Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ

Рассмотрены вопросы научно-технического сотрудничества ИЯИ АН УССР с Чернобыльской АЭС в до- и послеаварийный период. Выполнен ретроспективный анализ состояния и развития программного обеспечения для анализа безопасности РБМК-1000. Акцентируется внимание на необходимости внедрения в исследования без...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2016
Автори:	Халимончук, В.А., Кучин, А.В., Токаревский, В.В.
Формат:	Стаття
Мова:	Russian
Опубліковано:	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2016
Назва видання:	Ядерна та радіаційна безпека
Онлайн доступ:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/105028
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ / В.А. Халимончук, А.В. Кучин, В.В. Токаревский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 1. — С. 14-19. — Бібліогр.: 9 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-105028
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1050282016-08-06T03:01:58Z Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ Халимончук, В.А. Кучин, А.В. Токаревский, В.В. Рассмотрены вопросы научно-технического сотрудничества ИЯИ АН УССР с Чернобыльской АЭС в до- и послеаварийный период. Выполнен ретроспективный анализ состояния и развития программного обеспечения для анализа безопасности РБМК-1000. Акцентируется внимание на необходимости внедрения в исследования безопасности наиболее современных программных средств и создания в Украине ведомственного научно-исследовательского института для решения всего спектра задач атомной энергетики. Розглянуто питання науково-технічної співпраці ІЯД АН УРСР з Чорнобильською АЕС в до- та післяаварійний період. Виконано ретроспективний аналіз стану та розвитку програмного забезпечення для аналізу безпеки РБМК-1000. Акцентується увага на необхідності впровадження в дослідження безпеки найбільш сучасних програмних засобів та створення в Україні відомчого науково-дослідного інституту для вирішення всього спектру задач атомної енергетики. The paper considers scientific and technical cooperation of the Institute for Nuclear Research of the Academy of Sciences of the Ukrainian SSR and Chornobyl NPP in the pre- and post-emergency period. The research presents the retrospective analysis of the software for RBMK-1000 safety analysis. Attention is paid to the need for safety analysis improvement by implementation of the latest software, and for creation of the scientific and research institute in Ukraine to address the whole spectrum of nuclear challenges. 2016 Article Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ / В.А. Халимончук, А.В. Кучин, В.В. Токаревский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 1. — С. 14-19. — Бібліогр.: 9 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/105028 621.039.512 ru Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
description	Рассмотрены вопросы научно-технического сотрудничества ИЯИ АН УССР с Чернобыльской АЭС в до- и послеаварийный период. Выполнен ретроспективный анализ состояния и развития программного обеспечения для анализа безопасности РБМК-1000. Акцентируется внимание на необходимости внедрения в исследования безопасности наиболее современных программных средств и создания в Украине ведомственного научно-исследовательского института для решения всего спектра задач атомной энергетики.
format	Article
author	Халимончук, В.А. Кучин, А.В. Токаревский, В.В.
spellingShingle	Халимончук, В.А. Кучин, А.В. Токаревский, В.В. Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ Ядерна та радіаційна безпека
author_facet	Халимончук, В.А. Кучин, А.В. Токаревский, В.В.
author_sort	Халимончук, В.А.
title	Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ
title_short	Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ
title_full	Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ
title_fullStr	Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ
title_full_unstemmed	Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ
title_sort	исследования нейтроннофизических характеристик реактора рбмк1000 чернобыльской аэс в институте ядерных исследований ан усср в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ
publisher	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate	2016
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/105028
citation_txt	Исследования нейтроннофизических характеристик реактора РБМК1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до и послеаварийный период: ретроспективный анализ / В.А. Халимончук, А.В. Кучин, В.В. Токаревский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 1. — С. 14-19. — Бібліогр.: 9 назв. — рос.
