автореферат диссертации по энергетике, 05.14.16, диссертация на тему:Разработка технических средств предупреждения и уменьшения экологических последствий при авариях неэнергонапряженных ядерных объектов

1 , о *

МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ОТКРЫТЫ!! УНИВЕРСИТЕТ УЛК 621.039.58

На правах рукописи

ЧИСТОВВОНОБ Александр Сократович

РАЗРАБОТКА ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ ПРЕДУПРЕЖДЕНИЯ И УМЕНЬШЕНИЯ ЭКОЛОГИЧЕСКИХ ПОСЛЕДСТВИЙ ПРИ АВАРИЯХ НЕЭНЕРГОНАПРЯЖЕННЫХ ЯДЕРНЫХ ОБЪЕКТОВ

' 05.14.16 - Технические средства гащиты окружающей среды (промышленность )

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва 1995

Работа выполнена б Московском государственном открытом университете (МГОУ).-

Научный руководитель:

Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

Доктор технических наук В.И. Рачков

Доктор физико-математических наук В.И. Агошков

Кандидат техничссгах наук В.И. Ионкин

Комитет по безопасности, экологии и чрезвычайным ситуациям ' Минатома РФ

Защита состоится "21" /уи<*<ц 1096 г. в _часов на заседании специализированного совета К053.20.01 при Московском государственном открытом университете (МГОУ) по адресу: 129805 г. Москва ул. Павла Корчагина д. 22 аудитория 342 .

С диссертацией можно ознакомиться б библиотеке МГОУ.

Отзывы в двух экземплярах, заверенные печатью, просим направлять но указанному адресу ученому секретарю специализированного совета.

Автореферат разослан ду?__199^ года

Ученый секретарь

секретарь специализированного совета кандидат технических наук

А.Я. Антонов

1. ОБШАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы.Обеспечение ядерной безопасности на ядерно-энергетических установках после Чернобыльской катастрофы общепризнано считается одной из важнейших задач.Вместе с тем среди ядерноопасньгх объектов особое место занимают системы с низким исходным уровнем плотности делений: критические стенды, исследовательские реакторы в неэнергонапряуэнных режимах работы, реакторы космического назначения до выхода на мощность.

На их долю приходится, как показано в первой главе диссертации, большая часть всех имевших место ядерных аварий.

Установление необходимых ограничений, а тагосе разработка технических средств, учитывающих физические особенности поведения таких систем и направленных на уменьшение вероятности возникновения ядерной аварии или ее исключение, является ванной практической задачей обеспечения ядерной безопасности.

Цель работы заключается:

- в исследовании физических особенностей поведения размножавших систем с низким исходным уровнем плотности делений;

- в разработке технических рекомендаций по улучшению состояния ядерной безопасности;

- в создзния методики оперативней оценки величины энер-говндедения при ядерной аварии для рассматриваемых типов систем;

- в исследовании физических особенностей и разработке технических рекомендаций по обеспечению ядерной безопасности (ЯВ) реакторов космического назначения при попадании в воду,

- в использовании полученных результатов для решения вопросов обеспечения ядерной ^опасности;

- в разработке и; основе полученных результатов технических средств предупреждения и умзньичш экологических последствий при авариях на незнергонапряженныч ядерных обтектзх.

Научная новизна состоит:

- в установлении недетерминистического характера реализации аварии из аварийной сигтаи для систем, оснащенных СУЗ, в

условиях низкого исходного уровня плотности делений, и оценке этой вероятности;

- в разработке и обосновании системы аварийной защиты с использованием поглотителей.с'пороговым характером сечения пог-

' лощения для быстрого реактора космического назначения при его попадании в водородосодержащие среды;

Практическая ценность заключается :

- в методике качественной и количественной .оперативной оценки характеристик ядерной аварии в -зависимости от условий ее возникновения и параметров системы при низком исходном уровне плотности делений;■

- в установлении требований по быстродействию к системам обеспечения ядерной безопасности;

- в разработке системы обеспечения ядерной безопасности • для малогабаритного реактора космического назначения при его

попадании в водородосодержащие среды.

