Расчётного обеспечения эксплуатации реакторов АЭС

Для каждого режима эксплуатации определены признаки отнесения режима к одной из категорий и номенклатура режимов для каждой категории. В нормативных документах в качестве критериев безопасности (КБ) указаны технологические и радиационные критерии, выполнение которых обеспечивает успешное протекание данного режима и является основой безопасной эксплуатации РУ. Ограничения параметров эксплуатации реакторов АЭС, которыми руководствуются для определения конкретной топливной загрузки, должны соответствовать требованиям ПБЯ [1] и находиться в следующих Проектных пределах (ПП):

· Пределы безопасной эксплуатации (ПБЭ) - установленные Техническим проектом реакторной установки (РУ) границы значений параметров технологического процесса, нарушения которых могут привести к аварии.

· Пределы при нормальной эксплуатации (ПНЭ) - определяемые в Техническом проекте для обоснованного топливного цикла достаточные условия (достаточные ограничения на ряд параметров РУ), выполнение которых обеспечивает соблюдение КБ при всех проектных режимах эксплуатации.

· Расчётные пределы (РП) - предельные расчётные значения параметров реактора, ограниченные ПНЭ.

· Эксплуатационные пределы (ЭП) - границы значений параметров и характеристик состояния систем (элементов) и РУ в целом, заданных проектом РУ для нормальной эксплуатации.

При этом предполагается, что используемое топливо и сама реакторная установка, включая измерительную аппаратуру, соответствуют проектным требованиям. Последовательность определённых выше пределов показана на приведенной ниже схеме.

Эксплуатационные пределы

Уставки срабатывания систем безопасности

Пределы безопасной эксплуатации

Уставки технологических защит и блокировок

Величины вложенности пределов на схеме - приближенные, реальные величины пределов определяются в расчёте эксплуатационных параметров конкретного типа реактора ЯЭУ с полным учётом всех её особенностей, включая их зависимость от времени работы реактора.

Расчётный контроль нейтронно-физических характеристик и параметров РУ, которые должны находиться в проектных пределах (ПП) и удовлетворять КБ, осуществляется на основе анализа параметров баланса реактивности на всех этапах работы РУ (физический и энергетический пуск, перегрузки топлива в режиме нормальной эксплуатации, останов и расхолаживание реактора). В их число входят:

· температурный эффект реактивности;

· мощностной эффект реактивности;

· выгорание первичного топлива с учётом образования вторичных изотопов (плутония и МА);

· шлакование реактора,

в том числе, для реакторов ВВЭР и РБМК:

· стационарное отравление ксеноном и самарием;

· нестационарное отравление ксеноном при снижении мощности (компенсация йодной ямы).

В итоге, для обеспечения работы реактора в течение кампании на всех предусмотренных эксплуатационных режимах требуется начальный запас реактивности, который должен быть не менее суммы абсолютных значений потерь реактивности. Главную её часть составляет запас реактивности на выгорание. Для ВВЭР-1000 ввиду большой длительности кампании (300 – 400 суток) этот запас может достигать величины примерно 0.25, т. е. 35-40 beff, а т. к. стационарный режим работы реактора возможен лишь при ρ = 0, то возникает проблема компенсации избыточной реактивности.

(Запас реактивности на кампанию реактора в 300-400 суток существенно меньше, но запас реактивности на кампанию топлива 1200-1600 суток может быть таким)

В этих условиях проблема контроля величин основных параметров управления эксплуатацией – реактивностей – становится особенно важной и выражается в необходимости «удержания» пределов нормальной эксплуатации (ПНЭ) в диапазоне между проектными (расчётными) пределами (РП), а также находящимися в РП реальными эксплуатационными пределами (ЭП) и пределами безопасной эксплуатации (ПБЭ), а именно: