Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Конструктивные элементы активной зоны рбмк-1000. нейтронно физические процессы в подкритическом реакторе. система внутриреакторного контроля подкритичности реактора 12
1.1. Состав активной зоны РБМК-1000 Ленинградской
АЭС 12
1.1.1. Металлоконструкции реактора 12
1.1.2. Графитовая кладка 13
1.1.3. Каналы РБМК-1000 Ленинградской АЭС
1.1.3.1. Технологический канал 14
1.1.3.2. Канал СУЗ 15
1.1.3.3. Канал охлаждения отражателя 15
1.1.3.4. Канал камеры деления 16
1.1.3.5. Облучательный канал (РЛК) 16
1.1.4. Элементы, входящие в контур многократной принудительной циркуляции 17
1.1.4.1. Тепловыделяющая сборка 17
1.1.4.2. Тепловыделяющий элемент 18
1.1.4.3. Дополнительные поглотители
1.1.4.3.1. Стержень дополнительного поглотителя кобальтовый (2365.00.000) 20
1.1.4.3.2. Стержень дополнительного поглотителя кобальтовый (2365.00.000-01,2365.00.000-02) 21
1.1.4.4 Столб воды
1.1.5. Элементы, входящие в контур охлаждения СУЗ 23
1.1.5.1. Органы регулирования реактивности 23
1.1.5.2. Стержень РР (2091.00.000-01) 24
1.1.5.3. Стержень РР (2477.00.000) 25
1.1.5.4. Стержень РР (2477.00.000-01) 26
1.1.5.5. Стержень УСП (2093.00.000) 27
1.1.5.6. Стержень БАЗ (2505.00.000) 28
1.1.6. Анализ влияния конструкционных элементов на нейтронный поток подкритического реактора 30
1.2. Система контроля, управления и защиты (СКУЗ). Контроль физических характеристик подкритического реактора 31
1.3. Нейтронно-физические процессы, протекающие в активной зоне подкритического РБМК-1000 32
1.4. Система внутриреакторного контроля подкритичности реактора 36
1.4.1. Датчик Пик-бмт 37
1.4.1.1. Конструкция датчика Пик-бмт 37
1.4.1.2. Принцип работы датчика Пик-бмт 37
1.4.2. Помехозащищенность линии связи датчиков Пик-бмт и стойки с аппаратурой 39
1.4.3. Принцип работы измерительной стойки с аппаратурой СВРК ПР 39
ГЛАВА 2. Результаты испытаний 41
2.1. Состояние реактора РБМК-1000 и настройка системы измерений
2.1.1. Начальные условия измерений 41
2.1.2. Состояние активной зоны перед началом измерений .. 42
2.1.3. Настройка СВРК ПР перед началом измерений. Выбор порогов дискриминации и времени интегрирования 42
2.2. Измерения с помощью СВРК ПР на подкритическом реакторе 45
2.2.1. Извлечение и загрузка ТВС 45
2.2.2. Извлечение и загрузка стержня СКУЗ 47
2.2.3. Извлечение и сброс группы стержней БАЗ 49
2.2.4. Опорожнение и заполнение КО СУЗ 52
2.2.5. Опорожнение и заполнение ТК 57
2.2.6. Установка в реактор оборудования для бурения кернов, вырезки и извлечения ТК и РК, ТВ-осмотра 59
2.2.7. Измерение распределения плотности потока нейтронов по высоте активной зоны 60
2.3. Измерения с помощью СВРК ПР на реакторе в критическом состоянии 66
2.3.1. Подготовка к извлечению стержней СКУЗ перед выводом реактора в критическое состояние 66
2.3.2. Вывод в критическое состояние 67
2.3.3. Измерение эффективности быстродействующей аварийной защиты и суммарной эффективности стержней СКУЗ 2.3.3.1. Требования к прогнозным величинам 69
2.3.3.2. Измерение суммарной эффективности БАЗ и СКУЗ... 71
2.3.3.3. Измерения эффективности стержней СКУЗ и подкритичности 73
2.3.3.4. Сравнительный анализ полученных результатов с прогнозными величинами 74
2.3.4. Определение интегральных и дифференциальных
характеристик стержней СКУЗ 75
2.4. Штатная аппаратура и методы определения
подкритичности 78
2.4.1. Исходное состояние активной зоны 78
2.4.2. Измерения с помощью штатной системы определения подкритичности реактора 2.4.2.1. Энергетический уровень мощности 79
2.4.2.2. Физический уровень мощности
2.4.3. Способы определения поправок на пространственные эффекты при измерении подкритичности 81
