Аварийное остановление или SCRAM — это аварийное отключение ядерного реактора , осуществляемое путем немедленного прекращения реакции деления . Это также имя, присвоенное ручному аварийному выключателю , который инициирует выключение. При эксплуатации коммерческих реакторов этот тип остановки часто называют «аварийным остановом» в реакторах с кипящей водой (BWR), « остановкой реактора » в реакторах с водой под давлением и EPIS в реакторе CANDU . Во многих случаях аварийный останов является частью плановой процедуры отключения, которая служит для проверки системы аварийного отключения.
Точного происхождения этого термина не существует. Историк Комиссии по ядерному регулированию США Том Веллок отмечает, что аварийная ликвидация - это на английском сленге слово, обозначающее быстрый и срочный уход, и называет это оригинальной и, скорее всего, точной основой для использования аварийной остановки в техническом контексте. [1]
Scram иногда называют аббревиатурой от слов « Человек с топором на предохранительном стержне» или «Человек с топором, перерезающим веревку» . Предположительно, это придумал Энрико Ферми , когда он руководил строительством первого в мире ядерного реактора . Ядро, которое было построено под зрительскими местами на стадионе Стэгг Филд Чикагского университета , имело настоящий управляющий стержень , привязанный к веревке, а рядом с ним стоял человек с топором; перерезание веревки означало бы, что стержни под действием силы тяжести упадут в активную зону реактора , что приведет к остановке реактора. [2]
Человеком с топором в первой цепной реакции был Норман Хилберри . В письме Рэймонду Мюррею (21 января 1981 г.) Хилберри писала:
Когда в тот день 2 декабря 1942 года я появился на балконе , меня провели к перилам балкона, вручили хорошо заточенный пожарный топор и сказали: «Если предохранительные стержни не сработают, перережьте эту манильскую веревку ». Само собой разумеется, страховочные стержни сработали, веревка не была перерезана... Не думаю, что я когда-либо чувствовал себя настолько глупо, как тогда. ...Историю о SCRAM [Человеке с топором со стержнем управления безопасностью] я узнал лишь спустя много лет после этого. Затем однажды один из моих товарищей, работавших в строительной бригаде Зинна, назвал меня мистером Скрэмом. Я спросил его: «Как так?» А потом история.
Леона Маршалл Либби , присутствовавшая в тот день в Chicago Pile, вспоминала [3] , что этот термин был придуман Волни Уилсоном, который возглавлял группу, разрабатывавшую схему управляющего стержня:
Стержни безопасности были покрыты кадмиевой фольгой, и этот металл поглотил столько нейтронов, что цепная реакция была остановлена. Волни Уилсон назвал эти удилища «скатерами». Он сказал, что свая «забилась», стержни «забились» в кучу.
Другие свидетели в тот день согласились с тем, что Либби приписывает Уилсону «побег». Том Веллок, историк Комиссии по ядерному регулированию США, писал, что Уоррен Найер, студент, работавший над сборкой котла, также приписал это слово Уилсону: «Слово возникло в дискуссии доктора Уилсона, который был руководителем отдела контрольно-измерительных приборов и контроля. группа, имел дело с несколькими членами своей группы», — написал Найер. «Группа решила создать большую кнопку, которую можно будет нажать, чтобы управлять стержнями управления и стержнем безопасности. Как ее обозначить? «Что нам делать после того, как мы нажмем кнопку?» — спросил кто-то. !, — сказал Уилсон. Билл Овербек, другой член этой группы, сказал: «Хорошо, я назову это SCRAM». [4]
Самые ранние упоминания о «аварии» среди команды Chicago Pile также были связаны со схемой отключения Уилсона, а не с Хилберри. В отчете Комиссии по атомной энергии США (AEC) 1952 года, подготовленном Энрико Ферми, AEC рассекретила информацию о Чикагской куче. Отчет включал раздел, написанный командой Уилсона вскоре после того, как 2 декабря 1942 года на Чикагской свалке произошла самоподдерживающаяся цепная реакция. Он включал схему подключения схемы управления стержнем с четко обозначенной линией «SCRAM» (см. изображение на рисунке). справа и стр. 37 и 48). [5]
Русское название АЗ-5 ( АЗ-5 на кириллице ) — аббревиатура аварийной защиты 5-й категории ( аварийная защита 5-й категории ), что на английском языке переводится как «аварийная защита 5-й категории». [6]
В любом реакторе аварийный останов достигается путем введения большого количества массы с отрицательной реактивностью в середину делящегося материала, чтобы немедленно прекратить реакцию деления.
В легководных реакторах это достигается путем введения в активную зону поглощающих нейтроны регулирующих стержней , хотя механизм введения стержней зависит от типа реактора. В PWR стержни управления удерживаются над активной зоной реактора электродвигателями под действием собственного веса и мощной пружины. Аварийная система предназначена для освобождения управляющих стержней от этих двигателей и позволяет их весу и пружине загнать их в активную зону реактора, быстро останавливая ядерную реакцию за счет поглощения высвободившихся нейтронов. В другой конструкции используются электромагниты для удержания стержней в подвешенном состоянии, при этом любое отключение электрического тока приводит к немедленному и автоматическому введению стержней управления.