, Автор защищает:

1.Установление вероятностного характера факта реализации ядерной аварии из аварийной ситуации для установок, оснащенных СУЗ, в условиях низкого исходного уровня плотности делений, оценку этой вероятности,технические ограничения на системы обеспечения ядерной безопасности, основанные на физических особенностях поведения размножающих систем с малой плотностью де-

, лений, а также результаты применения вероятностного подхода к обеспечению ядерной безопасности реактора космического назначения типа ЭР-100.

2.Способ и устройство пассивной аварийной защиты с применением пороговых поглотителей для малогабаритных быстрых реакторов космического назначения при попадании реактора в водоро-дссодердащие среды.

Апробация. Материалы диссертации докладывались на семинарах в Госатомнадзоре России, ФЗИ и ШН; на 15 секции НТО МОЙ; на Всесоюзной школе по-физике и технике, реакторов и применению

ИЯР в научных исследованиях, Ленинград, 1982 г.; на XII Всесоюзном совещании по исследовательским реакторам, г. Обнинск. 1988 г.; на международной конференции "ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА В КОСМОСЕ", Обнинск,1590 г.

Публикации. Результаты описанных в диссертации исследований опубликованы автором в 9 статьях, . 34 отчетах и защищены 5 авторскими свидетельствами.

Степень внедрения.

Полученные автором результаты использованы при составлении действующих в настоящее время в России Всесоюзных правил обеспечена ядерной безопасности ПБЯ-01-75. ПБЯ-02-73, ПБЯ-СЗ-75, ПЕЯ-05-7?;трех стандартов и двух Положений предприятия; б проектах критстендов, в частности ФС-2 и РФ/ГС; при проектировании реакторов космического навначения;

Объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав и отключения ; она содержит 116 страниц машинописного текста, 38 рисунков и 10 таблиц. Список литературы включает 104 наименования, в том числе 30 работ автора. Общий объем диссертационной работы составляет 147 страниц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ.

Во ведении обосновывается актуальность и практическая значимость темы, указывается цель работы, определяется постановка задачи и формулируются выносимые на защиту положения.

£ первой главе диссертации анализируется современное состояние вопроса обеспечения ядерной безопасности. В открытой печати имеется описание 58 ядерных аварий (Таблица 1).

Анализ показал, что около 80 процентов Есех аварий развивались из исходного подкрнтического состояния при достаточно больших скоростях'ввода положительной реактивности и при низком исходном уровне плотности делений. Примерно 60 процентов аварий ■этого типа произошли на установках, оснащенных СУЗ, вследствие чего этому классу установок в диссертации уделено особое внимание. Экологические посделстнгй аварий. реалигоБЭЕШхея при

ком исходном уровне плотности делений, могут быть весьма значительными ( что показала,например, авария на реакторе 31,-1), поэтому необходимо принимать меры не только по предупреждению аварий Чернобыльского типа, но и аварий систем с низким исходным уровнем плотности делений.

Таблица 1.

NN пп - Тип установки Кол-во аварий

1 Критические стенды 20

2 Ядерные реакторы 9

3 Перерабатывающая промышленность 6

4 Стенды космических установок 3

Проведенный автором на основании результатов более 800 экспертиз и инспекций анализ нарушений соответствующих "Правил обеспечения ядерной безопасности" (ПБЯ) позволяет утверждать, что около 80 процентов несоответствий имеют технический характер и 20 процентов касаются организационно-документальной стороны вопроса обеспечения ядерной безопасности.

Распределение недостатков приведено в таблице 2.

Таблица 2

№пп Место нарушений доля.проц

1 Системы контроля и сигнализации 19

2 Системы аварийной защиты 14

3 Обеспечение шаговости и скоростей

введения положительной реактивности 9

4 Экспериментальные устройства 14

5 Прочие технические недостатки 26

6 Организационные недостатки • 18

Наибольшим источником недостатков льляетсл проектирован»?

