Усі заходи щодо зменшення нерівномірності розподілу густини потоку теплових нейтронів в енергетичному реакторі спрямовані насамперед на вирівнювання величин Ф в об'ємі палива цього реактора, оскільки саме від рівномірності розподілу цієї величини в об'ємі палива залежить рівномірність тепловиділення в об'ємі всієї активної зони, або рівномірність розподілу теплової потужності в об'ємі активної зони.
Усі заходи з вирівнювання нейтронного поля в активній зоні експлуатаційникові зручніше поділяти на дві групи: проєктно-конструкторські й технологічні. Перші він зобов'язаний просто розуміти, оскільки змінити їх він або не може взагалі, або Технологічним регламентом йому це робити (з міркувань безпеки) заборонено. Технологічні заходи (розраховані, втім, конструкторами) – це обов'язкова частина роботи оператора РУ, що вимагає щоденного й точного їх дотримання; оператор зобов'язаний не просто чітко уявляти їхній фізичний зміст, а з часом виробити в собі певне чуття, яке дає змогу передбачати збільшення нерівномірності енерговиділення в реакторі й заздалегідь вжити заходів, щоб його не допустити.
Отже, спершу про проєктно-конструкторські заходи. За піввіковий період в експериментальних і серійних енергетичних реакторах апробовано досить багато спеціальних конструкторських прийомів вирівнювання нейтронних полів. Усі вони зводяться до такого.
а) Варіації величиною збагачення ядерного палива. Наприклад, знаючи, що густина потоку теплових нейтронів у центральній частині висоти ТВЗ нижча, ніж у периферійних її твелах, теоретично можна так розмістити набір паливних таблеток у кожному з твелів кожної ТВЗ, що в нижній і верхній частинах твела будуть розташовані таблетки з вищим збагаченням палива, ніж у середній його частині. При цьому в середній частині твела нижчою буде величина макроперерізу поділу палива тепловими нейтронами (оскільки Σf5 = σf5N5), а отже, за однакової величини Ф нижчою буде швидкість поділу (Rf5 = Σf5Ф), а, отже, меншими будуть швидкості генерації швидких нейтронів у центральній частині твела й теплових нейтронів у сповільнювачі в найближчому околі центральної частини твела, що має призвести до зниження швидкості надходження зі сповільнювача в центральну частину довжини твела теплових нейтронів, а, отже, - до зниження величини густини потоку теплових нейтронів у паливі середньої частини твела; у периферійних зонах за висотою твела збільшення початкового збагачення палива призведе, навпаки, до збільшення густини потоку теплових нейтронів у цих зонах; у результаті коефіцієнт нерівномірності розподілу Ф за висотою твела зменшиться.
Цей метод варіацією величиною збагачення палива в таблетках твела може бути застосований зонально (твел розбивається на зони, у межах кожної з яких використовуються таблетки з паливом однакового збагачення, а величини збагачень у зонах різні), або навіть безперервно (коли збагачення палива в усіх таблетках повільно підвищується на деяку невелику величину в міру віддалення місця розташування таблеток від середини твела).
Принципово можна розрахувати (і здійснити) таке наповнення твелів паливними таблетками різного збагачення й досягти при цьому значного зниження коефіцієнта нерівномірності за висотою активної зони (до kH ≈ 1.06 ÷1.07).
Проте в ТВЗ реакторів АЕС цього не роблять, і не лише тому, що таке вирівнювання нейтронного поля за висотою активної зони складно розрахувати, а технологія виготовлення твелів зі змінним збагаченням палива виявляється ускладненою, а тому й дорожчою. Такий прийом виявляється ефективним лише на нетривалий період початку кампанії активної зони, а далі досягнутий рівень висотної рівномірності неминуче знижується, породжуючи попутно ще одну важковирішувану проблему - неоднаковість глибини вигоряння палива в об'ємі активної зони.
