INSTITUT ZA NUKLEARNE NAUKE "BORIS KIDRIC" - VINČA Laboratorija za nuklearnu energetiku i tehničku fiziku

IBK -

0. Sotić, M. Pešić S. Vranić

IZVESTAJ 0 SIGURNOSTI ISTRA2IVACK0G REAKTORA RB

V i n č a april 1979.

Izveštaj o sigurnosti istraživačkog reaktora RB, osim ovoga rada, sačinjavaju i sledeća dva dokumenta:

"Propisi i uputstva za rad reaktora RB" (IBK-1449) i "Fof-onske instrukcije za rad na reaktoru RB" (IDK-1448).

Oba ova dokumenta su prihvaćena od strane Komiteta za sigurnost Instituta za nuklearne nauke "uoris Kidrič" na XXIII sednici održanoj 26. aprila 1977. godine i odobrena za upotrebu na re­aktoru RB.

U radu na novom Izveštaju o sigurnosti, autori su se koristili "Izveštajern o sigurnosti reaktora nulte snage RB" objavljenim 1962. godine, zadržavajući njegove osnovne elemente, dopunjujući ga i korigujući delove i mesta u njemu gde je to bilo potrebno.

Na izradi pojedinih delova ovog izveštaja uče-stvovali su i sledeći saradnici Laboratorije za nuklearnu ener-getiku i tehničku fiziku:

B. Maršićanin: "Uticaj seizmičkih potresa na sigurnost reaktora",

N, Zavaljevski: "froračun efektivnosti sigurnosnih šipki".

1.

S A D R 2 A J

1. UVOD 4 1.1. Nova verzija Izveštaja o sigurnosti 4 1.2. Cilj gradnje i plan rada reaktora 6

2. ZGRADA REAKTORA 10 2.1. Prostorije u zgradi 10

2.1.1. Reaktorska hala 11 2.1.2. Kontrolna i merna soba 12 2.1.3. Laboratorijske i radne prostorije 12 2.1.4. Suterenske prostorije . . 12

2.2. Konstrukcija zgrade 13 2.3. Električne instalacije . 13

2.3.1. Instalacija osveti jenja 14 2.3.2. Instalacija laboratorijskih prostorija 14 2.3.3. Instalacija napona motorne potrošnje i termičke struje . 15 2.3.4. Instalacije telefona i interfona . . . . . . . 15

2.4. Ostale instalacije 15 2.4.1. Vodovod i kanalizacija , . . 15 2.4.2. Ventilacija, grejanje i gasna instalacija . . 16

3. OPIS REAKTORA 17 3.1. Reaktorski sud 17 3.2. Jezqro reaktora 19 3.3. Reflektor i zaštita 20 3.4. Cirkulacioni sistem teške vode 20 3.5. Pneumatska puška za neutronski izvor 21

4. KONTROLNI SISTEM REAKTORA 23 4.1. Merni kanali 23

4.1.1. "Start-up" kanali . . . 23 4.1.2. Kanali za merenje snage i periode reaktora 24 4.1.3. Kalibracija snage reaktora . . . 26

4.2. Merenje nivoa teške vode 29 4.3. Položajni nivomeri . 30 4.4. Merenje temperature i detekcija curenja teške vode 30

5. SIGURNOSNI SISTEM REAKTORA . 32 5.1.Karakteristike sipki sigurnosnog sistema 32

5.1.1. Sigurnosne šipke . . . 32 5.1.2. Prateći nivomer . 34 5.1.3. Kontrolna šipka 34 5.1.4. Procerta reaktivnosti sipki 35

5.2. Sigurnosni signali . 36 5.3. Delovanje sigurnosnog sistema 38

6. KOMANDNI SISTEM REAKTORA . . . . . . . . . . 41 6.1. Upravljanje cirkulacionim sistemom teške vode . . . . 41 6.2. Upravljanje kontrolnom i sigurnosnim šipkama 42

6.2.1. Upravljanje sigurnosnim šipkama SS1 i SS2 . . . 42

2.