г*

- I -

(в Боссии (СССР) - 48 процентов, в США - 36 ).Недостатки в проектировании во многом обусловлены недостаточной научно-технической проработкой вопросов обеспечения ядерной безопасности.Такое положение и определило общую цель работы:

- научное обоснование и выдача рекомендаций, для разработки технических средств обеспечения ядерной безопасности систем с низкой плотностью делений.

Во второй главе рассмотрены вопросы обеспечения ядерной безопасности на критических стендах, исследовательских реакторах и установках специального назначения при неэнергетических режимах работы.

Как показал анализ литературы, поведение размножающей системы зависит от числа нейтронов в исходном подкритическом состоянии. При изучении физики аварийных процессов была использована вероятностная модель Хансена, устанавливающая вероятность величины времени задержки между достижением критичности и появлением первой незатухающей цепочки делений (ШЩ). До появления ПНЦД система не реагирует на введенную реактивность и ее поведение существенно стохастично. После появления ПНЦД развитие аварии происходит по детерминистическим закономерностям и может быть списано приближением скачка реактивности, например,моделью Фукса.

В используемой автором объединенной модели принято,что ввод аварийной реактивности осуществляется по линейному закону со скоростью" а ". Принимается,что во время вспышки и после нее ввод положительной реактивности прекращается. Полагается, что повторные вспышки или осцилляции мощности не происходят вследствие срабатывания АЗ или развала системы.

Так,как момент "V появления ПИЩ. - случайная величина, значение реализовавшейся в этот момент реактивности р= а1 также подчиняется вероятностным закономерностям. Если эта реактив- . кость превышает эффективную долю запаздывающих нейтронов, системы АЗ,' использующие только сигналы датчиков нейтронной мощности, не в состоянии исключить ядерную нварив. ДЕарня происходит и в том случ-:;!', если реализовавшаяся ре активность р ' Щ.,^

- зТаз. где Таз * время от создания условий для выработки аварийного сигнала до момента начала ввода отрицательной реактивности. Как "а", так и "Таз" обусловлены техникой и в рассмотрении приняты детерминистически определенными; обусловленные физикой процесса стохастиические значения величин реактивностей приводят к тому, что сам факт развития аварии из В\ аварийной ситуации носит вероятностный характер ; при детерминистическом задании начальных условий аварийной ситуации авария либо возникает, либо нет.

Примем, что незапланированное достижение критичности на мгновенных нейтронах ( событие А ) обуславливает ядерную аварию. Тогда для полной вероятности аварии такого типа при несовместности В( событий модно записать.;

мгн п ува (1)

Рав - Е Р1 (АЛОР1(ВО 1-1

где вероятность реализации Б^ аварийной ситуации,

ува

Р1 (А/ВО - условная вероятность аварии с достижением или превышением доли запаздывающих нейтронов при условии реализации В1 события. •

При принятых выше, приближениях с использованием вероятностной модели Хансена автором получено аналитическое выражение ува

ДЛЯ Р( (А/В[):

/ ^ ' ^/а1~Таз / ЙЬ.

1-Ег(/'2 1 1)231/^-1

Г|

[--] ехр ( гГ/РП (П (?)

— о _ Г> л

к V * Гг'-

где а\ - скорость ввода аварийной реактивности.[абс.ед/сек]• средний выход нейтронов на один акт деления ;

- флуктуационный параметр ; 5( - интенсивность источника нойтроиов, нейтрон/е

2 х

Е2(х)=- — I е (¡1 - интеграл ошибок ; уг 6

t - текущая координата по времени, критичность дости-

. гается б момент 1 = 0-, 1 - время жизни нейтронов,.[с]. В силу монотонности закона роста реактивности максимальному с вероятностью Р времени появления ПШЩ соответствует и максимальное с вероятностью Р значение реализовавшейся реактивности рр- квантиля р порядка Р .

Возможные квантили времен задержек б завит,'.сети от скорости введения положительной аварийкой реактивности а^р/сЗЬ приведены на рисунке 1 для реактора космического назначения типа оР-100 с временем жизни нейтронов 1 = Ю"6 с (кривые 1-3).