series	Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv	AT halimončukva issledovaniânejtronnofizičeskihharakteristikreaktorarbmk1000černobylʹskojaésvinstituteâdernyhissledovanijanussrvdoiposleavarijnyjperiodretrospektivnyjanaliz AT kučinav issledovaniânejtronnofizičeskihharakteristikreaktorarbmk1000černobylʹskojaésvinstituteâdernyhissledovanijanussrvdoiposleavarijnyjperiodretrospektivnyjanaliz AT tokarevskijvv issledovaniânejtronnofizičeskihharakteristikreaktorarbmk1000černobylʹskojaésvinstituteâdernyhissledovanijanussrvdoiposleavarijnyjperiodretrospektivnyjanaliz
first_indexed	2025-07-07T16:13:22Z
last_indexed	2025-07-07T16:13:22Z
_version_	1837005330889834496
fulltext	14 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(69).2016 О дним из направлений развития атомной энер- гетики СССР в 70-е годы прошлого столетия стало строительство АЭС с реактором РБМК- 1000 — прототипом промышленных реакторов по наработке оружейного плутония. Установ- ленные мощности на АЭС в СССР в то время в основном увеличивались именно на реакторах данного типа исходя из того, что они не нуждались в таком крупногабарит- ном оборудовании, как корпус реактора и парогенератор, для производства которых достаточные мощности соответ- ствующих заводов были ограничены. Первый блок Черно- быльской АЭС с РБМК-1000, введенный в эксплуатацию в 1977 году, являлся четвертым по счету реактором данного типа в СССР. РБМК-1000 в значительной степени гетерогенная система в том смысле, что физические и материаль- ные свойства активной зоны существенно неоднородны в пространстве. Это связано как с конструкцией органов регулирования, индивидуальным подводом теплоносите- ля к каждому технологическому каналу (ТК) и различ- ным аксиальным распределением плотности теплоноси- теля в каждом ТК, так и с индивидуальным аксиальным распределением линейной мощности в технологических каналах. Это означает наличие пространственной нерав- номерности в поле температур графитовой кладки и топ- лива, концентрации ксенона, плотности теплоносителя, глубины выгорания топлива. Уже изначально было по- нятно, что такой реактор качественно можно рассчиты- вать только при использовании трехмерных расчетных кодов. Однако из-за отсутствия необходимого мощного парка вычислительной техники физический расчет ре- актора осуществлялся в двумерной геометрии с исполь- зованием двухгрупповой диффузионной модели пере- носа нейтронов, реализованной в программе «БОКР» Главного конструктора РБМК-1000. Результаты расчета пространственного распределения поля энерговыделения по БОКР, выполняемого на внешней ЭВМ (БЭСМ-6), ис- пользовались в качестве реперного поля энерговыделения для ввода в систему физического контроля распределе- ния энерговыделения (СФКРЭ) и обеспечения простран- ственного контроля энерговыделения во всем объеме активной зоны в течение некоторого времени до ввода обновленного реперного расчета. Для обеспечения научно-технической поддержки эксплуатации РБМК-1000 в 1975 году в ИЯИ АН УССР была создана группа расчетчиков (В. А. Халимончук, А. В. Кучин, В. Д. Марьяненко, И. Д. Орап), которая с начала 80-х годов работала в отделе атомной энергии под руководством доктора физико-математических наук В. В. Токаревского. К одной из основных задач этой группы, кроме исследования нейтронно-физических характери- стик (НФХ) РБМК, относились выполнение и передача на Чернобыльскую АЭС реперных физических расчетов. На начальном этапе эксплуатации реактора РБМК-1000 результаты физического расчета по БОКР довольно не- плохо согласовывались с экспериментальными показани- ями СФКРЭ, однако в дальнейшем начали существенно отличаться от них из-за роста неопределенностей в дан- ных по глубине выгорания топлива, плотности теплоноси- теля и другим физическим параметрам, которые в БОКР использовались в качестве исходных данных. Увеличение неопределенностей в исходных данных для физического расчета РБМК-1000 потребовало в дальнейшем разработки специальных алгоритмов восстановления поля энерго- выделения на основе использования экспериментальных показаний тока датчиков СФКРЭ. УДК 621.039.512 В. А. Халимончук1, А. В. Кучин1, В. В. Токаревский2 1 Государственный научно-технический центр по ядерной  и радиационной безопасности, г. Киев, Украина 2 Институт проблем Чернобыля, г. Киев, Украина Исследования нейтронно- физических характеристик реактора РБМК-1000 Чернобыльской АЭС в Институте ядерных исследований АН УССР в до- и послеаварийный период: ретроспективный анализ Рассмотрены  вопросы  научно-технического  сотрудничества  ИЯИ  АН  УССР  с  Чернобыльской  АЭС  в  до-  и  послеаварийный  период.  