Безопасность атомных станций с реакторами ВВЭР, РБМК, ЭГП и БН

Безопасность атомных станций с реакторами РБМК-1000

Безопасность атомных станций с реакторами РБМК-1000


     На всех действующих АЭС с реакторами РБМК-1000 выполнен комплекс технических и организационных мероприятий, существенно повысивших их безопасность и исключающих повторение аварии типа чернобыльской.
     С целью максимального приближения уровня безопасности энергоблоков с реакторами PБMК-1000 к современным требованиям в настоящее время продолжаются работы по их модернизации и техническому перевооружению. На всех энергоблоках Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС осуществляются замена технологических каналов реактора, модернизация систем аварийного охлаждения, управления и защиты, централизованного контроля, а также внедрение современных средств диагностики.
     С завершением в 2003 году модернизации системы парогазовых сбросов на энергоблоке 4 Курской АЭС для всех атомных станций с реакторами РБМК-1000 полностью выполнена программа по увеличению производительности паросброса из реакторного пространства в аварийных ситуациях при разрыве технологических каналов.
     На 01.01.2004 полностью выполнены работы по замене технологических каналов на энергоблоке 1 Курской АЭС и энергоблоках 1, 2 Ленинградской АЭС.
     Продолжались работы второго этапа модернизации на энергоблоке 2 Курской АЭС и энергоблоке 3 Ленинградской АЭС
     На энергоблоке 1 Курской АЭС в 2003 году приняты в промышленную эксплуатацию специальные системы и математическое обеспечение "ПРИЗМА-М".

     В течение 2003 года в соответствии с лицензиями Госатомнадзора России осуществлялся плановый перевод активных зон всех реакторов РБМК-1000 не уран-эрбиевое топливо, в том числе на полномасштабную загрузку уран-эрбиевым топливом с обогащением 2,6 %.
     Получены лицензии Госатомнадзора России и начата частичная загрузка уран-эрбиевого топлива с обогащением 2,8 % на энергоблоках 2, 3 Ленинградской АЭС.
     Проводились дальнейшие работы по внедрению кластерных регулирующих органов (КРО) СУЗ на АЭС с реакторами РБМК-1000. В соответствии с полученными лицензиями Госатомнадзора России опытные партии КРО СУЗ установлены на энергоблоках 1, 3, 4 Курской АЭС, энергоблоках 2, 3 Ленинградской АЭС и энергоблоках 1, 2 Смоленской АЭС.
     Продолжались работы по углубленной оценке безопасности энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000, в том числе по результатам экспертизы НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России выполнялась корректировка отчета по углубленной оценке безопасности (ОУОБ) для энергоблока 1 Курской АЭС и энергоблоков 1, 2 Ленинградской АЭС.
     В 2003 году разработаны и подготовлены к экспертизе НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России ОУОБ для энергоблока 2 Курской АЭС и энергоблока 3 Ленинградской АЭС.
     В соответствии с Соглашением с Европейским банком реконструкции и развития о проектах Счета ядерной безопасности в Российской Федерации завершены основные этапы второй фазы международной экспертизы материалов ОУОБ энергоблока 1 Курской АЭС.
     Продолжены работы по разработке и внедрению на АЭС с реакторами РБМК-1000 симптомно-ориентированных аварийных инструкций (СОАИ). Разработан полный комплект документации СОАИ для энергоблоков 1 и 2 Смоленской АЭС.
     На энергоблоках Смоленской, Курской и Ленинградской АЭС продолжались работы по предотвращению коррозионного растрескивания аустенитных трубопроводов контура многократной принудительной циркуляции, в том числе:

  • внедрена технология обжима сварных соединений трубопроводов;
  • проводится опытно-промышленное опробование технологии деаэрированного пуска энергоблоков после ППР.

     В 2003 году переоформлены лицензии Госатомнадзора России на эксплуатацию энергоблоков 1 - 4 Курской АЭС, энергоблоков 1-4 Ленинградской АЭС и энергоблока 1 Смоленской АЭС.