Квантиль реактивности того же порядка, задающей начальные условия развития аварийного процесса, определяется как. рр-аЬр.

Кривая 4 "характеризует время, прошедшее от достижения критичности на запаздывающих нейтронах, до критичности на мгновенных нейтронах, £= вЭФ /а. Кривая 5 соответствует времени Ь -(Юэф-О.ЗЗзф'/а, которое определяет в детерминистическом случае "сильного" источника нейтронов границу по быстродействии системы АЗ, исключающей аварию на мгновенных нейтронах в предположении, что достижение надкритичности р - 0,38а® является условием, требующим введения в действие аварийной защиты ( АЗ ).

Как следует из рисунка 1 , использование в системе АЗ только датчиков нейтронной мощности в условиях "слабого" источника нейтронов не в состоянии обеспечить ядерную безопасность для области, расположенной .правее кривой 5. При вводе положительной реактивности рост ' нейтронного потока может отсутствовать в связи с отсутствием ШЩ.

Предложено следующее ограничение по быстродействию АЗ: т3з< {0,?й*ф - раВр=о. 95 )/а - О,70ЭФ /3^р-с.95 (3) В детерминистическом случае "сильного" источника величина введенного до появления квантиля аварийной реактивности порядка Р-0,95 р^р»:«, • 0. и система АЗ с таким быстродействием иогал*-! аЕ-л;йю на мгновенных нейтронах.

В случае р^р = о,95<0,36эф аппаратурный отклик системы происходит при р=0,ЗвЭф) а защитное действие АЗ начинается при надкритичноети О,30ЭФ < рнадкр< щэф- равр=о.95<20эФ. В случае равР=о,95 > 0,ЗвЭф отклик АЗ с вероятностью Р - 0,95 происходит при р < равр=о, 95 » а защитное действие с такой же вероятностью начнется при рнадкр < о,?0эф.

Техническая невозможность выполнения условия (3), (включая случай Хаз < 0 ). определяемая из анализа аварийных ситуаций, требует включения в систему АЗ сигналов по исходному событию возможной аварии.

Этими сигналами могут служить, например,сигнал ослабления натяжения троса при загрузке кассеты, сигнал падения давления в системе жидкостного (газового) регулирования и т.п.(технологические сигналы).Радикальным же средством исключения аварии такого типа является обеспечение наличия в системе "сильного" источника нейтронов при проведении ядерноопасных работ. Для определения мощности "сильного" источника исходя из вышеуказанных предположений получено следующее выражение:

Приравняв Ьт = 0, получаем 5 = ^¿/21 * 1/1.

Для практических .оперативных оценок упрощенно границей "сильного" источника можно считать 5 > 1/1.

Предупреждение ядерных аварий является основной задачей обеспечения ядерной безопасности. Следующей по важности задачей можно считать разработку мероприятий, направленных на уменьшение вредных последствий аварии, если она все-таки возникла.

Проанализировано влияние параметров реактора ( 5,1,а) и стохастичности процесса на величину энерговыделения.

Предполагалось, что поведение реактора в приближении скачка реактивности описывается кинетическим уравнением t

с/л/с/С - !ро - Ь Iп(.Ь')/1 сИ'] п/1 * 5 (5)

где Ь - постоянная, определяемая характеристиками гасящего механизма размножающей системы, [ М/дел. ]

. ро - величина скачка реактивности,[абс.ед.]. Так как до появления ПНЦД отклик системы на ввод реактивности отсутствует, ро~<з*р, где квантиль времени появления ШЩ порядка р. Вследствие монотонности зависимости величины энерговыделения Б от реактивности квантилю р порядка р соответствует Ер - квантиль Е порядка р.

Результаты расчетов для реактора, аналогичного оР-100, иллюстрируются рисунком 2. Видно, что увеличение мощности источника нейтронов 5 в предаварийной ситуации не только улучшают условия контроля и накладывают менее жесткие требования по быстродействию АЗ, но и существенно, до порядка, уменьшает величину энерговыделения, уменьшая, тем самым, величины доз облучения персонала и повреждения элементов системы.