Выполнен  ретроспективный  анализ  состояния  и  развития  программного  обеспечения  для  анализа  безопасности  РБМК-1000.  Акцентируется внимание на необходимости внедрения в исследования  безопасности  наиболее  современных  программных  средств  и  создания  в  Украине  ведомственного  научно-исследовательского  института для решения всего спектра задач атомной энергетики. К л ю ч е в ы е   с л о в а:  реактор  РБМК,  паровой  коэффициент  реактивности,  оперативный  запас  реактивности,  концевой  эффект  реактивности,  аксиальное  распределение  поля  нейтронов,  изменение  реактивности,  переходные  процессы,  эффективная  доля  запаздывающих нейтронов. В. А. Халімончук, О. В. Кучін, В. В. Токаревський Дослідження нейтронно-фізичних характеристик ре- актора РБМК-1000 Чорнобильської АЕС в Інституті ядерних досліджень АН УРСР в до- та післяаварійний період: ретроспективний аналіз Розглянуто  питання  науково-технічної  співпраці  ІЯД  АН  УРСР  з  Чорнобильською  АЕС  в  до-  та  післяаварійний  період.  Виконано  ре- троспективний  аналіз  стану  та  розвитку  програмного  забезпечення  для  аналізу  безпеки  РБМК-1000.  Акцентується  увага  на  необхідності  впровадження в дослідження безпеки найбільш сучасних програмних  засобів та створення в Україні відомчого науково-дослідного інституту  для вирішення всього спектру задач атомної енергетики. К л ю ч о в і   с л о в а:  реактор  РБМК,  паровий  коефіцієнт  реактив- ності,  оперативний  запас  реактивності,  кінцевий  ефект  реактивності,  аксіальний розподіл поля нейтронів, змінення реактивності, перехідні  процеси, ефективна частка запізнілих нейтронів. © В. А. Халимончук, А. В. Кучин, В. В. Токаревский, 2016 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(69).2016 15 Исследования нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 Чернобыльской АЭС в до- и послеаварийный период Поведение пространственного поля энерговыделения в различных режимах эксплуатации РБМК в начале 80-х го- дов изучалось на упрощенных моделях (одномерные и дву- мерные модели), что было сопряжено, в первую очередь, с отсутствием емких (по объему оперативной памяти и ско- рости счета) и стабильно работающих ЭВМ: по одномерной программе изучалось поведение аксиального распределе- ния, а по двумерной программе — распределение в х—у- геометрии. Ряд исследований поведения НФХ выполнялся в трехмерной геометрии на модели полиячейки (повто- ряющийся фрагмент активной зоны) РБМК. Эти исследо- вания велись в тесном сотрудничестве со специалистами ИАЭ им. И. В. Курчатова. В этот период на основе про- граммного комплекса KVARK [1], разработанного в ИАЭ им. И. В. Курчатова и реализующего двухгрупповую модель реактора на основе уравнений Галанина—Фейнберга, была создана двумерная программа [2], а позже — трехмерная двухгрупповая диффузионная программа расчета полия- чейки [3] для исследования переходных процессов в РБМК в адиабатическом приближении. Обе программы были при- менены для изучения радиальных и аксиальных деформа- ций поля энерговыделения в режимах изменения мощности реактора с учетом обратных связей по концентрации ядер ксенона, температуры графитовой кладки и мощностно- го коэффициента реактивности. Изменение плотности те- плоносителя в [3] при изменении уровня мощности реак- тора учитывалось специально разработанной программой TEGA-2 [4]. С помощью программы [2] была разработана методика определения глубин погружения СУЗ для вывода реактора на МКУ мощности, минимизирующая радиальный коэффициент неравномерности энерговыделения при подъ- еме мощности реактора. На модели полиячейки реактора [3] исследованы причины возникновения перекосов поля ней- тронов по высоте активной зоны при уменьшении уровня мощности реактора. Более детально результаты этих иссле- дований обсуждаются далее в статье с использованием раз- работанной позже полномасштабной модели активной зоны. Необходимость разработки полномасштабных трех- мерных моделей для исследования НФХ РБМК и их про- гнозирования стала очевидной в середине 80-х годов. Уже к пуску четвертого энергоблока Чернобыльской АЭС по- явились две полномасштабные программы стационарно- го расчета РБМК-1000. Одна из них — TREP [5] — была реализована на одногрупповой диффузионной модели, вторая — DST [6] — на двухгрупповой диффузионной мо- дели. Каждая из программ содержала блок восстановления поля энерговыделения по показаниям датчиков контроля энерговыделения СФКРЭ. Эти программы и используемые ими библиотеки нейтронно-физических констант отлажи- вались и тестировались на данных эксплуатации энерго- блоков Чернобыльской АЭС и результатах экспериментов во время физических пусков. Для повышения