2.4.4. Оценка погрешности пространственных эффектов при измерениях подкритичности
реактиметром 83
2.4.5. Применение методов расчетного моделирования для учета пространственных эффектов при определении подкритичности 84
2.5. Анализ полученных результатов 86
ГЛАВА 3. Методика экспериментального определения подкритичности реактора РБМК-1000 89
3.1. Способы определения подкритичности 89
3.2. Способ-прототип 91
3.3. Сущность метода определения подкритичности 92
3.4. Область разбиения активной зоны 98
3.5. Последовательность определения подкритичности... 102
3.6. Результаты использования метода погружения (Ф стержней 104
ГЛАВА 4. Применение сврк пр для повышения коэффициента использования установленной мощности на энергоблоках РБМК-1000 109
4.1. Определение эффективности замененных стержней СКУЗ 109
4.2. Сокращение времени вывода реактора в критическое состояние 110
4.3. Уменьшение количества ядерно-опасных работ ... 111
4.4. Внедрение СВРК ПР в промышленную эксплуатацию. 111
4.5. Определение эффекта опорожнения КО СУЗ 112
4.6. Оценка возможной экономической эффективности внедрения СВРКПР 114
Заключение 116
Список используемой литературы
- Элементы, входящие в контур многократной принудительной циркуляции
- Состояние активной зоны перед началом измерений
- Сравнительный анализ полученных результатов с прогнозными величинами
- Уменьшение количества ядерно-опасных работ
Введение к работе
Актуальность работы. Характерной особенностью канальных реакторов РБМК-1000 является то, что в активной зоне заключено несколько десятков областей, в которых, при определенных условиях, может образоваться локальная критичность [1]. Поэтому необходим надежный контроль плотности нейтронного потока в любом состоянии реакторной установки (РУ).
Опыт эксплуатации РУ РБМК-1000 показал, что на остановленном реакторе, когда плотность нейтронного потока составляет от 10"7 до 10 % N„om, штатные средства контроля нейтронной мощности не обладают достаточной степенью чувствительности. Перевод реактора в подкритическое и критическое состояние также связан с прохождением диапазона мощности, требующим более совершенных аппаратных средств контроля, чем ныне существующие.
Система контроля подкритичности, способная фиксировать изменения уровня мощности реактора в подкритическом состоянии и при выходе в критическое состояние, должна стать надежным инструментом контроля и управления нейтронно-физическими процессами в активной зоне. Это будет способствовать повышению ядерной безопасности реактора РБМК-1000 в подкритнческих (остановочных, стояночных и пусковых) режимах работы.
Цели работы. Целью данной диссертационной работы является исследование режимов работы РУ РБМК-1000 в подкритическом состоянии с помощью системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора (СВРК ПР) и повышение уровня ядерной безопасности реактора РБМК-1000. Для этого поставлены следующие задачи диссертационного исследования:
Изучение конструкции активной зоны реактора РБМК-1000. Обобщение результатов измерений подкритичности различными методами и системами.
Экспериментальное исследование изменения1 степени подкритичности реактора в зависимости от режимов работы РУ и состава активной зоны.
Анализ полученных экспериментальных нейтронно-физическнх характеристик активной зоны РБМК-1000 с помощью расчетных программ.
Разработка дополнений к методике определения подкритичности реактора РБМК-1000.
Выработка рекомендаций по повышению уровня ядерной безопасности РУ РБМК-1000.
С Петербург
Научная новизна. По мнению автора, к новым результатам относятся полученные экспериментальным путем значения эффективности стержней СКУЗ, ТВС, столбов воды в ТК и РК СУЗ подкритического реактора РБМК-І000 и методики их измерения.