Вторым поддающимся воздействию Фактором, влияющим на величину энерговыделения, является скорость введения положительной реактивности. Уменьшение этой величины не только улучшает работоспособность защит, но и весьма заметно уменьшает знерговыде-ление при ядерной аварии.

Стохастичность процесса также влияет на величину энерговыделения. Так, Ещ - наиболее вероятное энерговнделенио - в 2,5 раза меньше, чем Ер=о. 95 (кривые 3,4 рисунка ").

Предложена методика оперативной оценки величин энерговыде-лрния в системах, характеризуемых следующими параметрами: 51 4 0,5; 50 Оэф/с >, а * 0,5 Вэф/с ; ИГ6 4 1 { Ю'3 ■ К таким системам относится подавляющее большинство критических стендов, хранилищ и аппаратов перерабатывающей промышленности. Результаты расчетов, позволяющих на основе анализа аварийных ситуаций оценивать Бо. 95. приведены на рисунке 3.

Определив_для рассматриваемой аварийной ситуации функционал

{1/5} |/аи построив интерполированную прямую для этих же значений 51 , получаем по графику рис 3 значение Е0.95 . Данные графика приведены для мгновенного коэффициента гаяения Ь = 10~1Я Ж/деление ,

В случае отличия величины Ь от приведенной следует на основе имеющихся данных скорректировать Е по соотношению истинное Ю'1д графика

Е = - Е (6)

0.95 ьист 0)95

Время задержки в появлении ПНЦД определяется аналогичным образом по графикам рис. 4.

Общий вывод по результатам исследований, описанных во второй главе диссертации, может быть сформулирован следующим образом: В качестве технического средства зашиты окружающей среды, обеспечивающего уменьшение вероятности возникновения ядерной аварии , а также уменьшение ее последствий, если авария все-таки возникла, для систем с низким исходным уровнем плотности делений может быть рекомендована установка источника нейтронов, обеспечивающего поступление в активную зону БЭФ> 1/1 нейтронов в секунду,где 1 - время жизни мгновенных нейтронов.

В третьей главе рассмотрены вопросы обеспечения ядерной безопасности реакторов космического назначения - частного случая размножающей системы с низким исходным уровнем плотности делений - при возникновении аварийной ситуации с попаданием реактора в водородосодержащие среды (ракетное топливо, вода и т.д.). Этот вопрос является одним из главных при разработке реакторов такого типа. Известно, что, исхо'дя из массогабаритных соображений, для этих целей используются быстрые реакторы с замедляющим отражателем. Физические эффекты, возникающие в случае погружения быстрого, реактора с замедляющим отражателем в воду, подробно исследованы в АГИ (1985). Показано, что величина эффекта замещения жидкометаллического теплоносителя зависит, в основном, от размера активной зоны. При небольших размерах активной зоны (радиус 20 см), характерных для реакторов стокило-ватного ряда, эффект существенно положителен, до 10% ДК/К.

Величина эффекта определяет и требования к системе обеспечения безопасности реактора. Сущность предложенной защиты заключается в следующем. При попадании в водородосодержащие среды, спектр нейтронов в реакторе смещается к тепловой области, при

этом поглощающая способность пороговых поглотителей при их соответствующем подборе значительно увеличивается и компенсирует положительную реактивность, вызванную смягчением спектра. Прин-цшГвнутренней безопасности"для такого реактора достаточно хорошо реализуется при использовании в качестве поглотителя нейтронов редкоземельных элементов. Возможность применения (М-15?, ош-149 и Еи-151 рассматривалась для'реактора 5МАР-10А и французского реактора "ЭРАТО".

Автором изучались возможности и некоторые особенности применения редкоземельных элементов для компенсации положительного эффекта воды в быстром реакторе, аналогичном реактору фирмы (ЗА, но радиусом активной зоны 20 см. Для решения рассмотренсй задачи был проведен комплекс расчетно-зкспериментальных работ.