скорости счета были проведены предварительные исследования по соответствующей оценке различных математических ме- тодов ускорения сходимости внутренних и внешних ите- раций в каждом из алгоритмов. В итоге программы были валидированы на данных эксплуатации блоков РБМК-1000 Чернобыльской АЭС в стационарных состояниях и реали- зованы на ЭВМ серии ЕС. С помощью программы DST [6] путем обсчета эксперимента по взвешиванию стержней СУЗ группы АР-2 (автоматического регулирования мощно- сти) подтвердилась возможность ввода положительной ре- активности при их погружении в активную зону с верхнего крайнего положения [7]. На основе разработанных блоков стационарного рас- чета программы [5, 6] были модернизированы для проведе- ния расчетов медленных нестационарных процессов с ис- пользованием адиабатического подхода. С помощью [5] в дополнение к полиячеечным расчетам проведены ис- следования объемных деформаций поля энерговыделения на РБМК-1000 при снижении мощности реактора на пол- номасштабной модели. Опыт эксплуатации РБМК-1000 показал, что в пере- ходных процессах, связанных со снижением мощности энергоблока, наблюдаются значительные деформации плотности потока тепловых нейтронов по высоте актив- ной зоны. Вследствие этого линейные нагрузки мощно- сти на твэлы в переходном процессе снижения мощно- сти могут иметь бульшие значения, чем в стационарном состоянии на номинальном уровне мощности, и даже превысить допустимые значения. Из анализа причин, вызывающих значительные высотные деформации плот- ности потока тепловых нейтронов в режимах глубокого снижения мощности реактора, следовало, что это связано с пространственным перераспределением НФХ активной зоны, влияющим на реактивность, и с выбранным спо- собом компенсации реактивности. При переводе реакто- ра на уровень мощности 50 % номинальной происходит переотравление активной зоны 135Xe, изменяется темпе- ратура графитовой кладки, регулируется расход тепло- носителя. В результате меняется реактивность, компен- сируемая стержнями регулирования. Если компенсация реактивности осуществляется извлечением из активной зоны частично погруженных стержней РР или ПКАЗ, высотные деформации достигают максимальных значе- ний, На рис. 1 видно, что высотные деформации дости- гают максимальных значений к моменту времени 4,5 ч. Кривая 3 на этом рисунке, в отличие от кривой 2, учи- тывает регулирование расхода теплоносителя, т. е. пред- полагается, что приблизительно через 15 мин с начала переходного процесса устанавливается расход теплоноси- теля через активную зону, соответствующий мощности реактора 50 % Wном. Поскольку при этом средний рас- ход теплоносителя через технологический канал реакто- ра уменьшается с 6,7 до 4,2 кг/с, аксиальное распреде- ление плотности теплоносителя в переходном процессе с регулировкой расхода через реактор мало отличается Рис. 1. Распределение энерговыделения по высоте реактора (компенсация реактивности стержнями РР и ПКАЗ) 16 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(69).2016 В. А. Халимончук, А. В. Кучин, В. В. Токаревский от начального распределения. Из анализа результатов расчета следует, что при компенсации реактивности стержнями РР и ПКАЗ, поглощающие части которых на- ходились вверху активной зоны, максимум в распределе- нии плотности потока тепловых нейтронов также сме- щается вверх. Это приводит к тому, что в верхней части активной зоны происходит более интенсивное выжига- ние 135Xe и, как следствие, — дополнительное увеличе- ние размножающих свойств, что способствует смещению максимума поля энерговыделения в верхнюю часть. В ре- зультате аксиальное распределение поля значительно ис- кажается (см. рис. 1), и значение коэффициента нерав- номерности энерговыделения по высоте (КZ) достигает приблизительно 2 с максимумом вверху. Такое состояние сохраняется в течение нескольких часов, прежде чем об- разование 135Xe и 135I не приведет к уменьшению размно- жающих свойств в районе максимума потока тепловых нейтронов. Сравнение кривых 2 и 3 на рис. 1 показывает, что учет регулирования расхода теплоносителя приводит к незначительному снижению максимума в распределе- нии энерговыделения. Расчетные исследования показали, что наименьшее ис- кажение высотного распределения может быть достигнуто, если компенсацию отрицательной реактивности из-за от- равления 135Хе осуществлять одновременно стержнями УСП, РР и ПКАЗ (рис. 2). При этом, как и ранее (рис. 1), расход регулировался, но обратная связь по температуре графитовой кладки не учитывалась. Видно, что при ком- пенсации реактивности одновременно стержнями УСП, РР и ПКАЗ увеличение максимума в распределении энерго- выделения по высоте