В реакторах BWR стержни управления вставляются из-под корпуса реактора. В этом случае гидравлический блок управления с резервуаром для хранения под давлением обеспечивает быстрое введение управляющих стержней при любом прерывании подачи электрического тока. И в PWR, и в BWR есть вторичные системы (а часто даже третичные системы), которые вставляют стержни управления в случае, если первичная быстрая установка не срабатывает быстро и полностью.
Жидкие поглотители нейтронов (нейтронные поглотители) также используются в системах быстрого останова тяжеловодных и легководных реакторов. Если после аварийного останова реактор (или его секции) не находится ниже предела останова (то есть они могут вернуться в критическое состояние из-за появления положительной реактивности в результате охлаждения, распада яда или других неконтролируемых условий), операторы могут впрыскивать растворы, содержащие нейтронные поглотители, непосредственно в теплоноситель реактора.
Растворы нейтронного яда — это растворы на водной основе , которые содержат химические вещества, поглощающие нейтроны , такие как обычная бытовая бура , полиборат натрия , борная кислота или нитрат гадолиния , вызывающие уменьшение размножения нейтронов и, таким образом, остановку реактора без использования регулирующих стержней. . В PWR эти растворы, поглощающие нейтроны, хранятся в резервуарах под давлением (называемых аккумуляторами), которые присоединены к системе теплоносителя первого контура через клапаны. В теплоносителе первого контура постоянно поддерживается различный уровень поглотителя нейтронов, который увеличивается с помощью аккумуляторов в случае отказа всех стержней управления вставиться, что быстро приведет к тому, что реактор опустится ниже предела останова.
В BWR растворимые поглотители нейтронов находятся в резервной системе управления жидкостью (SLCS) , которая использует резервные впрыскивающие насосы с батарейным питанием или, в последних моделях, газообразный азот под высоким давлением для впрыскивания раствора поглотителя нейтронов в корпус реактора против любое давление внутри. Поскольку они могут задержать перезапуск реактора, эти системы используются только для остановки реактора, если установка управляющего стержня не удалась. Эта проблема особенно важна для реакторов BWR, где впрыск жидкого бора может вызвать осаждение твердых соединений бора на оболочке твэла, [7] что помешает повторному запуску реактора до тех пор, пока отложения бора не будут удалены.
В большинстве конструкций реакторов в процедуре планового останова также используется аварийный ввод стержней управления, поскольку это наиболее надежный метод полной установки стержней управления и предотвращает возможность их случайного извлечения во время или после останова.
Большинство нейтронов в реакторе являются мгновенными нейтронами ; то есть нейтроны, образующиеся непосредственно в результате реакции деления. Эти нейтроны движутся с высокой скоростью , поэтому они, скорее всего, ускользнут в замедлитель , прежде чем будут захвачены . В среднем замедлителю требуется около 13 мкс, чтобы нейтроны замедлились настолько, чтобы обеспечить устойчивую реакцию, что позволяет установить поглотители нейтронов, чтобы быстро воздействовать на реактор. [8]
В результате, как только реактор будет остановлен, мощность реактора существенно упадет практически мгновенно. Небольшая доля (около 0,65%) нейтронов в типичном энергетическом реакторе образуется в результате радиоактивного распада продукта деления. Эти запаздывающие нейтроны , испускаемые с более низкими скоростями, будут ограничивать скорость остановки ядерного реактора. [9]
Из-за недостатков оригинальной конструкции стержня управления аварийный останов реактора РБМК может привести к повышению реактивности до опасного уровня, а затем к ее снижению. Это было замечено, когда в 1983 году произошел скачок напряжения при пуске энергоблока № 1 Игналинской АЭС . 26 апреля 1986 года из-за фатально неисправной системы останова произошла чернобыльская катастрофа , после того как система останова АЗ-5 вышла из строя. инициируется после перегрева ядра. Реакторы РБМК впоследствии были либо модернизированы с учетом неисправности, либо выведены из эксплуатации.
Не все тепло в ядерном реакторе генерируется в результате цепной реакции, остановить которую призван аварийный режим. Для реактора, который останавливается после поддержания постоянного уровня мощности в течение длительного периода (более 100 часов), около 7% установившейся мощности останется после первоначального останова из-за распада продуктов деления, который невозможно остановить. Для реактора, который не имел истории постоянной мощности, точный процент определяется концентрациями и периодами полураспада отдельных продуктов деления в активной зоне во время аварийного останова.
Энергия, вырабатываемая остаточным теплом, уменьшается по мере распада продуктов деления, но она достаточно велика, поэтому невозможность удаления остаточного тепла может привести к повышению температуры активной зоны реактора до опасного уровня и стать причиной ядерных аварий , включая ядерные аварии на Три-Майл-Айленде и Фукусима I.
В эту статью включен текст из этого источника, который находится в открытом доступе .