Научно-обоснованная методика определения подкритичности, разработанная автором, может быть использована при проектировании и эксплуатации систем контроля подкритичности на АЭС с канальными реакторами.
Методика выполнения работы, достоверность и обоснованность результатов.
В данной работе используются методы экспериментального и теоретического исследования. Полученные расчетные величины и экспериментальные данные подтверждены отчетами и протоколами измерений нейтронно-физическнх характеристик РУ РБМК-1000 Ленинградской и Курской атомных станций. Разработанные в диссертации модели процессов в активной зоне подкритического реактора основаны на сравнении с расчетами и экспериментами, полученными в работах предыдущих авторов. Также при получении расчетных величин в работе использовались программные средства, аттестованные для физических расчетов активных зон реакторов РБМК-1000.
Практическая ценность работы. Практическая ценность полученных автором результатов состоит в возможности проводить более глубокий контроль состояния активной зоны реакторов РБМК-1000.
Полученные данные позволяют дополнительно контролировать правильность планирования перегрузок в течение кампании. Кроме того, появляется возможность вносить более точные поправки в показания датчиков системы физического контроля распределения энерговыделения.
Результаты непрерывного контроля изменения плотности нейтронного потока на остановленном реакторе позволяют более точно конкретизировать перечень ядерно-опасных работ.
Анализ результатов, полученных с помощью СВРКПР, естественным образом обусловливает начало' разработки н создания комплексной системы управления и защиты подкритического реактора.
На основании результатов измерения в процессе опорожнения КО СУЗ были внесены изменения в «Инструкцию по опорожнению каналов СУЗ и аварийного бака СУЗ реактора РБМК-1000 первой очереди ЛАЭС» ннв.№Р-644 арх. ПТО Ленинградской АЭС.
Результаты ' исследования намечено использовать для. внесения дополнений в «Комплексную методику определения физических и динамических характеристик РБМК-1000» РДЭО-0137-98.
Автор выносит на зашиту:
Рекомендации по определению количества подвесок ионизационных камер (ПИК), необходимого для полномасштабного контроля активной зоны подкритического реактора РБМК-1000, места их установки и их эффективный радиус чувствительности.
Расчетные и экспериментальные величины вклада в нейтронный поток подкритического реактора элементов активной зоны.
Заключение о методе определения подкритичности реакторов РБМК-1000 с помощью аппаратуры СВРК ПР.
Методику определения подкритичноептреактора РБМК-1000.
Способы повышения КИУМ энергоблоков РБМК-1000 с помощью использования СВРК ПР.
Апробация работы. Основные положения и результаты работы доложены на заседании научно-технического совета Ленинградской АЭС и получили положительную оценку экспертов.
Также основные результаты исследований апробированы на научных конференциях:
Межвузовская научная конференция «XXVIII неделя науки СПбГТУ», доклад «Вопросы повышения маневренности и безопасности реактора РБМК-1000» Санкт-Петербургский государственный технический университет, 10 ноября 2000 г.
Международная научная конференция «Полярное сияние - 2002. Ядерное будущее: безопасность, экономика и право», доклад «Поверка аппаратуры контроля нейтронного потока реактора РБМК-1000, при пусковых режимах работы ЯЭУ и выходе на МКУ», Санкт-Петербург, Государственный региональный образовательный центр, 2 февраля 2002 г.
Международная научная конференция «Полярное сияние -2003. Ядерное будущее: безопасность, экономика и право», доклад «Некоторые результаты испытаний системы внутриреакторного контроля подкритичности реактора на первом и втором энергоблоках Ленинградской АС», Санкт-Петербург, Государственный региональный образовательный центр, 31 января 2003 г. '
Публикации результатов работы. Основные результаты работы отражены в пяти публикациях.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения. В конце приведены библиографический список из 52 источников, приложения, в которых представлены элементы конструкции реактора, графики изменения подкритичности, процессы вывода в критическое состояние и уравнения математических моделей подкритичной активной зоны. Диссертация выполнена на 178 стр., из них 122 -текстовая часть, 5 - библиографический список, 51 - приложения.