активной зоны незначительно. Объясняется это конструкцией УСП, которые, в отличие от стержней РР и ПКАЗ, вводятся в нижнюю часть актив- ной зоны. Учет обратной связи по температуре графитовой кладки приводит к увеличению искажения аксиального распреде- ления поля энерговыделения. Физически это выражается в том, что при компенсации реактивности в переходных процессах снижения мощности путем извлечения стерж- ней РР и ПКАЗ максимум в распределении плотности потока тепловых нейтронов, смещаясь вверх, приводит не только к увеличению выгорания 135Xe, но и повышению температуры графита. Поэтому возрастание размножаю- щих свойств в верхней части активной зоны усиливается по сравнению с действием только обратной связи по 135Xe, и коэффициент неравномерности энерговыделения по вы- соте активной зоны (КZ) возрастает (рис. 3, кривая 2). Во всех вариантах расчета, представленных на рис. 3, учи- тывалось уменьшение расхода теплоносителя через актив- ную зону до величины, соответствующей 50 %-му уровню мощности. Таким образом, при компенсации реактивности стерж- нями РР или ПКАЗ аксиальные деформации наиболее значительны, коэффициент неравномерности энерговыде- ления по высоте активной зоны (КZ) достигает 2. Поэтому на пониженных уровнях мощности реактора линейные нагрузки мощности на твэл могут превзойти допустимые. Для предотвращения подобного необходимо в переходном процессе снижения мощности реактора компенсацию ре- активности производить одновременно стержнями УСП, РР и ПКАЗ, увеличивать содержание азота в продувке графитовой кладки, поддерживая в режиме снижения мощности среднюю температуру графита в активной зоне неизменной. Поддержание температуры графита неизмен- ной в режиме снижения мощности обеспечивает невоз- можность дополнительного ввода отрицательной реактив- ности (в дополнение к переотравлению по 135Xe) за счет положительного коэффициента реактивности по темпера- туре графита. В этом случае величина компенсации от- рицательной реактивности меньше, а значит, и меньшее извлечение стержней РР и ПКАЗ, влияющих на смещение поля нейтронов в верхнюю часть активной зоны. Таково было состояние с программным обеспечением и расчетными исследованиями НФХ РБМК-1000 накануне аварии на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС. В начале мая 1986 года в качестве причины аварии на Чернобыльской АЭС была выдвинута версия, свя- занная с недостатком конструкции стержней РР (кон- цевой эффект реактивности). Однако выполнить оценку Рис. 2. Распределение энерговыделения по высоте реактора (компенсация реактивности стержнями УСП, РР и ПКАЗ) Рис. 3. Изменение коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны: 1 — компенсация реактивности стержнями РР, ПКАЗ; учет обратных связей по 135Xe и плотности теплоносителя; 2 — компенсация реактивности стержнями РР, ПКАЗ; учет обратных связей по 135Xe, плотности теплоносителя и температуре графита; 3 — компенсация реактивности стержнями УСП, РР и ПКАЗ; учет обратных связей по 135Xe, плотности теплоносителя и температуре графита ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(69).2016 17 Исследования нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 Чернобыльской АЭС в до- и послеаварийный период реальности данного предположения как первопричины аварии в тот период оказалось невозможно ввиду отсут- ствия полномасштабных нестационарных программ. Тогда в нескольких организациях СССР только начались их раз- работки и, учитывая сложность ситуации, усилия были направлены на их интенсификацию. Для установления возможных причин аварии на Чернобыльской АЭС была создана Государственная комиссия при Госатомнадзоре СССР под руководством первого заместителя председателя Госатомнадзора СССР, члена-корреспондента АН СССР Сидоренко Виктора Алексеевича. В состав комиссии входили известные ученые: Н. Н. Пономарев-Степной, Я. В. Шевелев, А. А. Абагян и др. Одна из задач в рамках работы этой комиссии со- стояла в проведении оценки возможной величины конце- вого эффекта стержней СУЗ и его роли в развитии аварии, используя имеющиеся в различных организациях рас- четные коды и библиотеки нейтронно-физических кон- стант. Для решения этой задачи к работе комиссии были привлечены и авторы данной статьи В. В. Токаревский и В. А. Халимончук. Труд был изнуряющий. Так как для расчета одного варианта по программе DST требова- лось нескольких часов при использовании самой мощной на то время ЭВМ ЕС-1061, организовать такие расчеты без фоновых задач можно было только в ночное время в ки- евском институте ЗНИИЭП. Ночью — расчеты, согласо- ванные в комиссии, утром — спецавиарейсы из Борисполя в Москву и работа в Государственной