Аварийная остановка или SCRAM — это аварийное отключение ядерного реактора , осуществляемое путем немедленного прекращения реакции деления . Это также название, которое дается ручному выключателю , который инициирует отключение. В коммерческих реакторных операциях этот тип отключения часто называют «аварийной остановкой» в кипящих реакторах , « отключением реактора » в реакторах с водой под давлением и «EPIS» в реакторе CANDU . Во многих случаях аварийная остановка является частью стандартной процедуры отключения, которая служит для проверки системы аварийного отключения.
Термин не имеет точного происхождения. Историк Комиссии по ядерному регулированию США Том Уэллок отмечает, что scram — это англоязычное сленговое выражение, означающее «быстро и срочно покидать», и он ссылается на это как на изначальную и, скорее всего, точную основу для использования scram в техническом контексте. [1]
Scram иногда упоминается как аббревиатура от safety control rod axe man или safety cut rope axe man . Это предположительно было придумано Энрико Ферми, когда он руководил строительством первого в мире ядерного реактора . Ядро , которое было построено под зрительскими местами на стадионе Stagg Field в Чикагском университете , 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 его остановке. [2] Человеком с топором во время первой цепной реакции был Норман Хилберри . В письме Рэймонду Мюррею (21 января 1981 г.) Хилберри писал:
Когда я появился на балконе в тот день 2 декабря 1942 года , меня проводили к перилам балкона, вручили хорошо заточенный пожарный топор и сказали: «Если предохранительные стержни не сработают, перережь этот манильский канат ». Предохранительные стержни, само собой разумеется, сработали, канат не был перерезан... Я не думаю, что я когда-либо чувствовал себя таким глупым, как тогда. ...Я не знал историю о SCRAM [Safety Control Rod Axe Man] в течение многих лет после этого факта. И вот однажды один из моих товарищей, который был в строительной бригаде Зинна, назвал меня мистером Скрэмом. Я спросил его: «Как так?» И затем история.
Леона Маршалл Либби , присутствовавшая в тот день на Чикагской кочерге, вспоминала [3] , что этот термин был придуман Волни Уилсоном, который возглавлял группу, проектировавшую схему управляющего стержня:
Стержни безопасности были покрыты кадмиевой фольгой, и этот металл поглотил столько нейтронов, что цепная реакция остановилась. Волни Уилсон назвал эти стержни «scram». Он сказал, что куча «scramed», стержни «scramed» в кучу.
Другие свидетели в тот день согласились с Либби, приписавшим «scram» Уилсону. Уэллок написал, что Уоррен Найер, студент, работавший над сборкой сваи, также приписал это слово Уилсону: «Слово возникло в ходе обсуждения, которое доктор Уилсон, возглавлявший группу по приборам и управлению, вел с несколькими членами своей группы», — написал Найер. «Группа решила, что нужно нажать большую кнопку, чтобы ввести как стержни управления, так и предохранительный стержень. Как ее обозначить? «Что мы будем делать после того, как нажмем кнопку?» — спросил кто-то. «Убирайтесь отсюда!» — сказал Уилсон. Билл Овербек, другой член этой группы, сказал: «Хорошо, я обозначу это как SCRAM». [4]
Самые ранние упоминания о «scram» среди команды Chicago Pile также были связаны со схемой отключения Уилсона, а не Хилберри. В отчете Комиссии по атомной энергии США (AEC) 1952 года Ферми AEC рассекретила информацию о Chicago Pile. Отчет включает раздел, написанный командой Уилсона вскоре после того, как Chicago Pile достигла самоподдерживающейся цепной реакции 2 декабря 1942 года. Он включает в себя схему электропроводки схемы управления стержнями с четко обозначенной линией «SCRAM» (см. изображение справа и страницы 37 и 48). [5]
Русское название АЗ-5 ( АЗ-5 , на кириллице ) — это 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 аварийная остановка достигается путем введения большого количества отрицательной реактивной массы в середину делящегося материала, чтобы немедленно прекратить реакцию деления. В легководных реакторах это достигается путем введения поглощающих нейтроны регулирующих стержней в активную зону, хотя механизм, с помощью которого вставляются стержни, зависит от типа реактора. В реакторах с водой под давлением регулирующие стержни удерживаются над активной зоной реактора электродвигателями против их собственного веса и мощной пружины. Аварийная остановка предназначена для освобождения регулирующих стержней от этих двигателей и позволяет их весу и пружине вводить их в активную зону реактора, быстро останавливая ядерную реакцию путем поглощения освобожденных нейтронов. Другая конструкция использует электромагниты для удержания стержней в подвешенном состоянии, при этом любое отключение электрического тока приводит к немедленной и автоматической вставке регулирующего стержня.