Экспериментальная часть работы проводилась, в осноеком, на критическом стенде ФС. Диаметр активной зоны составлял - 40 см, при затоплении системы достигалось рн/ р5 «2,5. В этих двух состояниях - базовом и затопленном - проводились измерения центральных коэффициентов реактивности (ПКР) для большого количества поглощающих элементов, в том числе и различного изотопного состава. Итогом этой части экспериментальных работ лвля-• лось получение данных по ЦКР нулевой толщины для перспективных элементов. Эти данные затем использовались для нормировки расчета радиального распределения коэффициентов реактивности (КР) по активной зоне. Полученные результаты представлены на рис. 5 в виде отношения КР затопленное / КР базовое ДЛЯ Ей, Н1" И Ш.

Для реактора космического назначения достаточно важным является минимизация его массогабаритных характеристик, применяемые системы безопасности не должны также заметно уменьшать запас реактивности. Проведенные расчеты показали (рис. б ), что вносимая предложенной системой безопасности для подавления более чем десятипроцентного эффекта при . затоплении "паразитная" реактивность не превышает одного процента, что вполне приемлемо и обеспечивает сохранение массогабаритных характеристик. Проведенные для вериркации расчетных данных .эксперименты на стендах ФС и РФ/ГС подтвердили результаты расчетов. Как следует из рисунков 5 и б, при эффекте затопления уенякм, чей 10% .предам-

тительно использование гадолиния.- Из графиков рисунка 6 видно, что с увеличением эффекта затопления конкурентноспособность гафния улучшается. В этом случае ьыбор поглощающего материала может осуществляться с учетом соображений технологии.

Как видно из рисунка 5 , эффект использования поглотителей может быть повышен путем его зонального размещения. Оптимизационные расчеты, подтвержденные результатами контрольных экспериментов, показали, что с учетом самоблокировки при равномерном распределении поглотителя радиус зоны его размещения должен составлять около 15 см.

Для компенсации положительной реактивности,вызываемой затоплением, достаточны килограммовые количества поглотителей,что может считаться приемлемым с точки зрения обеспечения массога-баритных характеристик реактора.

Результаты проведенных исследований следующие.

1. Имеется принципиальная возможность обеспечения безопасности при попадании реактора в воду без использования дополнительных стержней безопасности внутри активной зоны.и реализация принципа внутренней безопасности с помощью пороговых поглотителей, примененных, в том числе, в составе конструкционных материалов реактора.

2. Использование редкоземельных элементов в качестве поглотителя не приводи]' к существенному ухудшен!® параметров реактора.

3. Выявлена существенная зависимость эффективности поглотителей от их пространственного расположения.Проведенный анализ позволяет оптимизировать выбор и размещение поглотителя. Пред, ложенная система, реализующая принцип внутренней безопасности.

защищена авторским свидетельством N 304380, 1939 г.

Общий вывод по третьей главе диссертации следуадгаи В качестве технического средства защиты окружающей среды, предупреждающего ядерную аварию и реализующего принцип внутренней безопасности для быстрых ядерных реакторов космического назкаче • нйй б случае возникновения аварийной ситуации с псодашкк реактора в водородосодержа:Ж' с^еды может быть рекомендовало |г.?.-

мещение в активной зоне реактора, в том числе и в конструкционных материалах, веществ с пороговым характером поглощения нейтронов, таких, как, например, гафний или гадолиний.

Методы, описанные во второй главе, и данные, полученные из экспериментов, применены' в четвертой главе диссертации для анализа аварий на растворном стенде РФ/ГС, активная зона которого представляет собой водный раствор уранилнитрата 90 обогащения по и-235 с концентрацией до 400 г/л по урану. Первая авария случилась 16.06.66 при изучении отражающих сеоиств графита. Активная зона представляла собой бак размерами 720x720 мм'; , установленный на графитовый отражатель. Источник нейтронов располагался с торца активной зоны на некотором удалении от нее. Авария произошла при заливе в бак активной зоны раствора уранилнитрата с концентрацией 90 г/л.