комиссии по ана- лизу причин аварии, сравнение с результатами расчетов других организаций и обсуждение последующих расчетов, вечером — обратно в Киев. На следующий день — работа в том же режиме, и так приблизительно две недели. Иногда терялась ориентация о месте нахождения: Киев, Москва? По результатам расчетов с помощью стационарных вер- сий трехмерных программ [5, 6] была выполнена оценка величины концевого эффекта стержней СУЗ в состоянии энергоблока Чернобыльской АЭС непосредственно перед аварией в зависимости от величины оперативного запаса реактивности, аксиального распределения поля нейтро- нов, проведен анализ влияния ввода стержней УСП на ве- личину этого эффекта. Расчетами было установлено, что положительный выбег реактивности мог достигнуть зна- чения, равного эффективной доле запаздывающих нейтро- нов (βэфф) или более в зависимости от исходного значения ОЗР и исходного аксиального распределения плотности потока тепловых нейтронов. Даже при ОЗР, превышавшем регламентное значение (15 стержней РР), концевой эф- фект мог превысить значение в 1βэфф. Участвуя в работе комиссии, чувствовалось, с каким переживанием слу- чившегося и ответственностью относились все ее члены к решению поставленных задач. Результаты выполненной сотрудниками расчетной группы ИЯИ АН УССР работы были оформлены в виде отчета. Отчет для ознакомления затребовал заведующий сектором атомной энергетики при ЦК КПСС Копчинский Г. А., что и было сделано В. А. Халимончуком. В беседе с Г. А. Копчинским звуча- ла настоятельная необходимость разобраться в причинах аварии. После ознакомления с отчетом Г. А. Копчинский попросил срочно передать его главному инженеру «Союзатомэнерго» Б. Я. Прушинскому. На протяжении мая—декабря 1986 года максималь- ные усилия сосредоточились на скорейшей разработке блоков решения нестационарных уравнений диффузии в одно- и двухгрупповом приближениях и на их внедрении соответственно в программы [5, 6] для исследования бы- стрых переходных режимов эксплуатации РБМК-1000, включая отдельные проектные аварии, которые, как уже выяснилось, моделировать можно лишь при рассмот- рении полномасштабной активной зоны. Здесь необхо- димо отметить большую позитивную роль творческого взаимодействия со старшим научным сотрудником ИАЭ им. И. В. Курчатова Краюшкиным А. В., в результате чего уже к концу 1986 года были работающие версии про- грамм [5, 6] с блоками решения нестационарных уравнений диффузии. В научном плане этот период стал творческим и самым памятным: все делалось впервые, использовать внешний опыт не всегда было возможно, а зачастую он просто отсутствовал. В дальнейшем в послеаварийный период были выпол- нены такие важные работы, как: • оценка мероприятий по повышению безопасности эксплуатации РБМК-1000; • исследование максимальной проектной аварии в раз- личных состояниях активной зоны, с разным оператив- ным запасом реактивности, разными значениями парово- го коэффициента реактивности, с учетом модернизации стержней СУЗ и системы аварийной защиты; • моделирование аварий, связанных с разрывом разда- точного коллектора и обезвоживанием контура СУЗ; • исследование стержней-самоходов СУЗ с учетом си- стемы локальной системы регулирования (ЛАР) и защиты (ЛАЗ); • разработка алгоритма решения двухгрупповых урав- нений диффузии с использованием метода межузловой но- дализации [8] для программы STEPAN [9]; • технико-экономическое обоснование дожигания топ- лива второго энергоблока Чернобыльской АЭС в первом энергоблоке Результаты исследования максимальной проектной ава- рии были включены Главным конструктором РБМК-1000 в послеаварийный ТОБ РБМК-1000 Чернобыльской АЭС. В рамках работы по технико-экономическому обосно- ванию дожигания топлива второго энергоблока в первом энергоблоке был определен регламент транспортировки топлива из бассейна второго энергоблока с помощью контейнера ТК-8 в бассейн первого энергоблока из усло- вия, чтобы температура топлива при постановке в бассейн первого блока не приводила к подкипанию охлаждающей воды. Кроме того, проведена оценка экономического эф- фекта от дожигания топлива второго энергоблока в первом. Позже выполнены расчеты по моделированию Чернобыльской аварии, их результаты детально представ- лены в [7]. Они свидетельствуют, что причиной аварии являлись недостатки конструкции ОР СУЗ и большое зна- чение положительного парового коэффициента реактив- ности. Известно, что реактор РБМК был тяжело управ- ляем, особенно на низких уровнях мощности, что связано с положительным паровым коэффициентом реактивно- сти. Кроме того, еще до аварии на Чернобыльской АЭС, во время физических пусков первого блока Игналинской и