Элементы, входящие в контур многократной принудительной циркуляции
1,65 г/см3. Графитовая кладка представляет собой вертикально расположенный цилиндр, собранный из 2488 графитовых колонн и окруженный металлическим кожухом - схема "КЖ" (приложение 1, Щ рис.1). Графитовые колонны стоят на стальных плитах, которые опираются на опорные стаканы, установленные на верхней решетке металлоконструкции схемы "ОР". Колонны собраны из отдельных графитовых блоков, плотность графита в которых в среднем не менее
Четыре крайних ряда колонн образуют по окружности кладки боковой отражатель. Верхний и нижний слои графита кладки высотой по 50 см выполняют функции торцевых отражателей. Графитовые блоки выполнены в виде прямоугольных призм квадратного сечения 250 х 250 мм и высотой 200, 300, 500 и 600 мм. Основными являются блоки высотой 600 мм, а укороченные расположены только в торцевых отражателях и служат для обеспечения взаимного смещения стыков блоков соседних колонн по высоте кладки. Р Внутри блоков имеются отверстия диаметром 114 мм, образующие в 2044 колоннах тракты для размещения технологических и специальных 4 каналов. Максимальная расчетная температура графита кладки реактора не превышает 730С. Рекомендуемая температура эксплуатации графитовой кладки составляет, по измерениям в углах блоков [5], составляет 650С.
С целью предотвращения окисления графита и обеспечения температурного режима кладки, реакторное пространство (РП) продувается смесью гелия с азотом. Качество азота, продуваемого через РП не хуже 99,99%. Расход газа составляет 200-400 нм3/ч; избыточное давление на входе в РП 50-200 мм вод. ст.
Технологические каналы (ТК) предназначены для размещения в них ТВС или дополнительных поглотителей (ДП). Через ТК организован Ц поток теплоносителя. Средняя часть технологического канала (в пределах активной зоны) представляет собой трубу, изготовленную из циркониевого сплава Э-125 (цирконий + 2,5 % ниобия): - наружный диаметр - 88,0 !j;f мм; - внутренний диаметр -79,5 +0 8 мм. Для улучшения отвода теплоты на трубу канала надеты графитовые разрезные кольца высотой 20 мм, которые размещаются по высоте канала вплотную друг к другу- Каждое чередующееся кольцо имеет непосредственный контакт по боковой поверхности либо с трубой, либо с внутренней поверхностью графитового блока, а также друг с другом по торцам. Схема технологического канала представлена в приложении 1, рис. 2. 1.1.3.2. Канал СУЗ Каналы СУЗ (РК СУЗ) предназначены для размещения в них регулирующих стержней системы управления, камер деления, а также для обеспечения циркуляции теплоносителя с целью снятия тепловыделения с исполнительных органов системы управления.
Контур охлаждения каналов СУЗ автономен от контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Температура охлаждающей воды контура СУЗ при работе реактора на мощности составляет 40-55С на входе в канал и 50-75С на выходе из канала. Средняя часть канала СУЗ (в пределах активной зоны) представляет собой трубу, изготовленную из циркониевого сплава Э-125: - наружный диаметр - 88,0 $] мм; - толщина стенки - з,о j мм. На канал надеты графитовые втулки, обеспечивающие необходимый температурный режим графитовой колонны. Схема канала СУЗ представлена в приложении 1, рис. 2.
В отверстиях 156 колонн наружного ряда графитовой кладки размещаются крепежные штанги, которые представляют собой трубы из стали Х18Н10Т размером 110 х 5 мм. Для охлаждения штанг и наружных колонн бокового отражателя внутри каждой штанги размещается канал охлаждения отражателя (КОО). КОО представляет собой канал Фильда с подводом и отводом охлаждающей воды сверху и состоит из внешней трубы размером 95 х 3 мм (сталь Х18Н10Т) и внутренней трубы размером 80x3 мм (сталь 8Х18Н10Т). Схема КОО представлена в приложении 1, рис.2. 1.1.3.4. Канал камеры деления СУЗ, расположенных на периферии активной зоны (ячейки 10-30, 50-10, 30-67 и 67-47) установлены гильзы переменного диаметра, изготовленные из стали Х18Н10Т. Размеры гильзы в пределах активной зоны 50 х 2 мм. Гильза подвески камеры деления внутри сухая, снаружи омывается водой канала. Схема канала камеры деления представлена в приложении 1, рис.2.