Метод варіації збагаченням палива використовується в реакторах АЕС для вирівнювання нейтронного поля за радіусом активних зон. Реалізується він не на повну силу своїх можливостей, а лише частково: активна зона розбивається на дві або три зони - центральну (приблизно кругову), ТВЗ якої мають однакове збагачення палива зниженої величини, і периферійну (або проміжну й периферійну) кільцеву зону з однаковим збагаченням палива підвищеної величини в її ТВЗ (див.рис.9.11).
Усі заходи з вирівнювання нейтронного поля в активній зоні експлуатаційникові зручніше поділяти на дві групи: проєктно-конструкторські й технологічні. Перші він зобов'язаний просто розуміти, оскільки змінити їх він або не може взагалі, або Технологічним регламентом йому це робити (з міркувань безпеки) заборонено. Технологічні заходи (розраховані, втім, конструкторами) – це обов'язкова частина роботи оператора РУ, що вимагає щоденного й точного їх дотримання; оператор зобов'язаний не просто чітко уявляти їхній фізичний зміст, а з часом виробити в собі певне чуття, яке дає змогу передбачати збільшення нерівномірності енерговиділення в реакторі й заздалегідь вжити заходів, щоб його не допустити.
Отже, спершу про проєктно-конструкторські заходи. За піввіковий період в експериментальних і серійних енергетичних реакторах апробовано досить багато спеціальних конструкторських прийомів вирівнювання нейтронних полів. Усі вони зводяться до такого.
а) Варіації величиною збагачення ядерного палива. Наприклад, знаючи, що густина потоку теплових нейтронів у центральній частині висоти ТВЗ нижча, ніж у периферійних її твелах, теоретично можна так розмістити набір паливних таблеток у кожному з твелів кожної ТВЗ, що в нижній і верхній частинах твела будуть розташовані таблетки з вищим збагаченням палива, ніж у середній його частині. При цьому в середній частині твела нижчою буде величина макроперерізу поділу палива тепловими нейтронами (оскільки Σf5 = σf5N5), а отже, за однакової величини Ф нижчою буде швидкість поділу (Rf5 = Σf5Ф), а, отже, меншими будуть швидкості генерації швидких нейтронів у центральній частині твела й теплових нейтронів у сповільнювачі в найближчому околі центральної частини твела, що має призвести до зниження швидкості надходження зі сповільнювача в центральну частину довжини твела теплових нейтронів, а, отже, - до зниження величини густини потоку теплових нейтронів у паливі середньої частини твела; у периферійних зонах за висотою твела збільшення початкового збагачення палива призведе, навпаки, до збільшення густини потоку теплових нейтронів у цих зонах; у результаті коефіцієнт нерівномірності розподілу Ф за висотою твела зменшиться.
Цей метод варіацією величиною збагачення палива в таблетках твела може бути застосований зонально (твел розбивається на зони, у межах кожної з яких використовуються таблетки з паливом однакового збагачення, а величини збагачень у зонах різні), або навіть безперервно (коли збагачення палива в усіх таблетках повільно підвищується на деяку невелику величину в міру віддалення місця розташування таблеток від середини твела).
Принципово можна розрахувати (і здійснити) таке наповнення твелів паливними таблетками різного збагачення й досягти при цьому значного зниження коефіцієнта нерівномірності за висотою активної зони (до kH ≈ 1.06 ÷1.07).
Проте в ТВЗ реакторів АЕС цього не роблять, і не лише тому, що таке вирівнювання нейтронного поля за висотою активної зони складно розрахувати, а технологія виготовлення твелів зі змінним збагаченням палива виявляється ускладненою, а тому й дорожчою. Такий прийом виявляється ефективним лише на нетривалий період початку кампанії активної зони, а далі досягнутий рівень висотної рівномірності неминуче знижується, породжуючи попутно ще одну важковирішувану проблему - неоднаковість глибини вигоряння палива в об'ємі активної зони.
