О ядерной безопасности уран-графитовых реакторов

Abstract

Рассматривается история развития в Советском Союзе уран-графитового направления в ядерном реакторостроении, а также изменение параметров ядерной безопасности таких реакторов. Акцент в рассмотрении делается на оценке важных для ядерной безопасности параметрах различных поколений уран-графитовых реакторов, начиная с реактора Ф-1, далее с промышленных уран-графитовых реакторов и заканчивая реакторами большой мощности канальными (РБМК). Для каждого типа уран-графитовых реакторов проведено исследование зависимости эффективного коэффициента размножения от шага топливной решетки и количества водяного теплоносителя в топливных каналах. На простой модели активной зоны РБМК показано недопустимо большое значение эффекта реактивности при осушении или запаривании топливных каналов. Проведено определение количества локальных критмасс в уран-графитовых реакторах и их влияние на работу реактора на малых уровнях мощности, когда взаимное влияние локальных критических масс (объемов) мало и это приводит к возникновению в активной зоне локальных зон с надкритичностью. Рассмотрена и ошибка проекта РБМК по конструкции графитовых вытеснителей, которая является важным фактором в развитии аварийного процесса 26 апреля 1986 г. на 4-м энергоблоке ЧАЭС.

Розглядається історія розвитку в Радянському Союзі уран-графітового напрямку в ядерному реакторобудуванні, а також зміна параметрів ядерної безпеки таких реакторів. Акцент у розгляді робиться на оцінці важливих для ядерної безпеки параметрах різних поколінь уран-графітових реакторів, починаючи з реактора Ф-1, далі з промислових уран-графітових реакторів (ПУГР) і закінчуючи реакторами великої потужності канальними (РВПК). Для кожного типу уран-графітових реакторів проведено дослідження залежності ефективного коефіцієнта розмноження від кроку паливної решітки та кількості водяного теплоносія в паливних каналах. На простій моделі активної зони РВПК показано неприпустимо велике значення ефекту реактивності при осушенні або запарюванні паливних каналів. Проведено визначення кількості локальних критичних мас в уран-графітових реакторах та їхній вплив на роботу реактора на малих рівнях потужності, коли взаємний вплив локальних критичних мас (об’ємів) незначний і це призводить до виникнення в активній зоні локальних зон із надкритичністю. Розглянуто й помилку проекту РБМК щодо конструкції графітових витискувачів, яка є важливим чинником у розвитку аварійного процесу 26 квітня 1986 р. на ЧАЕС.

The article discusses the history of the Soviet Union uranium-graphite trends in nuclear reactors, and changing the parameters of nuclear safety of these reactors. The emphasis in the hearing on the assessment of important nuclear safety parameters of the different generations of uranium-graphite reactors, starting with the Ф-1 reactor, hereinafter - Industrial uranium-graphite reactors (PUGR), and ending with high power channel reactors (RBMK - Light Water Cooled Graphite Moderated Reactor). For each type uranium-graphite reactors studied dependence of the effective multiplication factor of the fuel lattice pitch and the amount of water coolant in the fuel channels. In a simple model of the RBMK reactor core is shown unacceptably large reactivity effect of hardening in drying or fuel channels. A determination of the number of local critical mass in the uranium-graphite reactors and their impact on the operation of the reactor at low power levels when the mutual influence of the local critical mass (volume) is small, and this leads to the emergence in the core areas of local criticality. It is considered an error and the project for the construction of the RBMK graphite displacer, which is an important factor in the development of emergency April 26 1986 of the Chernobyl.