Для производства радиационно-легированного кремния и облучения других материалов на каждом энергоблоке вместо двух штатных каналов СУЗ (ячейки 22-55, 34-57) установлены специальные устройства - облучательные каналы. Средняя часть облучательного канала представляет собой изготовленную из сплава Э-125 трубу переменного диаметра. Верхняя часть имеет размер 103,5x2 мм, нижняя - 88 х 3 мм. Переход между трубами разного диаметра находится на расстоянии 1600 ... 1630 мм от низа (5370 ... 5400 от верха) активной зоны. Схема облучательного канала представлена в приложении 1, рис.2.
Состояние активной зоны перед началом измерений
Выполнение измерений по определению эффектов реактивности при опорожнении контура КМПЦ допускается только после экспериментального подтверждения результатов прогнозных расчетов для исходного состояния по: - величине подкритичности реактора; - суммарной эффективности органов СКУЗ в исходном состоянии. Также выполняется сравнение измеренной величины подкритичности в состоянии с обезвоженными и заполненными ТК (по количеству извлеченных стержней при выходе в критическое состояние) с результатами прогнозного расчета. При выполнении измерения с опорожнением КМПЦ на участке Л активной зоны, дополнительно выполняются измерения эффективности стержней СКУЗ, составляющих разницу компенсации состояния с водой и без воды в КМПЦ при наличии воды в КО СУЗ. Для этого реактор выводится в критическое состояние, и в активную зону вводятся стержни типа РР, составляющие разницу в компенсации этих состояний. Регистрируется введенная реактивность. Затем в активную зону вводятся все стержни СКУЗ, кроме БАЗ.
При проведении ППР на энергоблоке №1 были предусмотрены работы связанные с исследованием состояния ТК. Определялась кривизна канала, и измерялся диаметр. Аппаратура, которая использовалась для этих работ, предусматривает эксплуатацию в воздушной среде. Для этого из ТК была выгружена ТВС, снижен уровень в барабане-сепараторе (БС) и заглушён необходимый технологический канал. После чего из ТК сливалась вода.
Результаты измерений опорожнения канала 16-37 изображены в приложении 20. Датчик Пик-бмт, регистрирующий изменение подкритичности, располагался в ячейке 15-37. Показания этого датчика наиболее характерно отображают опорожнение ТК, поскольку сам датчик располагался в первом радиусе от канала.
Анализ результатов измерений на подкритическом реакторе показывает, что при опорожнении (заполнении) одного ТК значение подкритичности по одному датчику изменяется на незначительную величину -0,04 рЭфф, что находится на уровне естественных шумов сигнала. Выделить такой сигнал можно только при значительной выдержке по времени (несколько минут). Значит, опорожнение одного ТК не вносит существенного изменения в степень подкритичности реактора. Это подтверждается расчетными данными по программе «STEPAN». Эффект обезвоживания одного канала КМПЦ для подкритического реактора согласно [11] составляет -0.00081 рэфф. Расчеты с учетом данных измерений позволяют говорить о том, что массовое опорожнение ТК, способно внести значительную отрицательную реактивность (до - 1,35 рЭфф).
Для проведения ремонтных и научно-исследовательских работ в реактор погружают различное оборудование. Перед началом проведения такого рода работ готовятся обоснования, показывающие, что установка в активную зону реактора нештатных устройств не приведет к введению положительной реактивности. Исходя из общеизвестной теории кинетики ядерных реакторов, очевидно, что внесению положительной реактивности соответствует: увеличение количества делящегося материала, уменьшение количества поглощающих элементов в активной зоне реактора или перераспределение спектра нейтронов. Поскольку оборудование, устанавливаемое в реактор РБМК-1000 для бурения кернов в графитовой кладке, вырезки и извлечения ТК и РК СУЗ, телевизионного осмотра состояния канала, определения кривизны, измерения внутреннего диаметра канала и для определения зазора канал-графит изготовлено из стали, то такое оборудование, очевидно, должно быть «прозрачно» для тепловых нейтронов. В этом случае положительная реактивность может вводиться только за счет перераспределения спектра нейтронов. Однако, измерение влияния такого рода оборудования ранее не производилось.