6.Ć.Ć. Upravljanje pratećim nivomerom 43 6.2.3. Upravljanje kontrolnom šipkom . . . 44

6.3. Regulacija snage reaktora . 44 6.4. Upravljanje pneumatskom puškom 45

7. DOZIMETRIJSKI SISTEM I SIGNALIZACIJA . . . . . . . 46 7.1. Ins.alaciona instrumentacija 46

7.1.1. Kanali za detekciju gama zračenja 46 7.1.2. Kanali za detekciju brzih neutrona . . 48

7.2. Prenosni ured ja j i 48 7.3. Dozimetrijska signalizacija . . . . . . 49

7.3.1. Signalizacija kanala gama dozimetrije 50 7.3.2. Signalizacija kanala za brze neutrone . . . . 51 7.3.3. Zvučna i ostale signalizacije 51

8. EKSPERIMENTALNA OPREMA REAKTORA 54 8.1. Eksperimentalni kanali . 54 8.2. Konvertor neutrona 55

9. POGON REAKTORA 57 9.1. Organizacija rada na reaktoru 57

9.1.1. Odgovornost . . . . . . . . . . . . . . 58 9.1.2. Osoblje pogona reaktora . . . . 59 9.1.3. Istraživačko osoblje 60

9.2. Stanje pogonske opreme 61 9.3. Radni režimi reaktora 62

9.3.1. Doze zračenja za vreme rada reaktora 64 9.3.2. Doze gama zračenja nakon zaustavljanja reaktora . . . . 66

10. SIGURNOSNI ASPEKTI REAKTORA 68 10.1. Uzroci udesa na reaktoru . . . . . 69

10.1.1. Mehanizmi dodavanja reaktivnosti 69 10.1.2. Greške u pogonu reaktora . 73 10.1.3. Kvarovi na uredjajima 74

10.2. Mere za sprečavanje nekontrolisanog dodavanja reaktivnosti . . 76 10.2.1. Administrativne mere 76 10.2.2. Automatska kontrola preko sigurnosnog sistema . . . . . 80 10.2.3. Sopstveni odgovor reaktora na povećanje reaktivnosti . 84

10.3. Maksimalni hipotetički udes 85 10.3.1. Jezgro sa gorivom od prirodnog urana 87 10.3.2. Jezgro sa gorivom od 2% obogaćenog urana . 90 10.3.3. Jezgro sa gorivom od 80% obogaćenog urana . . . . . . . 92 10.5.4. Doze zračenja za vreme udesa . . . . . . . . . . . . . 95

10.4. Uticaj seizmičkih potresa na sigurnost reaktora 97 10.5. Sprega reaktor - konvertor neutrona . . . . . 99

LITERATURA 100

3.

PRILOZI :

A. Osnovne karakteristike istraživačkog reaktora RB 103 B. Proračun efektivnosti sipki sigurnosnog sistema 109 C. Raspodela temperature u jezgru reaktora 112

1. Model za proračun raspodele temperature u gorivu i moderatoru 112

2. Izračunavanje koeficijenata prenosa toplote 114 3. Temperatura u gorivu i moderatoru jezgra sa gorivnim

elementima od 2% obogaćenog urana 118 4. Termičko naprezanje u košuljici gorivnog sloja . . . . 119

D. Analiza maksimalnog hipotetičkog udesa na reaktoru . . . . 121 1. Teorijski postupak 121 2. Primena modela na izabrana jezgra reaktora 123

E. Manipulisanje nuklearnim gorivom na reaktoru 131

<. U V o j 4.

^K<L L V , U V L i I AJA 0 ^Ir-lh' »;)'•'

Ovaj Izveštaj predstavlja reviziju pea&teostettg "Izveštaja o sigurnosti reaktora nulte snage Rl" koji je napisan 1962. godine /!/, kada je rekonstruisani reaktor RB pušten u rad. Potrebu za novom verzijom postojećeg Izveštaja o sigurnosti uslovili su niz Izvršenih dopuna na reaktorskom sistemu 1 njegovim komponentama, stalne revizi­je administrativnih 1 tehničkih nera u vezi sa radom reaktora, kao 1 veliki broS teorijskih 1 posebno eksperimentalnih podataka, dobljenlh u proteklom periodu, koji su omogućili precizno odredjivanje fizičkih parametara reaktora.