Метод варіації збагаченням палива використовується в реакторах АЕС для вирівнювання нейтронного поля за радіусом активних зон. Реалізується він не на повну силу своїх можливостей, а лише частково: активна зона розбивається на дві або три зони - центральну (приблизно кругову), ТВЗ якої мають однакове збагачення палива зниженої величини, і периферійну (або проміжну й периферійну) кільцеву зону з однаковим збагаченням палива підвищеної величини в її ТВЗ (див.рис.9.11).
Зображення
Фізичний механізм радіального вирівнювання нейтронного поля в активній зоні той самий, що й за висотою її. Цей метод початкового завантаження активної зони тепловидільними збірками різного збагачення компромісно дає змогу і досягти на досить тривалий відрізок кампанії активної зони добрих значень коефіцієнта радіальної нерівномірності (kR ≈ 1.25 ÷ 1.3), і одержати прийнятну глибину вигоряння палива.
Відлуння розглянутого методу вирівнювання нейтронного поля за радіусом активної зони знаходить реалізацію на АЕС у методі часткових перевантажень, який полягає в тому, що під час часткових перевантажень активної зони реактора сильно вигорілі ТВЗ із центральної частини активної зони при перевантаженні вилучаються; на їхнє місце переміщуються менш вигорілі ТВЗ із зони, більш віддаленої від центра; на їхнє місце переміщуються найменш вигорілі ТВЗ з периферії активної зони.
Метод дає змогу досягти значних глибин вигоряння палива, а величина коефіцієнта радіальної нерівномірності нейтронного поля в активній зоні в процесі кампанії змінюється в прийнятних межах.
Особливо ефективний цей метод у режимі безперервних перевантажень у реакторі РБМК, який від початку розраховувався на роботу саме в такому режимі. У РБМК-1000 конструктивно забезпечено дистанційне вилучення тепловидільних збірок навіть під час роботи реактора на повній потужності. Ось чому безперервне (3-4 касети на добу) переміщення касет від периферії до центральної частини активної зони дає змогу створити практично рівномірний на більшій частині радіуса активної зони розподіл густини потоку теплових нейтронів (так звана "зона плато") і знизити величину коефіцієнта радіальної нерівномірності до величини 1.05 – 1.06 за глибини вигоряння 21 ГВт . доба / т.
б) Друга група конструктивних заходів із вирівнювання нейтронного поля в активній зоні об'єднується спільною ідеєю, яку коротко можна назвати раціональне розміщення поглиначів в об'ємі активної зони.
Найбільша в активній зоні – радіальна нерівномірність нейтронного поля може бути істотно знижена шляхом розміщення великих кількостей поглиначів у центральній частині активної зони, а менших кількостей їх (краще - повна їх відсутність) – на периферії активної зони. Принцип простий: чим більше поглиначів перебуває в якійсь ділянці об'єму активної зони, тим менша густина потоку теплових нейтронів у цій ділянці. В ідеалі можна розрахувати такий розподіл кількостей поглинача по ТВЗ, розташованих на різних радіусах активної зони, який забезпечить практично повне вирівнювання радіального поля теплових нейтронів. Але не все те, що здається ідеальним теоретично, годиться для практичного використання. У реакторах АЕС цей прийом використовується частково: в активних зонах виділяються східчасті радіальні ділянки з різною кількістю поглинача в ТВЗ цих ділянок, у межах же кожної з цих ділянок кількість поглинача в ТВЗ витримується однаковою.
Це пов'язано з двома основними причинами. По-перше, варіації кількістю поглинача (як і метод варіацій величиною збагачення палива) дають виграш лише на відносно невеликий період кампанії активної зони, а, по-друге, застосування великих кількостей поглинача погіршує розмножувальні властивості активної зони (за рахунок зменшення θ).