ПЛАНОМ РЕАЛИЗАЦИИ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС
с реакторами РБМК предусматривалось:
1.Осуществить поэтапное снижение величины парового коэффициента реактивности на всех действующих реакторах РБМК. В качестве первого этапа предусматривалось снизить до величины менее 2 эф за счет увеличения запаса реактивности и установки в активную зону дополнительных поглотителей.
Снижение величины парового эффекта реактивности при увеличении количества поглотителей в активной зоне (ДП, стержни СУЗ) происходит за счет следующих эффектов:
- при снижении плотности воды увеличивается длина миграции;
- при увеличении длины миграции увеличивается эффективностьстержней поглотителей (ДП, СУЗ) так как эффективность стержня поглотителя пропорциональна площади миграции.
Расчетное снижение за счет установки ДП и увеличения запаса реактивности описывалась величинами
С учетом этих величин посчитали, что достижения =2 эф на реакторах достаточно установить 60 ДП и увеличить запас реактивности до 53-58 ст. РР.
Однако желаемого результата не получили (после массовых перегрузок сначала снизился меньше 2 эф, затем снова возрос более 2 эф) и приняли решение загрузку ДП довести до 81 шт., а запас реактивности установить 43-48 ст. РР.
Практически снижение шло не линейно. Эффект снижения на первом этапе (загрузка 60 ДП) составил ; , а на втором этапе (догрузка ДП до 81 шт.) составил .
В процессе внедрения мероприятий выявился эффект влияния выгорания ДП на величину . При выгорании ДП их влияние на снижение уменьшается

Практически этот эффект наблюдался после массовой загрузки ДП и их массовой замены после достижения предельного выгорания.
В настоящее время по этому вопросу сформулировано требование о том, чтоб среднее выгорание ДП не превышало 350 эфф. суток, максимальное не превышало 500 эфф. суток. Выполнение указанного требования обеспечивается перегрузками ДП на работающем реакторе.
Величина после выполнения 1 этапа мероприятий установилась равной (1 0,4) эф на всех блоках РБМК-1000.
Вторым этапом снижения является переход на топливо обогащением по 2,4%.
Снижение при переходе на топливо повышенного обогащения происходит за счет того, что растет доля захвата нейтронов в топливе ( на 1 %). В связи с этим учитывается жесткость спектра нейтронов и повышается накопления плутония
( на 5%), что также приводит к повышению поглощения нейтронов в топливе. Хотя эти изменения не велики, они приводят к заметному уменьшению относительного захвата нейтронов в воде ( на 10% при выгорании 10 МВт сут./кг). Поскольку в тепловой области спектра нейтронов вода является поглотителем, уменьшение её вклада в реактивность приводит к уменьшению положительного эффекта обезвоживания. Для средних глубин выгорания переход на топливо 2,4% приводит к уменьшению эффекта обезвоживания на 0,8 эф.
Увеличение числа поглотителей в АЗ привело к значительному снижению глубины выгорания и ухудшению экономических характеристик топливного цикла. Глубина выгорания выгружаемого топлива уменьшилась с 20 МВт сут/кг до 14 - 15 МВт сут?кг, т.е. в среднем на 25 %. Кроме прямых экономических потерь
из-за недожигания топлива обострилась проблема хранения отработавшего топлива, т.к. рост темпов перегрузок привели к ускоренному заполнению бассейнов выдержки (БВ) и хранилищ отработавшего топлива (ХОЯТ).
Необходимо было найти вариант, который позволил бы значительно уменьшить число ДП, а еще лучше совсем от них избавиться, и обеспечить необходимый уровень ? при повышении экономичности топливного цикла.
Перспективным вариантом, не требующим изменения размеров канала и геометрии ТВС, является использование выгорающего поглотителя. Фактически происходит замена поглотителя в отдельных каналах (ДП) на поглотитель во всех каналах с топливом. При этом достигается более высокий уровень безопасности, т. к. безопасность не может быть снижена целенаправленно, такими действиями, как выгрузка ДП. Выгрузка ДП и наличие выгорающего поглотителя приводит к выравниванию энерговыделения по активной зоне, что также способствует повышению безопасности, т. к. снижаются максимальные мощности, линейные нагрузки, температуры.
Выгорающий поглотитель должен удовлетворять ряду требований, без выполнения которых его использование не будет эффективным:
" воздействие его на паровой коэффициент не должно быть слабее, чем воздействие ДП;
" должна быть обеспечена возможность повышения глубины выгорания при сохранении эксплутационных пределов (по мощностям, температурам и т. д.);
" поглотитель должен быть технологичным, т. е. существенно не усложнять и не удорожать процесс изготовления топлива;
" должен быть получен ощутимый экономический эффект от использования выгорающего поглотителя.
СВОЙСТВА ЭРБИЯ.
В энергетических реакторах в качестве выгорающего поглотителя используется гадолиний и бор, например, в легководяных корпусных реакторах PWR и BWR. Кроме гадолиния и бора существует много поглотителей, представляющих интерес для использования в реакторах, кадмий, гафний, диспрозий, европий, лютеций, самарий, эрбий.
Для РБМК наибольший интерес представляют резонансные поглотители. Традиционные поглотители - бор и гадолиний не относятся к этому классу. То же самое можно сказать и о диспрозии. Остальные из перечисленных выше поглотителей имеют резонансы в сечении поглощения в области энергий выше тепловой.
Расчетные исследования показали, что наилучшим поглотителем с точки зрения воздействия на паровой коэффициент и эффект обезвоживания является эрбий.
Природный эрбий содержит 6 изотопов.