С помощью СВРК ПР впервые экспериментально было подтверждено, что установка в реактор нештатного оборудования практически не изменяет плотность нейтронного потока в подкритическом реакторе РБМК-1000.
Сравнительный анализ полученных результатов с прогнозными величинами
При использовании иных источников возмущения нейтронного поля, например, внешних источников нейтронов или топливных сборок, действия по определению значений Akj, Ak могут быть аналогичны.
Точность определения подкритичности реактора предложенным способом зависит от степени адекватности функций влияния локальных источников возмущения, аппроксимирующих результаты измерений перераспределения плотности потока нейтронов, реальным процессам. Форма (2) является простейшей. Более точна форма ср(г), учитывающая изменение кЭфф в реакторе при Ф перемещении даже одного стержня СКУЗ. Еще большей точности можно достичь при переходе к многогрупповой модели переноса нейтронов с учетом всех пространственных координат и параметров активной зоны. Содержание и последовательность описанных выше операций остаются, при этом, неизменными.
В результате использования метода погружения стержней оказалось, что можно снять ограничение на физические свойства используемых в эксперименте стержней-поглотителей и иных источников возмущения нейтронного поля, а также в обеспечении возможности выявления области активной зоны с минимальным значением локальной подкритичности, что важно для обеспечения # ядерной безопасности.
Указанный результат достигается тем, что перемещение используемых в эксперименте источников возмущения, в частности, стержней-поглотителей, осуществляется последовательно в предварительно выбранных квазиавтономных областях разбиения активной зоны, находящейся в критическом состоянии. Отклик нейтронного поля в каждой из таких областей описывают физически адекватной функцией. Параметры этой функции определяют из условий аппроксимации ею зависимости экспериментально полученных значений относительно изменения сигналов датчиков, в зависимости от расстояния до источника возмущения, по значениям параметров функции-отклика и соотношениям, связывающим их с материальным параметром реакторной среды и коэффициентом размножения нейтронов. Для каждой из областей разбиения находят значение локальной подкритичности. Оценку значения подкритичности реактора в целом осуществляют по области с минимальным значением локальной подкритичности. При этом количество областей разбиения активной зоны выбирают исходя из необходимости их взаимного перекрытия.
Согласно предложенному автором методу, активная зона реактора трактуется как многосвязная система с пространственно-распределенными характеристиками размножающей среды, которая, по соображениям упрощения эксперимента, может быть разбита условно на ряд квазиавтономных областей, размножающие свойства каждой из которых принимаются уже не зависящими от координат. Для каждой такой области разбиения, в условиях баланса нейтронов на границе, определяется свое собственное значение подкритичности (локальной подкритичности). Для этого используются не абсолютные значения сигналов датчиков, регистрирующих изменение плотности нейтронного потока, а их относительные изменения, аппроксимируемые физически адекватными (т.е. теоретически и экспериментально обоснованными) функциями влияния источников фі возмущения. В этом случае степень абсолютной эффективности стержней-поглотителей и иных локальных источников возмущения уже не имеет принципиального значения. Кроме того, эксперимент позволяет выявить область с минимальным значением локальной подкритичности, практически и определяющей подкритичность реактора в целом. По сравнению с возможностями известных способов, этот результат является принципиально новым.
Уменьшение количества ядерно-опасных работ
За время проведения ремонта на реакторе РБМК-1000 может осуществляться до 1000 ядерно-опасных работ. При выполнении таких работ необходима особая осторожность и неукоснительное соблюдение требований [5]. Но некоторые ядерно-опасные работы (например, опорожнение КО СУЗ) по своей сути не являются ядерно-опасными, поскольку вносят отрицательную реактивность. Измерение таких эффектов реактивности с использованием СВРК ПР описано в главе 2. Кроме того, есть операции (опорожнение ТК и РК СУЗ и другие), при которых эффекты реактивности практически не оказывают влияния на плотность нейтронного потока РУ РБМК-1000.
