию крыши верхней плитой реактора с раскидыванием радиоактвиного графита по местности.
Второй взрыв – это детонация водорода, образовавшегося из-за пароциркониевой реакции и взаимодействия перегретого опара с раскалённым же графитом. Но водород взрывается вовнутрь. Что и обрушило внутрь крышу здания.


Что я пропустил? А… нажатие на копку АЗ-5.

Было оно или нет я не знаю. По одной из версий (главной):

"В процессе выбега стала снижаться производительность ГЦН и начал падать расход через реактор. Это привело к дальнейшему увеличению пара в активной зоне. При положительном эффекте реактивности по количеству пара это привело к вводу положительной реактивности и начался обратный процесс – оператор начал погружать стержни в активную зону, причем намного активнее, чем извлекал, т.к. обратный процесс увеличения количества пара шел быстрее, чем бывшее ранее уменьшение. Согласно Регламенту эксплуатации, в данной ситуации (резкий ввод положительной реактивности в течении длительного времени), необходимо было снизить мощность реактора. Единственным возможным способом выполнить это требование, было кратковременное нажатие на кнопку АЗ-5. По сигналу АЗ-5 все стержни идут в активную зону до тех пор, пока есть этот сигнал. Как только он исчезает, стержни останавливаются."

Однако положения стержней по данным датчиков были какие попало, учитывая, что активной зоны как целостной конструкции, не улетевшей частично на улицу после взрыва, уже не существовало, были ли стержни действительно введены до взрыва или на АЗ-5 нажали после него - я не знаю.

Вот этот человек тоже сомневается
http://n-t.ru/tp/ie/ca.htm

Если же они были введены, то это ввело дополнительную реактивность и послужило спусковым крючком. Но ведь неприятно же признаться, что для разгона на мгновенных нейтронах в нижней части аз хватило одного парового эффекта обусловленного порочной конструкций аз?

Заключение

Положительный ПКР у РБМК победили просто: увеличили начальное обогащение, что заставило держать в аз больше стержней. Я е говорил про связь между поглощением нейтронов не топливом и ПКР? Весь этот прекрасный нейтронный баланс улетел в трубу, правда. Как и надолго - будущее ядерной энергетики.

А ведь если бы шаг блоков был не 250мм...

Вытеснители убрали от греха подальше, модернизировали систему управления и защиты, по сути в ней всё заменив, потом поменяли ЭВМ на более осовремененную, что улучшило управляемость на всех режимах - ныне РБМК уже иные по своей начинке - за исключением ТК с ТВС.

Ну, и учитывая планы по строительству ВВЭР и проектируемой мощности Атоммаша (пусть и кучей экспортных заказов) РБМК бы и так бы постепенно сошёл со сцены. Когда назрел бы вопрос о использовании гермооболочки. Но случилось то, что случилось.