В реакторах с кипящей водой стержни управления вставляются снизу корпуса реактора. В этом случае гидравлический блок управления с резервуаром под давлением обеспечивает силу для быстрого введения стержней управления при любом прерывании электрического тока. Как в PWR, так и в BWR есть вторичные системы (а часто даже третичные системы), которые вставляют стержни управления в случае, если первичная быстрая вставка не срабатывает быстро и полностью.
Жидкие поглотители нейтронов ( нейтронные яды ) также используются в системах быстрого отключения для тяжеловодных и легководных реакторов. После аварийного останова, если реактор (или его секция(и)) не находятся ниже предела отключения (то есть они могут вернуться в критическое состояние из-за ввода положительной реактивности от охлаждения, распада яда или других неконтролируемых условий), операторы могут вводить растворы, содержащие нейтронные яды, непосредственно в охлаждающую жидкость реактора.
Растворы нейтронного яда — это водные растворы , содержащие химические вещества, поглощающие нейтроны, такие как обычная бытовая бура , полиборат натрия , борная кислота или нитрат гадолиния , что приводит к снижению размножения нейтронов и, таким образом, к остановке реактора без использования стержней управления. В реакторах PWR эти поглощающие нейтроны растворы хранятся в герметичных баках (называемых аккумуляторами), которые присоединены к первичной системе охлаждения через клапаны. В первичном теплоносителе постоянно поддерживается разный уровень поглотителя нейтронов, который увеличивается с помощью аккумуляторов в случае отказа всех стержней управления при вставке, что быстро опустит реактор ниже границы останова.
В BWR растворимые поглотители нейтронов находятся в резервной системе управления жидкостью , которая использует резервные насосы впрыска с батарейным питанием или, в последних моделях, азот высокого давления для впрыска раствора поглотителя нейтронов в корпус реактора против любого внутреннего давления. Поскольку они могут задержать перезапуск реактора, эти системы используются только для остановки реактора, если не удается вставить стержень управления. Эта проблема особенно важна в BWR, где впрыск жидкого бора может вызвать осаждение твердых соединений бора на оболочке топлива [7] , что не позволит реактору перезапуститься до тех пор, пока отложения бора не будут удалены.
В большинстве конструкций реакторов процедура штатного останова также использует аварийную остановку для установки регулирующих стержней, поскольку это наиболее надежный метод полной установки регулирующих стержней и предотвращает возможность их случайного извлечения во время или после останова.
Большинство нейтронов в реакторе являются мгновенными нейтронами ; то есть нейтронами, которые производятся непосредственно в результате реакции деления. Эти нейтроны движутся с высокой скоростью , поэтому они, скорее всего, выйдут в замедлитель, прежде чем будут захвачены . В среднем требуется около 13 мкс, чтобы замедлитель достаточно замедлил нейтроны, чтобы обеспечить устойчивую реакцию, что позволяет вводить поглотители нейтронов, чтобы быстро воздействовать на реактор. [8]
В результате, как только реактор будет остановлен, мощность реактора значительно упадет почти мгновенно. Небольшая часть (около 0,65%) нейтронов в типичном энергетическом реакторе возникает из-за радиоактивного распада продукта деления. Эти запаздывающие нейтроны , которые испускаются с более низкими скоростями, будут ограничивать скорость, с которой ядерный реактор будет остановлен. [8]
Из-за недостатков в первоначальной конструкции регулирующих стержней аварийная остановка реактора РБМК могла повысить реактивность до опасного уровня, прежде чем снизить ее. Это было замечено, когда это вызвало скачок мощности при запуске блока № 1 Игналинской АЭС в 1983 году. 26 апреля 1986 года произошла катастрофа в Чернобыле из-за фатально неисправной системы останова после того, как система останова АЗ-5 была запущена после перегрева активной зоны. Реакторы РБМК впоследствии были либо модернизированы с учетом этого недостатка, либо выведены из эксплуатации.
Не все тепло в ядерном реакторе генерируется цепной реакцией, которую аварийная остановка призвана остановить. Для реактора, который аварийно останавливается после удержания постоянного уровня мощности в течение длительного периода (более 100 часов), около 7% мощности стационарного состояния 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 на момент аварийной остановки.
Мощность, вырабатываемая остаточным теплом, уменьшается по мере распада продуктов деления, но она достаточно велика, и неспособность отвести остаточное тепло может привести к повышению температуры активной зоны реактора до опасного уровня, что уже стало причиной ядерных аварий , включая ядерные аварии на АЭС Три-Майл-Айленд и Фукусима-1 .
В этой статье использован текст из этого источника, который находится в общественном достоянии .