В связи с этим, автором рекомендовано пересмотреть перечень ядерно-опасных работ на заглушённом, расхоложенном, разотравленном реакторе РБМК-1000 и требования к ним. Некоторые из них можно исключить из этого перечня или производить лишь периодические измерения различных эффектов реактивности с помощью СВРК ПР для подтверждения ядерной безопасности.
Таким образом, можно значительно сократить время нахождения энергоблока в ремонте, за счет уменьшения времени на подготовку и проведение ядерно-опасных работ.
Внедрение СВРК ПР в промышленную эксплуатацию вместо штатной измерительной аппаратуры для определения физических и динамических характеристик реактора РБМК-1000 позволяет сократить время подготовки к измерениям. Монтаж и демонтаж штатной измерительной схемы состоит из нескольких подготовительных этапов и 4 ядерно-опасных работ: 1. Выгрузка из активной зоны четырех стержней УСП; 2. Опорожнение четырех РК СУЗ для установки трехкамерных подвесок РБМК-15; 3. Заполнение четырех РК СУЗ; 4. Установка в активную зону четырех стержней УСП.
Монтаж СВРК ПР не требует проведения ядерно-опасных работ и не зависит от ремонтных работ на реакторе. Датчиков СВРК ПР не вносит положительной реактивности, и монтируется и демонтируется без привлечения дополнительного персонала. Они устанавливаются в сб.49, кабельные трассы прокладываются в лотках кабельных трасс датчиков ДКЭР. Вследствие этого, монтаж СВРК ПР уменьшает время подготовки реактора к выводу в критическое состояние. К тому же опыт эксплуатации показал, что штатная система измерений подкритичности, основанная на показаниях датчиков с камерами КНК-53М (сб.38), не обладает высокой теплотехнической надежностью. Поскольку датчики (сб.38) устанавливаются в РК СУЗ, возможен контакт подвесок с водой, что приводит к резкому изменению показаний.
Таким образом, монтаж и демонтаж СВРК ПР на 6-8 часов меньше аналогичных операций для штатной схемы физических измерений на реакторе РБМК-1000.
На энергоблоках РБМК-1000 производится периодическое измерение эффекта обезвоживания КО СУЗ. Для этого выполняется три вывода реактора в критическое состояние. Первый вывод реактора в критическое состояние производится при заполненном водой КО СУЗ. При этом определяется количество извлеченных стержней СКУЗ и подкритичность реактора методом сброса стержней СКУЗ. Затем КО СУЗ опорожняется, и производится второй вывод реактора в критическое состояние при соблюдении того же порядка извлечения стержней. Вновь определяется количество извлеченных стержней СКУЗ и подкритичность реактора. Вслед за этим, КО СУЗ заполняется водой, и реактор вновь выводится в критическое состояние. Количество стержней, составляющих разницу между первым и вторым выводом реактора в критическое состояние, вводится в активную зону для определения эффективности этой группы стержней. Считается, что «вес» группы стержней, составляющих разницу между критическими состояниями с заполненным и обезвоженным КО СУЗ, равен эффекту опорожнения КО СУЗ.
Однако, этот метод имеет ряд существенных недостатков. Во-первых, распределения плотности нейтронного потока по высоте и по радиусу активной зоны при опорожненном и заполненном КО СУЗ различаются. Во-вторых, эффективность самих стержней СКУЗ при опорожненном и заполненном КО СУЗ может существенно отличаться. В третьих, эффективность группы извлеченных стержней СКУЗ при заполненном и опорожненном КО СУЗ может не совпадать из-за изменения плотности нейтронного потока по высоте активной зоны. В то же время, использование СВРК ПР не требует трех выводов реактора в критическое состояние для измерения эффекта реактивности, связанного с опорожнением КО СУЗ. Впервые эти измерения были проведены автором. Значения подкритичности для различных участков реактора изменялись в зависимости от загрузки и состава активной зоны (приложение 18).