Osnovne dopune na reaktoru RS 1 njegovim komponentama koje su izvršene nakon 1962. godine sastoje se u:

(a) korišćenju gorivnih elemenata od visoko obogaćenog O *4 £*

urana (80% obogaćenja izotepora " 3 u ) u jezgru reaktora; (b) Izgradnji konvertora roakt-opa van reaktorskog suda

Čirae je ostvarena zona većih dimenzija sa neutronima približno fisio-nog spektra;

(c) proširenju kontrolnog sistema reaktora sa dva nova merna "start~upn kanala;

(d) izgradnji sistema za detekciju curenja teške vode; •uuilet instaliranju interfonskog sistema kojim je ostva­

rena direktrte^veza kontrolne sobe reaktora sa pogonskim prostorijama. Tokom godina, u više navrata, revidirani su administrativni

propisi u vezi sa radom na reaktoru 80. Poslednja revizija tih propisa izvršena je 1977« godine Uh Ta verzija propisa, koja je uskladjena sa postojećim Fakonom o zaštiti od jonizujućih zračenja, odobrena je od strane J(om1teta za sigurnost Instituta i prisnenjuje se na reak­toru RE od maja meseca 1977. godine* Takodje, u 1977. godini izvrše­na je 1 revizija tehničkih propisa iz 1962jgod1ne u vezi sa operativ-si i is radom pogonskog osoblja na pojedinim komponentama 1 sistemu reaktora RB u celini. Ovi propisi, pod nazivom MP@§onsk@ Instrukcije za rad na reaktoru RB" /3/» zajedno sa "Propisima 1 uputstviroa za rad 4$ reaktor«. RB" S1ne sastavni deo ovog izveštaja o sigurnosti reaktori

5

Od 1962« godine do danas, na refc&toru RB je bilo formirano preko SOO različitih konfiguracija jezgra reaktora sa gorivom elementima od prirodnog i obogaćenog urana 1 teškois svodom kao moderatorom. S druge strane, razvoj teorijskih metoda 1 odgova­rajućih programa za savreraene računske raa§1ne, otaogućIH su da se niz fizičkih parametara reaktora RB preciznije odredi. Dodaju­ći ovome i snimanja polja zračenja u zgradi reaktora RB 1 fijenoj okolini, kao i baždarenja snage reaktora RB koja su izvršena posled* njih godina* mole se reci da se fizičke karakteristike ovog sistema veoma dobro poznaju i da je time sigurnost rada ove mašine pove­ćana.

Ovaj Izveštaj o sigurnosni koncipiran je prema prethodnom Izveitaju koji je pravljen na osnovu preporuka Medjunarodne agencije za atomsku energiju © sigurnosnom pogonu kritičnih sistema i Istraživačkih reaktora M/. bosta materijala je preuzeto 1z tog lEveštaja, a iziaene i dopune su učinjene na onim mastima gde je to b11o potrebno. Pri tome je konsultovana 1 revidirana verzija preporuka Kedjunarođne agencije, objavljena 1971. godine /5/. Sem dopuna, © kojiraa je govoreno na početku, u ovom Izveitaju su uneta i neka nova poglavlja 1o kojiraa nije bilo rečl u prethodnom izveštaju, kao Sto sus komandni sistem reaktora, eksperimentalna oprema, radni režira reaktora s posebnira osvrtom na uslove rada pri višim snagama, kalibracija snaga reaktora i druga, i Prilogu su date osnovne fizičko*-tehničke karakteristike reaktora RB, kao 1 teorijski proračuni pojedinih parametara koji su od značaja za ovaj izveštaj.

Za razliku od termina "kritični sistera" i 11 "reaktor nulte snage*1 koji su ranije kori Sceni za reaktor R8, saatrali smo da termin "istraživački reaktor" ipak više odgovara 1 koristili smo ga u ovom izveitaju. Preisa aakslealnoj termalnoj snazi koja za reaktor R8 Unosi oko 10 kil, on se nalazi nefde Izraedju "reak-^I^^X^JAW^J "istraživačkih reaktora". "*Preroa preporukama Medjunarodne agencije za gtomsku energiju /4/, snaga ovih reaktora ne prelazi granicu od nekoliko vati, Medjutim, o1z eksperimentalnih reaktora svrstanih u ovu grupu Imaju deklarl-sane norolnalne snage koje se kreću od 100 II do nekoliko kM /6/s JUMQ.MER0,ZEBRA (WlnfrUh, Engleska), MLR.0 (Mlndscale, Engleska) DAPHNE (Harwell,Engleska), RITMO.aC-4 (Ror»a,Ital1 ja), AEG NULIENERGIE (Qrosswelzhelin, SR flema£ka)« ANNA (Swlerk, Pol/ska), SMEAR (Karlsruhe, SR ieraačka) 1 drugi.