Вклад изотопов эрбия в нейтронный баланс сильно различается. Изотопы Er162 и Er164 имеют незначительную концентрацию и небольшую величину сечения поглощения. Поэтому в нейтронно-физических расчетах их можно не учитывать. Концентрация Er168 в природном эрбии составляет ~ 27 % , однако сечение поглощения незначительное (~ 2 барн в тепловой области), что на 2 порядка меньше сечения, усредненного по всем изотопам эрбия. Наличием Er168 также можно пренебречь в расчетах. Сечение поглощения Er170 в тепловой области составляет ~ 9 барн.
В расчетах данный изотоп моделировался искусственным элементом с сечением, имеющем энергетическую зависимость ~ 1/ Е.
Основную роль в поглощении нейтронов играют изотопы Er166 и Er167, причем сечение поглощения эрбия Er167 примерно на порядок больше, чем эрбия Er166.
Основной изотоп Er167 имеет резонанс при 0.47 эВ, который играет основную роль в процессах поглощения нейтронов и именно его присутствием в топливе определяется величина парового коэффициента реактивности.
Наличие изотопа Er166 приводит к дополнительному поглощению нейтронов. Кроме того, поскольку при захвате нейтрона в Er166 образуется Er167, присутствие Er166 несколько замедляет выгорание Er167.
При обезвоживании канала спектр нейтронов сдвигается в сторону более высоких энергий. Это вызвано тем, что снижается скорость замедления нейтронов, т. к. замедления на воде не происходит, и повышается роль графита в формировании спектра, а графит примерно на 200? горячее воды.
Хотя резонанс Er167 находится на "хвосте" спектра Максвелла, поток нейтронов, приходящихся на область резонанса, при обезвоживании заметно увеличивается (приблизительно в 1.5 раза). Таким образом, сдвиг спектра в область более высоких энергий приводит к повышению поглощения в Er167, т. е. в присутствии эрбия появляется дополнительная отрицательная составляющая в эффекте обезвоживания.
Были проведены расчетные исследования по оптимизации размещения эрбия в ТВС РБМК. Учитывая характер воздействия эрбия на паровой коэффициент реактивности и эффективность обезвоживания, скорость его выгорания, а также технологию изготовления топлива, было установлено, что оптимальным является равномерное размещение окиси эрбия (Er2О3) с двуокисью урана.
Содержание эрбия в топливе выбиралось исходя из следующих соображений:
" паровой коэффициент реактивности реактора с уран - эрбиевым топливом без ДП должен быть не выше достигнутой величины;
" максимальная мощность ЭТВС не должна превышать существующего уровня;
В результате расчетных исследований было выбрано для РБМК - 1500 обогащение топлива 2.4 % и содержание эрбия 0.41 % весовых, а для
РБМК - 1000 2.6 и 0.41 %, соответственно.
Близость свойств уран - эрбиевого и штатного топлива позволили использовать конструкцию твэлов практически без изменений. Рекомендовано использовать таблетки с центральным отверстием для снижения уровня температур.
При таком обогащении и содержании эрбия основной мерой, обеспечивающей поддержание парового коэффициента
реактивности в установленном диапазоне, является корректировка величины за счет подбора темпа выгрузки ДП и количества ДП, задерживаемых в активной зоне.
Проведенное расчетно-экспериментальное обоснование работоспособности твэлов РБМК-1000 с топливом содержащий эрбий, показало, что по надежности и безопасности они не уступают твэлам РБМК-1000 с диоксидом урана.
Результаты реакторных и послереакторных исследований, включая изучение поведения твэлов с топливом промышленного изготовления с содержанием эрбия до 0.6%, подтвердили, что твэлы с уран-эрбиевым топливом работоспособны при тепловых нагрузках РБМК и по своим эксплуатационным характеристикам не уступают твэлам с диоксидом урана.
Работоспособность ЭТВС РБМК-1000 подтверждается большим положительным опытом эксплуатации уран-эрбиевого топлива.
По проекту средняя глубина выгорания выгружаемого уран-эрбиевого топлива 2.6% обогащения составляет 25,8 МВт сут/кг U, что соответствует энерговыработке 2900 МВт сут/ТВС.
Для накопления дальнейшего опыта эксплуатации ТВС с повышенным выгоранием топлива и с целью уточнения назначенного ресурса ЭТВС принято решение об эксплуатации части ЭТВС с топливом 2.6% обогащения до энерговыработки 3500 МВт сут/ТВС. Максимально достигнутая энерговыработка составляла 3313 МВт сут/ТВС.