Результаты оценок возможных последствий аварии при варьировании параметров и промежуточные данные дм оценок по графикам рис 3 приведены в таблице 3.

Таблица 3

3.эф нейтр/с 200 3 10 4 1,7 10 200 Э 10 4 1,7 10

зэф/'е 4 4 4 16 16 16

6 10~3 3 10~2 0,5 6 10 3 10 0,5

1/§>'а/21 0,108 0,0216. 0,00127 0,216 0,0432 0,00254

Ер=0, 95. дел 17 3 10 -17 1,7 10 16 6,5 10 17 5,9 10 17 3,1 10 17 1,45 10

Екор ,Д6Л 17 4. 10 17 2,3 10 16 3,6 10 17 7,8 10 17 4.1 10 17 1,9 10

Ек ор/Ецст 0,96 0,55 0,21 1,9 | 1 0,46

ß строке Ё'Кор величины энерговыделения указаны в предположении, что эффект увеличения энерговыделения из-за особенностей геометрии (плоского слоя) одинаков для каждого случая и может быть учтен через коэффициент R=fb=10~19 ДК/дел)/Ьист =1,32.

Из таблицы 3 следует,, что установка источника в активной зоне не только обеспечила бы контроль за поведением системы, но и уменьшила энерговыделение более чем в 2 раза. Уменьшение в 2 раза неоправданно большого диаметра заливочной коммуникации в 4 раза уменьшило бы значения dp/dt при аварии и не только улучшило бы условия срабатывания A3, но и в 1,8 раза снизило бы величину энерговыделения. Совместное воздействие этих факторов позволило бы уменьшить энерговыделение при аварии примерно в 5 раз.

Для аварии подобного типа рассмотрены требования по быстродействию устройства разрыва струи (УРС), предусмотренного п.3.2.5 ПБЯ-02-78. Предполагалось, что быстродействие A3 не превышает быстродействия УРС, сигнал на срабатывание A3 и УРС вырабатывается от датчиков нейтронной мощности, аварийная скорость залива в 10 раз превышает допустимую по ПБЯ-02-78 и составляет dp/dt|aB= а = 0,7аэф/с, условиями для выработки сигнала A3 являются достижение надкритичности р )0,3зэф и существование ПНЦД.

Приняв в запас по безопасности, что защитное действие УРС должно заканчиваться при надкритичности р < ртах=- 0,7 вэф, для детерминистического случая "сильного" источника получаем быстродействие УРС type <(0,7 0 эф - 0,3 Цэф)/а *> 0,57 с. Данные о работоспособности такого устройства при "слабом" нейтронном источнике приведены в таблице 4, где tm - наиболее вероятное время появления ПНЦД, рт и ро,95~соответствующие квантили значений реактивности, которые могут быть достигнуты при аиарии с учетом быстродействия УРС.

Таким образом получается, что УРС, обеспечивающее ядерную беео-пасности для детерминистического случая, при "слабом" источнике допускает возможность достижения критичности на мгновенных нейтронах, а сам факт ядерной аварии имеет случайный дихотомнш

характер даже в случае мгновенного срабатывания УРС при появлении ПНЦД.

Таблица 4

NN пп Параметр Значение

1 нейтрон/с 200 ' 1000 17000

2 £т. С 1Д 0,41 0,048

3 £р=0,95 2,4 1,05 0,21

4 рт(Чт + Муре), 8зф/С 1,169 0,69 0,43

5 РО, 95^0.95+Л£урС) ,'Вэф/с 2,1 1,13 0,55

6 Рува(й Ьурс-О.&с) 0,72 0,12 0,01

7 Рува^УРС=0) 0,36 0,01 0,00001

Вторая авария, произошедшая 01,03.77 при проведении экспериментальных исследований по физике вихревых ядерных реакторов, характеризовалась исключительно большой скоростью введения положительной реактивности а * (30 - 90)вэф/с. В этом случае авария могла бы быть предупреждена использованием в АЗ сигнала по уменьшению расхода воды как исходного события аварии.