четвертого блока Чернобыльской АЭС в 1983 году, фик- сировалось введение положительной реактивности при по- гружении в активную зону ОР СУЗ; очень вероятно про- явление концевого эффекта и во время аварии на первом энергоблоке Ленинградской АЭС в 1975 году. Несмотря на то что отдельными учеными и специалистами по физике РБМК поднимался вопрос о необходимости повышения его безопасности, до Чернобыльской аварии, к сожалению, 18 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(69).2016 В. А. Халимончук, А. В. Кучин, В. В. Токаревский ничего не было предпринято. Только на Курской АЭС в одностороннем порядке стержни УСП задействовались в аварийной защите и, как показывают результаты моде- лирования, этого было бы достаточно для предотвраще- ния и Чернобыльской аварии [7]. В период становления атомной энергетики СССР мно- гие события и исследования в области атомной энерге- тики были табу для общественности. Это касается аварии на первом блоке Ленинградской АЭС в 1975 году, разры- ва канала на первом блоке Чернобыльской АЭС в 1982-м и разрыва канала на третьем блоке Ленинградской АЭС в 1992-м. Казалось бы, Чернобыльская авария должна заставить всех специалистов и ученых мыслить и работать по-другому. Тем не менее, законы «политфизики» в отдельных случаях оказывались сильнее здравого смысла и после аварии. Так, по результатам выполненных в 1989 году исследований стержней-самоходов СУЗ РБМК-1000 с учетом работы си- стемы ЛАР и ЛАЗ была подготовлена статья «Результаты исследования самоходов стержней СУЗ в реакторах РБМК- 1000», в которой говорилось об отсутствии эффективности работы ЛАР-ЛАЗ при самоходах некоторых периферийных ОР СУЗ. Как показали исследования, это связано, с одной стороны, с удаленностью стержня-самохода от датчиков ЛАР-ЛАЗ, из-за чего эффективность воздействия стерж- ней ЛАР-ЛАЗ, работающих от этих датчиков, на подавле- ние локального всплеска мощности от самохода снижается. С другой стороны, погружение этих же стержней ЛАР-ЛАЗ экранирует боковые ионизационные камеры, задейство- ванные в аварийной защите по мощности (АЗМ), вслед- ствие чего АЗМ не срабатывает. Согласно экспертному заключению специалистов Главного конструктора РБМК, представленная статья не может быть опубликована и яв- ляется «вредной, особенно если учесть обостренную чув- ствительность общественности к проблемам РБМК». Следует отметить, что игнорирование определенных факторов или их сокрытие могут обернуться экологиче- ской катастрофой, поэтому малейшая возможность руко- водствоваться политическими соображениями в любых научно-технических исследованиях и, особенно, в иссле- дованиях по безопасности атомной энергетики должна быть исключена. В заключение отметим, что Чернобыльская авария про- демонстрировала исключительную важность исследований по физике реакторов, переходным и аварийным режимам их эксплуатации. Пренебрежение подобными исследова- ниями или невозможность их выполнения могут препят- ствовать выяснению скрытых дефектов конструкции реак- тора и его систем безопасности, приводить к нарушению нормальных условий эксплуатации РУ, возникновению проектных аварий и даже катастроф. Такие исследова- ния невозможны без разработки современных расчетных программ для анализа безопасности поведения РУ в раз- личных режимах эксплуатации, включая и аварийные, а также создания специальных расчетных и эксперимен- тальных бенчмарков, позволяющих выполнить верифика- цию и валидацию как самих программных средств, так и библиотек нейтронно-физических констант, используе- мых в них. Естественно, спектр задач в атомной энерге- тике не ограничивается только нейтронно-физическими исследованиями. Такими же важными направлениями исследований являются, в частности, материаловедческие и прочностные, теплогидравлический анализ, радиаци- онная безопасность, разработка концепции и стратегии развития ядерной энергетики Украины. В Украине давно назрела необходимость создания ведомственного инсти- тута для решения всего комплекса задач атомной энер- гетики в цельном коллективе специалистов и ученых. Такие институты созданы в каждой европейской стране, где есть АЭС. Наличие подобного института должно быть экономически выгодным Украине, поскольку в значитель- ной степени можно будет отказаться от тендерных проце- дур, а большую часть исследований выполнять в собствен- ном институте при прямом финансировании. Список использованной литературы 1. Романенко В. С. Некоторые вопросы физики РБМК / В.С.Романенко // Вопросы атомной науки и техники. — 1981. — Вып. 5 (128). — С. 8—16. 2. Методика и результаты расчета нестационарных по- лей энерговыделения в реакторах РБМК / В. А. Халимончук, А. В. Кучин, А. В. Краюшкин, Ю. И. Лавренов. — К. : ИЯИ АН УССР, 1985. — 38 с. — (Препринт КИЯИ-85-19). 