Варто особливо зазначити окремий випадок вирівнювання розподілу густини потоку теплових нейтронів за допомогою поглиначів за радіусом окремої тепловидільної збірки. Застосування вигоральних поглиначів (ВП) в енергетичних ВВР не є чимось новим, вони давно використовуються в реакторах морських атомоходів. У реакторах АЕС їх стали застосовувати пізніше: почасти тому, що радіальна нерівномірність у ТВЗ була порівняно невеликою, а більше - через укорінену думку, що використання в активній зоні поглиначів узагалі (крім найнеобхідніших для регулювання реактора) є заходом неекономічним. У міру накопичення конструкторського й експлуатаційного досвіду з'являлися нові критерії оцінки безпеки активних зон, які змусили по-новому поставитися до використання ВП і в реакторах АЕС. Проте й на початку було ясно: якщо вже присутність в активній зоні ВП погіршує розмножувальні властивості активної зони, треба з цієї присутності витягти максимальну користь, поставивши справу так, щоб крім основного функціонального призначення стрижні з ВП слугували меті максимального вирівнювання нейтронного поля активної зони в цілому й у кожній її ТВЗ. В окремій ТВЗ за допомогою стрижнів із ВП можна вирівнювати поле теплових нейтронів як за радіусом, так і за висотою.
Вирівнювання радіальної складової нейтронного поля в ТВЗ кожухового типу реалізується розміщенням стрижнів із ВП на периферії ТВЗ, тобто в тій її ділянці, де локальні густини потоку теплових нейтронів (через внутрішній блок-ефект ТВЗ) мають найбільші величини; цим досягається деяке зниження максимального значення Ф(r) за радіусом ТВЗ, а, отже, і зниження величини коефіцієнта kr.
Вирівнювання вертикальної складової нейтронного поля в ТВЗ може бути досягнуте шляхом неоднакового заповнення кожного зі стрижнів із ВП поглинальним матеріалом за висотою: для зменшення густини потоку теплових нейтронів у центральній частині його довжини в стрижень поміщається більша кількість вигоральних поглиначів; вище й нижче цієї зони розташовуються зони зі зниженою концентрацією вигоральних поглиначів, якої досягають шляхом його розбавлення ядрами сповільнювача (наприклад, оксидом берилію - BeO), периферійні частини довжини стрижня з ВП залишаються взагалі без вигоральних поглиначів (або заповнюються сповільнювачем, або взагалі стрижень із ВП роблять укороченим). Ефект вирівнювання розподілу Ф(z) за довжиною стрижня з ВП тягне за собою вирівнювання Ф(z) і за довжиною твелів, розташованих поблизу цього стрижня.
Окремою різновидністю методу вирівнювання нейтронного поля шляхом раціонального розміщення поглиначів є групування (або секціонування) рухомих поглиначів, тобто поділ їх на групи (секції), кожна з яких переміщується за висотою синхронно (своїм окремим серводвигуном або узгодженою роботою всіх приводів групи). Зрозуміло, що поглиначі кожної автономної групи повинні розташовуватися в активній зоні на однаковій відстані від осі її симетрії й рівномірно за азимутом: у цьому випадку в активній зоні будуть найменшими і радіальна, і азимутальна нерівномірності). Секціонування поглиначів СУЗ дає змогу в процесі використання за прямим функціональним призначенням досягати деякого вирівнювання нейтронного поля за радіусом активної зони шляхом вилучення з активної зони спершу периферійних груп поглиначів, потім поглиначів середніх груп, і лише наостанок - поглиначів центральних груп.
Одним з головних завдань, що їх розв'язує оператор реакторної установки, є постійне підтримання високого ступеня рівномірності поля теплових нейтронів в активній зоні реактора: від цього залежить потужність установки та її економічність. Але не слід думати, що можливості з вирівнювання нейтронного поля в реакторі в процесі його роботи безмежні й такі прості, як це може здатися. Довільні переміщення поглиначів в активній зоні з метою вирівнювання поля іноді можуть не лише стати причиною великих перекосів, а й стати джерелом ядерної небезпеки. До цього питання нам ще належить повернутися.