6,

Svojom jednostavnom konstrukcijom 1 velikim mogućnosti sna formira­nja različitih konfiguracija reaktorskog jezgra, kao 1 zanemarlji-viiJi izgaranjem goriva* reaktor RB Ima tipične ©sob1nai?kri tiČrHn sistema, ali njegovim korišćenjeet kao generator«^jonizujučeg zračenja za razna ozračivanja van reaktorskog suda i postojanje ekipe {osofelje pogona) koja Isključivo održavarvfupravlja reakto­rom, dok eksperimente izvodi posebna ekipa eksperireentatora, oprav­dava njegovo svrstavanje u istraživačke reaktore.

£•

\ , i . C ILJ fiRAJNJ«. I PLAN RAJA i ^ A ^ i ^ M

pripada. Jfmf*r*.'toriji' i*x

, Istraživački nuklearni reaktor R8 feonstraisan jo 10Q». . {godine-u Skradu sa pneg»anrorn r-aavoja nwfe.1oap.n1ji fjafctora u Ijisti-

lutu za nuklearne nauke "foorls KldriC" u VincTVra je prvi reak-tsrski sistem izgradjen u Jugoslaviji, prema idejnlro i konstruktiv­nih rešenjlraa stručnjaka Iz Instituta, Nuklearne gorivo^prlrodni uran) i moderator *( te§ka vodaj nabavljeni su « SSSR-u« Reaktor je postao kritičan krajem aprila 1958, godine* a 17, aaja 1st© godine 1 zvaniSno je poSten u rad«

C11J gradnje reaktora bio je da se omogući Izvodjenje preciznih roerenja za utvrdjlvanje kritičnih uslova za reaktorske rešetke od prirodnog urana 1 teške vode, a da se ujedno steknu 1 Iskustva u izvodjenju kritičnih eksperimenata 1 operadona Iskustva sa nuklearni® reaktorima. Da bi postavljeni cilj, u vezi sa Sto tačn1j1m odredjlvanjera reaktorsklh parametara mogao da se ostvari, bilo je odlučeno da se reaktor konstraiše kao goli sistem tjtttfc "nulte snage". Takav siste« radi na nali© snagama, te nema uredjaje za odvodjenje toplote StoVTconstruktlvno Sini veoma uprošćenlra, a Istovremeno ne poseduje »1 reflektor n1 biološku zaštitu (S1.1). Detaljan opis konstrukcije reaktora 1 tadašnjeg kontrolno-ltoaaridnog 1 sigurnosnog sistema dat je u rddovlma /7/ 1 /8/.

Reaktor je, od svog puštanja u rad, bio u pogonu sve do sredine 1959. godine, kada je zatvoren zbog prebacivanja teške vode na, u medjuvramenu, novoizgradjeni Istraživački reaktor RA u Institutu.

Period do 1982* godine, kada je reaktor RB ponovo pušten u rad, iskoriščen je da se izvrši rekonstrukcija postojećeg sistema u cilju poboljšanja njegove sigurnosti, a i da se ostvari veća fleksibilnost u pogledu izvodjenja eksperimenata, Zabavljeno je 1 novo gorivo od 2% obogaćenog urana, koje koristi 1 reaktor RA, Konstmlsan je novi fcontrolno-kotnandnl slsteca 1 postavljen je novi slstera za dozliaetrtjsku kontrolu, a izvršene su 1 neke Izmene na

r%An reaktorskOFU otsubu i cirkulacionom sistemu teške vode. Rekonstrukcija

8. je zavrSena 1961. godine, a nova pošiljka teške vode iz SSSR-a . stigla je početkom 1962. godine. Leaktor je postao kritičan ps esfeo

ttfT«-ttt<A 19S2,, godine, a od tada se neprekidno nalazi u operativno© stanju. Uporedo sa rekonstrukcijom reaktora proširena je 1

njegova naraena, tako da je obuhvatila: izvodjenje eksperimenata na različitim konfiguracijama traktorskog jezgra* eksperimentalnu proveru teorijskih metoda analize reaktorsklh sistema (sa clljero da se dobiju provereni »odali za proračune nuklearnih reaktora) 1 kritičku proveru metoda merenja reaktorskih parametara /l»i/.