3. Программа расчета полиячейки РБМК в трехмерной гео- метрии с учетом обратной связи по плотности теплоносителя, температуре графитовой кладки и концентрации ксенона-135 : Отчет ИЯИ АН УССР. — К., 1983. 4. «TEGA-2» — программа расчета теплогидравлических па- раметров теплоносителя в технологическом канале РБМК : Отчет ИЯИ АН УССР. — К., 1977. 5. Халимончук В. А. ТРЕП — быстродействующая программа для исследования нестационарных режимов РБМК в трехмерной геометрии / В. А. Халимончук, А. В. Краюшкин. — К. : ИЯИ НАНУ, 1990. — 32 с. — (Препринт КИЯИ-90-18). 6. Марьяненко В. Д. DST – программа расчета полей энерго- выделения в реакторах РБМК в трехмерной геометрии / В. Д. Ма- рьяненко, Ю. И. Лавренов // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика и техника ядерных реакторов». — 1984. — Вып. 8 (45). — С. 25—29. 7. Халимончук В. А. Оценка вклада парового коэффициен- та реактивности и концевого эффекта СУЗ в развитие аварии на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС / В. А. Халимончук, А. В. Кучин, В. В. Токаревский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 1 (69). — С. 00—00. 8. TaKeda T. Extension of Askew’s Coarse Mesk Method to Few Group Problems for Calculating Two-Dimensional Power Distribution in Fast Breeder Reactors / TaKeda T., Komano Y. // J. of Nucl. Sci. and Techn. —1978. — V. 15. — P. 523—532. 9. Краюшкин А. В. STEPAN — трехмерная нестационарная программа расчета ядерных реакторов : Отчет ИАЭ. — 1987. — Инв. № 33/801587. References 1. Romanenko, V.S. (1981), “Some Issues of RBMK Physics” [Nekotoryie voprosy fiziki RBMK], Issues of Nuclear Science and Engineering, No. 5 (128), pp. 8–16. (Rus) 2. Khalimonchuk, V.A., Kuchin, A.V., Kraiushkin, A.V., Lavrenov, Yu.I. (1985), “Methodology and Results for Calculation of Nonstationary Energy Fields in RBMK” [Metodika i rezultaty rascheta nestatsionarnykh polei energovydeleniia v reaktorakh RBMK], Kyiv, Institute for Nuclear Research, Ukrainian SSR, 38 p. (Preprint KIYaI-85–19). (Rus) 3. “Program for Calculation of RBMK Polycell in Three- Dimensional Geometry Considering Feedback from Coolant Density, Temperature of Graphite Stack and Concentration of Xenon-135” [Programma raschiota poliiacheiki RBMK v trekhmernoi geometrii s uchiotom obratnoi sviazi po plotnosti teplonositelia, temperature grafitovoi kladki i kontsentratsii ksenona-135], (1983), Report of the Institute for Nuclear Research, Ukrainian SSR, Kyiv. (Rus) ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(69).2016 19 Исследования нейтронно-физических характеристик реактора РБМК-1000 Чернобыльской АЭС в до- и послеаварийный период 4. “TEGA-2 — Program for Calculation of Thermal and Hydraulic Parameters of the Coolant in RBMK Process Channel” [TEGA-2, programma raschiota teplogidravlicheskikh parametrov teplonositelia v tekhnologicheskom kanale RBMK], (1977), Report of the Institute for Nuclear Research, Ukrainian SSR, Kyiv. 5. Khalimonchuk, V.A., Kraiushkin, A.V. (1990), “TREP — Fast- Acting Program for Research of RBMK Nonstationary Modes in Three-Dimensional Geometry” [TREP — bystrodeistvuiushchaia programma dlia issledovaniia nestatsionarnykh rezhimov RBMK v triokhmernoi geometrii], Kyiv, Institute for Nuclear Research, NASU, 32 p. (Preprint KIYaI-90–18). (Rus) 6. Marianenko, V.D., Lavrenov, Yu.I. (1984), “DST — Program for Calculation of RBMK Energy Fields in Three-Dimensional Geometry” [DST — programma raschiota polei energovydeleniia v reaktorakh RBMK v triokhmernoi geometrii], Issues of Nuclear Science and Engineering, Nuclear Reactor Physics and Engineering, No. 8 (45), pp. 25–29. (Rus) 7. Khalimonchuk, V.A., Kuchin, A.V., Tokarevsky, V.V. (2016), “Assessment of Contributions by Void Reactivity Coefficient and End Effect of Control Rods into ChNPP-4 Accident Progression” [Otsenka vklada parovogo koeffitsienta reaktivnosti i kontsevogo effekta SUZ v razvitiie avarii na energobloke No. 4 Chernobylskoi AES], Nuclear and Radiation Safety, No. 1 (69), pp. 00—00. (Rus) 8. TaKeda T., Komano Y. (1978), “Extension of Askew’s Coarse Mesk Method to Few Group Problems for Calculating Two-Dimensional Power Distribution in Fast Breeder Reactors”, J. of Nucl. Sci. and Techn.,V. 15, pp. 523—532. 9. Kraiushkin, A.V. (1987), “STEPAN — Three-Dimensional Nonstationary Program for Nuclear Reactor Calculation” [STEPAN — triokhmernaiia nestatsionarnaia programma raschiota yadernykh reaktorov], Report of the Institute of Atomic Energy, Inv. No. 33/801587. (Rus) Получено 15.01.2016.

Репозитарії

Схожі ресурси