Таким образом, положительный опыт эксплуатации уран-эрбиевого топлива свидетельствует о работоспособности ЭТВС РБМК-1000 до глубины выгорания топлива, существенно превышающей проектное значение.
Результаты проведенных в настоящее время расчетов показали перспективность повышения обогащения уран-эрбиевого топлива при одновременном увеличении в нем содержания эрбия. Перевод РБМК-1000 на топливо 2.8%обогащения позволит не только компенсировать потери в выгорании от увеличения содержания эрбия, но и увеличить глубину выгорания топлива, а, следовательно, улучшить экономические характеристики топливного цикла.
2. Повысить эффективность системы АЗ, для чего установить все стержни СУЗ (кроме УСП) так, чтобы они в крайнем верхнем положении были погружены на 1.2м в активную зону.
Работы выполнить в 2 этапа. В первый этап провести погружение 50% стержней все стержни АЗ, АР, ПКАЗ и остальные (до 50%) из числа РР. После 3-х месячной эксплуатации выполнить перестройку ВК для оставшихся стержней РР.
Положение верхних концевых выключателей определено 1.4м из конструктивных особенностей стержня СУЗ. В таком положении отсутствует столб воды под вытеснителем и исключается ввод положительной реактивности в нижней части активной зоны при движении стержней СУЗ с ВК.
Перестройка ВК всех стержней СУЗ одновременно приведет к резкому смещению поля энерговыделения вниз (Кz превысит регламентные значения) и поэтому было принято решение о переводе ВК 50% стержней СУЗ. После 3-х - 4-х месячной эксплуатации было принято решение о переводе ВК всех стержней СУЗ на 0.9м по УП.
Перестановка ВК всех стержней СУЗ на 1.4м не позволила бы эффективно управлять полями энерговыделения и работать на номинальной мощности. Расчетами было показано, что скоростная эффективность при настройке ВК на 0.9м снижается незначительно по сравнению с положением ВК, равным 1.4м.
Так же расчетом показано, что при вводе даже всех стержней с ВК (0.9м) положительный выбег отсутствует (скорость ввода отрицательной реактивности в течение первых секунд составит, 0.1 эф/сек.). Ввод стержней УСП по сигналу АЗ увеличивает скорость ввода отрицательной реактивности до 0.5 эф/сек.
Кроме этого, необходимо учесть то обстоятельство, что при настройке всех ВК на 1.4м и значительное смещение поля энерговыделения в нижнюю часть активной зоны, в верхней части образуется слой маловыгоревшего топлива.
При перемещении всех стержней СУЗ до НК в конце движения стержней СУЗ появляется "обратный ход реактивности", т.е. введенная отрицательная реактивность уменьшается по величине. Этот эффект достигал 1.5% при сбросе стержней СУЗ ключом обесточивания муфт.
Поэтому при реконструкции стержней СУЗ было принято решение увеличить длину поглощающей части стержня СУЗ на 0.6м в верхней части, что исключает "обратных ход реактивности".
С целью увеличения ввода отрицательной реактивности по сигналу АЗ "Сводными мероприятиями по повышению надежности и безопасности, действующих и сооружаемых атомных станций с реакторами РБМК" предусматривается:
а) в целях исключения ввода положительной реактивности в верхней и нижней частях активной зоны при срабатывании АЗ разработать модернизированную конструкцию исполнительных механизмов СУЗ. Новый стержень СУЗ представляет собой конструкцию аналогичную прежней со следующими изменениями:
- длина поглощающей части увеличена с 6172мм до 6773мм;
- длина телескопа увеличена с 1361мм до 2389мм;
- верхний концевик настроен на 0.2м по УП.
При положении такого стержня СУЗ на ВК низ поглощающей части находится на верхней границе активной зоны, а низ вытеснителя - на нижней границе активной зоны. Таким образом, при движении такого стержня СУЗ с ВК вводится отрицательная реактивность с момента начала движения и исключается ввод положительной реактивности в нижней части активной зоны (столб воды под вытеснителем отсутвует).
При положении стержня на НК верх поглощающей части стержня выше активной зоны на 222мм. Таким образом, исключается "обратный ход реактивности" даже при обесточивании муфты сервоприводов СУЗ.