Za ostvarenje ove namenes pogodna okolnost je bila da je reaktor R3 jednostavne konstrukcije 1 da predstavlja vrlo "čist11 reakiorski sistem čime se omogućava izvodjenje direktnih merenja niza parassetara i relativno prosta teorijska interpretacija eksperimenata. S obzirom da je reaktor go, tj. bez biološke zaštite, a često 1 bez te§kevodnog reflektora (korištenjem obogaćenog goriva raogu se formirati reaktorsfea jezgra sa aksijalnlra 1 radljal-ni ro reflektorom), on predstavlja potencijalnu opasnost za okolinu zbog dejstva jonizujućlh zračenja. Zbog toga je posebna palnja poklonjena problemu sigurnosnog rada ove raa§1ne, kako u odnosu na ličnu bezhednost osoblja koje je opslužuje 1 osoblja koje Izvodi eksperimente, tako 1 u odnosu na bližu 1 dalju okolinu.

Konstrukcijom novog konstrolno-Staraandnog 1 sigurnosnog slsteea* a posebno administrativnim »serawa za po$©n reaktora i Izvodjenje eksperimenata Želei© se da se postigne sledeće /l/s

(a) da u pogledu na'konstruktivne i aperacione karak­teristike, reaktor RB bude na nivou svetskih standarda sa stanovišta sigurnosnog rada, te da se zadovolje preporuke Medjunarodne agen­cije za atomsku energiju u odnosu na pogon kritičnih sistema;

(b) da pri normalnora pogonu reaktora ni u kow slučaju ne mole da dodje do stvaranja takvih intenziteta zračenja u radnim prostorijama zgrade u kojoj je sroešten reaktor 1 Instituta u cei i ni, koji su v1§i od onih koji su propisani na osnovu ?akona o za§tit1 od jon1zuju€1n zrafienja$

(c) da potencijalne havarije 1 udesi na reaktoru ne mogu da Izazovu praktično nikakve posledice po bezbednost i zdravlje okolnog stanovništva.

0 ©vi© postavljen!® zahtevlaa uvek je vodjeno računa kada s« vršene revizije *fcropisa 1 uputstava za rad reaktor® RB9 k:o 1 pri odredjivanju režima rada reaktora prema podnetiin eksperiraesstalnlwi zahteviraa.

Tok©« godina, od 1962. do danas, reaktor je korišćen na znatno širem planu nego što je prvobitno bilo zamišljeno. To je omogućeno povećanje«! eksperimentalnih mogućnosti reaktora (Izgradnja reaktorskog oscilatora, nabavka SOB obogaćenog uranskof goriva i izgradnja konvertora neutrona).razvojem ©đredjeeih eksperimentalnih metoda (analiza reaktorskih šumova,, supstitueiona tehnika itd.) i angažovanjem na polju obuke kadrova. Posebno treba Istaći korlšćenje reaktora kao snažnog izvor® neutronskog zračenja za razna biološka 1 druga ©zraćivanja 1 doziraetrijska iierenja u polju brzih neutrona van reaktorskog suda, za čime postoji sve veći interes korisnika reaktora. Danas se ao2e reći da je reaktor RB korišćen i da će se sve više koristiti za /IO/:

(a) proučavanje, proveru i usavršavanje analiza termalnih reaktorskih sistema; nuklearno ispitivanje raznih tipova goriva, gorivnlh materijala 1 kontrolnih elemenata} studije raspodela neu-tronskog fluksa i gustine snage uključujući i eksperimente sa visoko* ©sogaćenim nuklearnim forivotn

(b) razvoj supstitucionih setoda za odabrani tip goriva 1 moderatora radi eksperimentalnog odredjivanja stepena izgaranja goriva, što je jedan od osnovnih pogonskih parametara nuklearnih elektrana;

(c) razvoj eksperimentalnih aetoda za dijagnostiku neisprav­nosti nuklearnih reaktora u radu, uključujući i analizu reaktorskih Šumova;

(d) ostvarivanje zona brzog neutronskog spektra u cilju proučavanja osnovnih osobina brzih reaktorskih sistema 1 ozraćivanje raznih uzoraka u polju brzih neutrona, i

(e) obuku budućeu osoblja nuklearnih elektrana 1 vežbe sa studentima redovnog obrazovanja.

