Вже неодноразово говорилося про те, що для забезпечення ядерної безпеки в працюючому реакторі має підтримуватися дуже невеликий оперативний запас реактивності. У реакторах АЕС типу ВВЕР з борним регулюванням це досягається за рахунок підтримання у воді первинного контуру такого значення концентрації борної кислоти, за якого оперативний запас реактивності забезпечується лише однією частково опущеною в активну зону робочою групою поглиначів СУЗ (як правило, це десята група), при цьому решта дев'ять груп рухомих поглиначів СУЗ підняті на верхні кінцевики (тобто повністю вилучені з активної зони реактора). Оперативний запас реактивності, що при цьому виходить, малий за величиною (у будь-якому разі він менший за 0.5βе, оскільки фізична вага робочої групи ОР СУЗ не перевищує 0.8βе), що вносить деякі труднощі під час маневрування потужністю реактора, але зате гарантує неможливість повідомлення працюючому реактору додатної реактивності величиною, що дорівнює або перевищує βе.
Отже, оперативний запас реактивності працюючого реактора, а, значить, і в момент його зупинки, - невеликий і становить, скажімо, 0.3 ÷ 0.4 βе. А тепер поглянемо на конкретну цифру: глибина йодної ями реактора ВВЕР-1000 після зупинки зі 100%-ної потужності становить -1.7%, а це означає, що протягом перших кількох годин після зупинки весь оперативний запас реактивності буде «з'їдено», і якщо спробувати пустити реактор (підйомом робочої групи до її критичного положення) протягом часу, поки втрати на отруєння ксеноном не перевищують величину оперативного запасу реактивності на момент зупинки реактора, то пуск реактора здійснити виявляється можливим (без додаткового вивільнення оперативного запасу реактивності шляхом зменшення концентрації борної кислоти у воді первинного контуру).
Час після зупинки реактора, протягом якого нестаціонарні втрати реактивності понад отруєння на момент зупинки не перевищують величини оперативного запасу реактивності реактора на момент зупинки, називається оперативним часом.
Отже, протягом оперативного часу достатньо моторний оператор має можливість запустити реактор, вийти на потужність, розстріляти надлишковий ксенон (понад той, що був у реакторі на момент зупинки) і продовжувати працювати далі.
Отже, оперативний запас реактивності працюючого реактора, а, значить, і в момент його зупинки, - невеликий і становить, скажімо, 0.3 ÷ 0.4 βе. А тепер поглянемо на конкретну цифру: глибина йодної ями реактора ВВЕР-1000 після зупинки зі 100%-ної потужності становить -1.7%, а це означає, що протягом перших кількох годин після зупинки весь оперативний запас реактивності буде «з'їдено», і якщо спробувати пустити реактор (підйомом робочої групи до її критичного положення) протягом часу, поки втрати на отруєння ксеноном не перевищують величину оперативного запасу реактивності на момент зупинки реактора, то пуск реактора здійснити виявляється можливим (без додаткового вивільнення оперативного запасу реактивності шляхом зменшення концентрації борної кислоти у воді первинного контуру).
Час після зупинки реактора, протягом якого нестаціонарні втрати реактивності понад отруєння на момент зупинки не перевищують величини оперативного запасу реактивності реактора на момент зупинки, називається оперативним часом.
Отже, протягом оперативного часу достатньо моторний оператор має можливість запустити реактор, вийти на потужність, розстріляти надлишковий ксенон (понад той, що був у реакторі на момент зупинки) і продовжувати працювати далі.
Зображення
Рис.19.7. Ілюстрація до понять оперативного часу та часу вимушеної стоянки.
Але якщо протягом оперативного часу реактор запустити з тих чи інших причин не вдалося, зупинений реактор продовжує отруюватися далі і, починаючи з моменту tоп, величина нестаціонарного ксенонового отруєння перевищуватиме величину оперативного запасу реактивності реактора на момент зупинки: отруєння реактора поступово досягне «дна» йодної ями, потім реактор почне розотруюватися, але втрати на отруєння ще деякий час перевищуватимуть величину оперативного запасу реактивності на момент зупинки, доки не знизяться до рівня останнього. Протягом усього цього часу запуск реактора неможливий (принаймні без спеціальних заходів щодо збільшення оперативного запасу реактивності за рахунок зниження концентрації борної кислоти в реакторі).
Час, протягом якого величина нестаціонарного отруєння реактора ксеноном після зупинки перевищує величину оперативного запасу реактивності реактора на момент зупинки, називають часом вимушеної стоянки реактора за заданого оперативного запасу реактивності.
Лише по закінченні часу вимушеної стоянки (tвс) реактор розотруюється рівно настільки, що в нього з'являється додатний оперативний запас реактивності, який і дає можливість запуску реактора.
У цьому й полягають усі «неприємні» моменти, пов'язані з йодними ямами після зупинки реактора за умов, коли величину оперативного запасу реактивності реактора за допомогою борного регулювання підтримують на безпечному (з погляду ядерної безпеки) рівні.
Але якщо протягом оперативного часу реактор запустити з тих чи інших причин не вдалося, зупинений реактор продовжує отруюватися далі і, починаючи з моменту tоп, величина нестаціонарного ксенонового отруєння перевищуватиме величину оперативного запасу реактивності реактора на момент зупинки: отруєння реактора поступово досягне «дна» йодної ями, потім реактор почне розотруюватися, але втрати на отруєння ще деякий час перевищуватимуть величину оперативного запасу реактивності на момент зупинки, доки не знизяться до рівня останнього. Протягом усього цього часу запуск реактора неможливий (принаймні без спеціальних заходів щодо збільшення оперативного запасу реактивності за рахунок зниження концентрації борної кислоти в реакторі).
Час, протягом якого величина нестаціонарного отруєння реактора ксеноном після зупинки перевищує величину оперативного запасу реактивності реактора на момент зупинки, називають часом вимушеної стоянки реактора за заданого оперативного запасу реактивності.
Лише по закінченні часу вимушеної стоянки (tвс) реактор розотруюється рівно настільки, що в нього з'являється додатний оперативний запас реактивності, який і дає можливість запуску реактора.
У цьому й полягають усі «неприємні» моменти, пов'язані з йодними ямами після зупинки реактора за умов, коли величину оперативного запасу реактивності реактора за допомогою борного регулювання підтримують на безпечному (з погляду ядерної безпеки) рівні.