Данное мероприятие выполнено на всех блоках САЭС.
б) увеличение скорости ввода отрицательной реактивности существующей штатной системой исполнительных механизмов за счет позднего электродинамического торможения. Позднее электродинамическое торможение реализуется за счет введение в конструкцию сервопривода путевого выключателя, с помощью которого электродинамическое торможение по сигналам АЗ включается не с момента движения стержня как в режиме ручного регулирования, а с 3.5м.
Это обеспечивает полное время ввода стержней по сигналу АЗ 12-14 сек против 18-20 сек в режиме РР.
После выполнения этих 2-х мероприятий средняя скорость ввода отрицательной реактивности увеличилась с 0.2 эф/сек до 0.58 эф/сек за первые 2 сек и с 0.3 эф/сек до 0.95 эф/сек за первые 5 сек.
г) следующим этапом увеличения скорости ввода отрицательной реактивности стала разработка и внедрение системы быстрой аварийной защиты. Исполнительный механизм БАЗ имеет следующие особенности:
- в конструкции стержня СУЗ исключен вытеснитель;
- конструкция исполнительного механизма БАЗ обеспечивает пленочное охлаждение канала, исключается гидродинамическое сопротивление движению стержней БАЗ;
- сервопривод имеет меньшее количество зубчатых передач;
- газовое пространство канала СУЗ заполняется азотом от АКС по дополнительно смонтированным трубопроводам;
- провал стержня БАЗ ниже активной зоны (в случае обрыва ленты) исключает опора, дополнительно установленная в канал СУЗ;
- динамическое торможение включается в положении стержня 6м по УП (в режиме БАЗ);
Такая конструкция исполнительного механизма БАЗ обеспечивает большую скорость движения стержней и соответственно большую скорость ввода отрицательной реактивности. Время ввода стержней БАЗ составляет 2.5сек. При существующих физических характеристиках на холодном реакторе "вес" стержня БАЗ составляет 2-2,5 эф.
В процессе выполнения "Мероприятий по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК" были заменены УСП на новые с длиной поглощающей части 4м, а так же были дополнительно внедрены аварийные защиты:
- по снижению давления в раздающем коллекторе СУЗ с целью исключить возможность обезвоживания КОСУЗ реактора в критическом состоянии (в дополнение к существующим защитам по расходу в КОСУЗ и уровню в аварийном баке).
- По снижению уровня в гидробаллонах САОР с целью исключить возможность попадание газа из баллонов САОР в активную зону реактора.
В настоящее время действует вторая редакция "Сводных мероприятий по повышению надежности и безопасности, действующих и сооружаемых атомных станций с реакторами РБМК" под условным названием СМ-88-РБМК.
Этими мероприятиями предусматривается закончить перевод реакторов на топливо обогащением по U235 2.4%, а также ряд других мероприятий предусматривающих:
- разработку и совершенствование систем диагностики состояние металла основного оборудования и трубопровода;
- модернизацию системы управления и защиты на всех действующих электроблоках с целью повышения эффективности и быстродействия;
- совершенствование проекта реакторной установки для строящихся электроблоков;
- разработку, изготовления и внедрение системы контроля и управления технологическими процессами реактора РБМК-1000 "Скала-Микро";
- разработку и осуществление программ исследований по оценке ресурса металла трубопроводов и оборудования;
- обеспечение сейсмостойкости оборудования и систем АЭС, важных для безопасности;
- переработку эксплуатационной нормативно-технической документации с целью повышения безопасности эксплуатации энергоблоков;
- выполнение конструкторских, расчетных и экспериментальных работ по дополнительному обоснованию безопасности реакторных установок действующих энергоблоков;
- модернизацию и усовершенствование систем контроля за состоянием реакторного оборудования;
- технические мероприятия по повышению качества изготовления, строительства и монтажа отдельных узлов и систем энергоблоков с целью обеспечения их надежности и безопасности;
- разработку и внедрение аварийных защит:
а)по минимальному запасу реактивности,
б)по минимальному расходу в РГК,
в)по запасу до кипения теплоносителя на всасе ГЦН.

