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

кандидата технических наук
Чистозвонов, Александр Сократович
город
Москва
год
1995
специальность ВАК РФ
05.14.16
Автореферат по энергетике на тему «Разработка технических средств предупреждения и уменьшения экологических последствий при авариях неэнергонапряженных ядерных объектов»

Автореферат диссертации по теме "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»