Данные по этим авариям были учтены при создании "Правил ядерной безопасности критических стендов" ГПБЯ-ог-78).в составлении которых автор принимал участие.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ ПО РАБОТЕ

Кратко основные результаты диссертации состоят в следующем:

1. Показано,что основной вклад в статистику ядерных аварий вносят системы с низким исходным уровнем плотности делений. Больная часть таких аварий происходит на установках,оснащенных СУЗ,системы A3 в этих случаях не смогли выполнить свои защитные функции.

2. Для систем,оснащенных СУЗ, установлен вероятностный ха-' рактер реализации аварии из аварийной ситуации в условиях низкого исходного уровня плотности делений, получено аналитическое выражение для этой вероятности.

3. Для таких систем рекомендованы технические ограничения, исключающие или уменьшающие вероятность возникновения ядерной аварии; показаны условия их применения.

4. Предложены удобные для практического использования алгоритмы оценок величин энерговыделения и времен задержек в появлении ПН1Щ в условиях низкого исходного уровня плотности делений, применимые как для установок,оснащенных СУЗ, так и для хранилищ и аппаратов перерабатывающей промышленности.

5. Показана принципиальная возможность обеспечения безопасности с помощью пассивной защиты на основе пороговых поглотителей, при этом величина "паразитной" реактивности поглотителя в базовом реакторе не превышает одного процента.

6. Показана применимость предложенных алгоритмов и полуценных экспериментальных данных для описания имевших место ядерных аварий.

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Правила ядерной безопасности критичеш;х стендов (ПБЛ-02-78). Козлов Н.И., Дикарев B.C., Ефимов ЕЛ-., Либтосо В. Ф., Павлов Г. И., Парфанович Д.М.. Просянов В.И.,- Прохоров Ю.А., Таранов Е.Е., Таскаев Ю.Ф,, Ушаков Ю.В., Фадеев ЮЛ!., Чистозвонов A.C., Шерашев P.C. Госкомитет по использованию

- 19 -

атомной энергии СССР, М., 1978г.

2. Средство обеспечения ядерной безопасности быстрого реактора при затоплении. A.C. N 304380 , 1989 г. Волнистов В.В., Литицкий В.А., Овчаренко М.К., Русанов А.Е., Соболев Ю.А., Чис-тозвонов A.C., Шестеркин А.Г.

3. Влияние мощности источника нейтронов на обеспечение ядерной безопасности реакторов космического назначения . Чис-тозвонов A.C. Материалы конференции "Ядерная энергетика в космосе", Обнинск 1990 г.

4. Применение резонансных поглотителей для обеспечения ядерной безопасности реакторов космического назначения при попадании в воду.Волнистов В.В.,Коробейников В.В..Чистозвонов A.C., Шестеркин А.Г. Материалы конференции "Ядерная энергетика в космосе", Обнинск 1990 г.

5. Концепция обеспечения ядерной безопасности при использовании энергодЕигательной установки с ЯЭУ для пилотируемой экспедиции на Марс. Еолнистов В.В., Демин В.П., Липовый Н.М., Литиикий В.А., Соболев Ю.А., Чистозвонов A.C., Шестеркин А.Г. Сборник трудов НИИТП им М.В.Келдыша "Двигатели и энергетические установки" вып 3 (141), стр.153-161, М. 1993 г.

-kj

и

с,о I S Ci 8f/jt^ßjtf/c

Рис.1. Заьлслност): ü^-weim зсдср>.;кл v¡}g/3t,

I

1 io17 . ' 5 101'3

2 IO16

ICO 1CCG 1CGOO Цн/с .

РисГ.лиягше Mo piocrií источкшгл as ызягмту экергсшвдолензш.

Рис .Б. Радиальное рясьредолиидз отиьвскля i:03v'm;;ieHíüB peoKTHUHiJCTii для затопленной к tí-sotoii сборки»