Перевод реакторов РБМК-1000 на КРО сб.2399.00.000.

В настоящее время на энергоблоках с реакторами РБМК-1000 осуществляется поэтапная замена стержней сб. 2091.00.000-01 на стержни сб. 2477.00.000-01 с семиметровым вытеснителем и нижним ленточным поглощающим звеном функциональной группы стержней ручного регулирования. Переход на стержни сб. 2477.00.000-01 с семиметровым вытеснителем вместо стержней сб. 2091.00.000-01 позволяет заметно уменьшить количество воды в каналах СУЗ. При этом заметно уменьшается и эффект обезвоживания КО СУЗ в критических состояниях реактора.
После полного перевода на КРО в реакторах 1-го и 2-го энергоблоков Смоленской АЭС будут эксплуатироваться следующие типы стержней СУЗ (рисунок 1):
" 154 шт. КРО сб. 2399.00.000 - в группах РР, ПК и ЛАР (АР) (157 шт. при внедрении КСКУЗ);
" 32 шт. УСП сб. 2093.00.000 (24 шт. при внедрении КСКУЗ);
" 24 шт. БАЗ сб. 2505.00.000 (33 шт. АЗ - при внедрении КСКУЗ).

Кардинальным решением проблемы в части существенного снижения положительного эффекта реактивности при обезвоживании КОСУЗ до безопасной величины - менее 1 эф, является внедрение кластерных регулирующих органов (КРО).
При использовании КРО взамен штатных стержней сб. 2091.00.000-01 и 2477.00.000-01:
" не требуется разделение КОСУЗ на два независимых контура, так как при этом снижение положительного эффекта реактивности обезвоживания КОСУЗ достигается путем существенного уменьшения количества воды в каналах СУЗ за счет конструктивного исполнения КРО;
" не требуется дополнительного останова и переформирования загрузки энергоблока, так как установка КРО осуществляется поэтапно в процессе плановой замены стержней СУЗ, выработавших назначенный срок службы.
Внедрение КРО позволит улучшить показатели ИМ СУЗ по эффективности, надежности и ресурсу, а также технико-экономические показатели реактора за счет:
" увеличения быстродействия в аварийных режимах (более чем в два раза);
" перекрытия поглотителем всей высоты активной зоны;
" исключения гидродинамических нагрузок на подвижные элементы ИМ и ударных нагрузок, характерных для стержней с подвижным механическим вытеснителем.
Кроме того, значительное снижение количества воды (как "паразитного" поглотителя) в каналах СУЗ с КРО приведет к улучшению баланса нейтронов, повышению выгорания топлива в активной зоне, и, следовательно, к более рациональному использованию и экономии топлива.
С сентября 2001г. по декабрь 2002г. проводились реакторные испытания опытных партий КРО на 4-м энергоблоке Курской АЭС (20 штук) и 2-м энергоблоке Ленинградской АЭС (10 штук). В настоящее время реакторные испытания опытных партий КРО выполнены в полном объеме.
По результатам испытаний и расчетов могут быть сделаны следующие выводы.
1) Исполнительный механизм с КРО обеспечивает:
" перекрытие поглотителем всей высоты активной зоны (рабочий ход -(7000+50) мм);
" перемещение рабочего органа КРО на рабочий ход в режиме управления со скоростью (0,4+0,1) м/с, что соответствует штатной скорости перемещения стержней СУЗ;