Взагалі кажучи, способів вирівнювання нейтронного поля в активних зонах енергетичних реакторів (теоретичних і апробованих) понад півтора десятка; усі вони мають свої особливості, зумовлені багатством конструкцій активних зон, їхніх тепловидільних збірок і твелів. Тут було розглянуто лише ті з них, які або вже використовуються в реакторах вітчизняних АЕС, або є перспективними для них.
Відлуння розглянутого методу вирівнювання нейтронного поля за радіусом активної зони знаходить реалізацію на АЕС у методі часткових перевантажень, який полягає в тому, що під час часткових перевантажень активної зони реактора сильно вигорілі ТВЗ із центральної частини активної зони при перевантаженні вилучаються; на їхнє місце переміщуються менш вигорілі ТВЗ із зони, більш віддаленої від центра; на їхнє місце переміщуються найменш вигорілі ТВЗ з периферії активної зони.
Метод дає змогу досягти значних глибин вигоряння палива, а величина коефіцієнта радіальної нерівномірності нейтронного поля в активній зоні в процесі кампанії змінюється в прийнятних межах.
Особливо ефективний цей метод у режимі безперервних перевантажень у реакторі РБМК, який від початку розраховувався на роботу саме в такому режимі. У РБМК-1000 конструктивно забезпечено дистанційне вилучення тепловидільних збірок навіть під час роботи реактора на повній потужності. Ось чому безперервне (3-4 касети на добу) переміщення касет від периферії до центральної частини активної зони дає змогу створити практично рівномірний на більшій частині радіуса активної зони розподіл густини потоку теплових нейтронів (так звана "зона плато") і знизити величину коефіцієнта радіальної нерівномірності до величини 1.05 – 1.06 за глибини вигоряння 21 ГВт . доба / т.
б) Друга група конструктивних заходів із вирівнювання нейтронного поля в активній зоні об'єднується спільною ідеєю, яку коротко можна назвати раціональне розміщення поглиначів в об'ємі активної зони.
Найбільша в активній зоні – радіальна нерівномірність нейтронного поля може бути істотно знижена шляхом розміщення великих кількостей поглиначів у центральній частині активної зони, а менших кількостей їх (краще - повна їх відсутність) – на периферії активної зони. Принцип простий: чим більше поглиначів перебуває в якійсь ділянці об'єму активної зони, тим менша густина потоку теплових нейтронів у цій ділянці. В ідеалі можна розрахувати такий розподіл кількостей поглинача по ТВЗ, розташованих на різних радіусах активної зони, який забезпечить практично повне вирівнювання радіального поля теплових нейтронів. Але не все те, що здається ідеальним теоретично, годиться для практичного використання. У реакторах АЕС цей прийом використовується частково: в активних зонах виділяються східчасті радіальні ділянки з різною кількістю поглинача в ТВЗ цих ділянок, у межах же кожної з цих ділянок кількість поглинача в ТВЗ витримується однаковою.
Це пов'язано з двома основними причинами. По-перше, варіації кількістю поглинача (як і метод варіацій величиною збагачення палива) дають виграш лише на відносно невеликий період кампанії активної зони, а, по-друге, застосування великих кількостей поглинача погіршує розмножувальні властивості активної зони (за рахунок зменшення θ).
Варто особливо зазначити окремий випадок вирівнювання розподілу густини потоку теплових нейтронів за допомогою поглиначів за радіусом окремої тепловидільної збірки. Застосування вигоральних поглиначів (ВП) в енергетичних ВВР не є чимось новим, вони давно використовуються в реакторах морських атомоходів. У реакторах АЕС їх стали застосовувати пізніше: почасти тому, що радіальна нерівномірність у ТВЗ була порівняно невеликою, а більше - через укорінену думку, що використання в активній зоні поглиначів узагалі (крім найнеобхідніших для регулювання реактора) є заходом неекономічним. У міру накопичення конструкторського й експлуатаційного досвіду з'являлися нові критерії оцінки безпеки активних зон, які змусили по-новому поставитися до використання ВП і в реакторах АЕС. Проте й на початку було ясно: якщо вже присутність в активній зоні ВП погіршує розмножувальні властивості активної зони, треба з цієї присутності витягти максимальну користь, поставивши справу так, щоб крім основного функціонального призначення стрижні з ВП слугували меті максимального вирівнювання нейтронного поля активної зони в цілому й у кожній її ТВЗ. В окремій ТВЗ за допомогою стрижнів із ВП можна вирівнювати поле теплових нейтронів як за радіусом, так і за висотою.
Вирівнювання радіальної складової нейтронного поля в ТВЗ кожухового типу реалізується розміщенням стрижнів із ВП на периферії ТВЗ, тобто в тій її ділянці, де локальні густини потоку теплових нейтронів (через внутрішній блок-ефект ТВЗ) мають найбільші величини; цим досягається деяке зниження максимального значення Ф(r) за радіусом ТВЗ, а, отже, і зниження величини коефіцієнта kr.
Вирівнювання вертикальної складової нейтронного поля в ТВЗ може бути досягнуте шляхом неоднакового заповнення кожного зі стрижнів із ВП поглинальним матеріалом за висотою: для зменшення густини потоку теплових нейтронів у центральній частині його довжини в стрижень поміщається більша кількість вигоральних поглиначів; вище й нижче цієї зони розташовуються зони зі зниженою концентрацією вигоральних поглиначів, якої досягають шляхом його розбавлення ядрами сповільнювача (наприклад, оксидом берилію - BeO), периферійні частини довжини стрижня з ВП залишаються взагалі без вигоральних поглиначів (або заповнюються сповільнювачем, або взагалі стрижень із ВП роблять укороченим). Ефект вирівнювання розподілу Ф(z) за довжиною стрижня з ВП тягне за собою вирівнювання Ф(z) і за довжиною твелів, розташованих поблизу цього стрижня.
Окремою різновидністю методу вирівнювання нейтронного поля шляхом раціонального розміщення поглиначів є групування (або секціонування) рухомих поглиначів, тобто поділ їх на групи (секції), кожна з яких переміщується за висотою синхронно (своїм окремим серводвигуном або узгодженою роботою всіх приводів групи). Зрозуміло, що поглиначі кожної автономної групи повинні розташовуватися в активній зоні на однаковій відстані від осі її симетрії й рівномірно за азимутом: у цьому випадку в активній зоні будуть найменшими і радіальна, і азимутальна нерівномірності). Секціонування поглиначів СУЗ дає змогу в процесі використання за прямим функціональним призначенням досягати деякого вирівнювання нейтронного поля за радіусом активної зони шляхом вилучення з активної зони спершу периферійних груп поглиначів, потім поглиначів середніх груп, і лише наостанок - поглиначів центральних груп.
Одним з головних завдань, що їх розв'язує оператор реакторної установки, є постійне підтримання високого ступеня рівномірності поля теплових нейтронів в активній зоні реактора: від цього залежить потужність установки та її економічність. Але не слід думати, що можливості з вирівнювання нейтронного поля в реакторі в процесі його роботи безмежні й такі прості, як це може здатися. Довільні переміщення поглиначів в активній зоні з метою вирівнювання поля іноді можуть не лише стати причиною великих перекосів, а й стати джерелом ядерної небезпеки. До цього питання нам ще належить повернутися.
Взагалі кажучи, способів вирівнювання нейтронного поля в активних зонах енергетичних реакторів (теоретичних і апробованих) понад півтора десятка; усі вони мають свої особливості, зумовлені багатством конструкцій активних зон, їхніх тепловидільних збірок і твелів. Тут було розглянуто лише ті з них, які або вже використовуються в реакторах вітчизняних АЕС, або є перспективними для них.