" ввод рабочего органа КРО в зону на рабочий ход в режиме АЗ за время не более 7с (5…6 с), что более, чем в два раза повышает скоростную эффективность штатных стержней РР в аварийных режимах;
" свободное, без затираний и заеданий, перемещение рабочих органов в направляющих каналах гильз КРО. Ударные нагрузки, характерные для стержней с подвижными механическими вытеснителями (сб. 2091.00.000-01 и 2477.00.000-01), отсутствуют.
2) Отказов КРО в процессе испытаний не зафиксировано. По окончании реакторных испытаний техническое состояние КРО удовлетворительное. Параметры КРО стабильны и соответствуют проектным значениям.
3) Выявленные недостатки на этапах выполнения подготовительных и пусконаладочных работ оперативно и своевременно устранялись принятием соответствующих технических решений с последующей корректировкой проектно-конструкторской документации на КРО.
Повышенные локальные значения величин радиационного излучения над ячейками с КРО устранены проведенной модернизацией КРО в части оснащения КРО дополнительными средствами радиационной защиты. Разработаны дополнительные технические решения по усилению радиационной защиты КРО и внесены соответствующие изменения в проектно-конструкторскую документацию 2399.00.000.
4) Комплексные расчетно-экспериментальные исследования, проведенные на 4-м блоке КуАЭС и 2-м блоке ЛАЭС, показали, что на физических уровнях мощности рабочие органы КРО обладают эффективностью, близкой к эффективности стержней сб.2477.00.000-01. На энергетических уровнях мощности эффективность КРО близка к эффективности стержней сб.2091.00.000-01. Эти результаты подтвердили расчетные оценки, приведенные в материалах технического проекта.
5) Замена стержней сб. 2477.00.000-01 на КРО позволяет уменьшить положительный эффект реактивности при обезвоживании КО СУЗ в критических состояниях реактора. Измерения на реакторе 4-го блока Курской АЭС эффекта реактивности при обезвоживании КОСУЗ в холодном критическом состоянии показали, что после замены 20-ти стержней сб.2477.00.000-01 на КРО эффект обезвоживания КОСУЗ в критическом состоянии уменьшился с 1,3 эф до 1,0 эф.
Еще более эффективное снижение положительного эффекта обезвоживания КО СУЗ в критических состояниях может быть достигнуто при замене стержней сб. 2091.00.000-01 на КРО.
6) Переход на КРО повышает ядерную безопасность реактора за счет улучшения нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора, обеспечивает необходимые характеристики реактора при внедрении в рамках проекта КСКУЗ двух независимых систем остановки. Уменьшение непроизводительного поглощения нейтронов в каналах СУЗ и улучшение нейтронного баланса позволяют в условиях перевода на уран-эрбиевое топливо повысить эффективность использования топлива.

Безопасность атомных станций с реакторами ВВЭР

Безопасность атомных станций с реакторами ЭГП-6

Безопасность атомной станции с реактором БН-600

Радиационная безопасность атомных станций

 
Атомные станции с реакторами РБМК 1000