• , ^

S 1 . 1 . I s t r a ž i v a č k i n u k l e a r n i r e a k t o r RB

1ft,

2, Z6RA0A REAKTORA

Nuklearni reaktor UB nalazi se u Institutu za nuklearne nauke "Boris K1dr1Č" u ¥1nč1 B koji je oko 16 km^ udaljen od Beograda. Zgrada u kojoj je loelran reaktor podignuta je na zapadnoj strani Instituta, neposredno uz zgradu IstraživaSkog reaktora RA» Tehnička dokumentacija zgrade nalazi se « arM v l Instituta* a ovde je dat šarao kratak opis prostorija 1 instalacija u njoj.

2.1. PROSTORIJE U ZGRADI

Zgrada reaktora je l2§radjena u dva nivoa - prizemlje 1 suteren. Raspored prostorija u prizemlju 1 suterenu prikazan je na slikama 2 1 3. II prlzaiane prostorije spadaju (u zagradi je dat broj prostorije naznačen na slikama);

(a) hala reaktora (41); (b) kontrolna soba reaktora (25); (e) laboratorijske prostorije (14-18 i 22); (d) grupa prostorija za individualan rad u aneksu

severnog dela zgrade (20 i 21) i u aneksu istočnog dela zgrade (1-12) sa salous za predavanja tgggosat konferencije (45)5

(e) konstrakcioni biro (19), soba za elektronski računar (13), prostorije u kojima su saeštenl uredjajl TEREX-a (24 1 26) 1 ostale pomodne prostorije.

If suterenske prostorije spadaju* (a) soba za raerenja (merna seta* 40); (b) grupa prostorija za raašlnska postrojenja (za ventila­

ciju, grejanje toplim vazđuhora, električne uredjaje 1 dr., 29*30,36,37 1 39) §

(c) radioniČke prostorije (31*32,34 i 35); (d) nagacln (44) i ostale pomoćne prostorije. Sve ove prostorije povezane su hodnicima preko ulaznog bola

u prizemlju u aneksu istočnog dela zgrade ($2). Zgrada reaktora RB je direktno povezana s© zgradom reaktora RA zatvorenim hodnikont.

11.

2.1.1* Reaktorska hala

Hala reaktora je centralni deo objekta oko koje su rasporedje-ne sve ostale prostorije koje se nalaze u istočnom i severnom aneksu zgrade* Dimenzijo hale su: dttž'lna - .;S.S m» širina-15.7 a i visina-11,8 m. Duž hale se kreće kran nosivosti do 3 tone, s& rasponom od oko 15 m iztaeđju osovina kranskih šina. U zapadnom delu hale nalazi se nuklearni reaktor RB» «ok se u istočnom delu nalazi standardna grafitna kolona. Pod hale je popločan keraaickisii pločicama.

Deo hale u kome se nalazi reaktor poseduje bazen površine 8x8 er i dubine 1.5 RJ. Bazen je 1*-rs4j,en od armiranog betona sa unutrašnjom oblogoia od opeke, a površinski je obložen keramičkim plo" S1ca»a. On ujedno služi i za neposredno prihvatanje teške vode u slučaju da dodje do njenog Isticanja putom havarije na reaktorskom sudu ili cevovodu. 0vaj bazen je u direktnoj vezi sa kontrolnom sobom, mernorc sobom i laboratorijsko© prostorijom broj IS cevima od nerdjajućeg čelika prečnika 0 50 ona. Istočno od bazena, u poseb­noj prostoriji (hr. 42, vldetl sliku 3 ) , sgeSteniJ* rezervoar za tešku vodu i pumpa cirkulaciono§ sisteiaa. Ova prostorija je obložena montažoln armlrano-betonskiu? pločaaa. -Jedini pristup u ovu prosto-«•««.•, i\ uzme. r1 juVJerpreko malih vrata brodskog tipa.iz: bazena.

Za unošenje teških 1 glomaznih predmeta i eventualni ulazak kamiona u halu, na južnoj strani hale nalaze se dvostruka vrata dirsenzija 3.Sx3.5 s*(S1.1), Dnevno osvetljenje halo. dobi ja 4Mp sa severne strane preko zastakljenih površina od lukstfer priz©1 koje se nalaze Iznad krova severnog aneksa zgrade, iseverni i istoč­ni zid hale ojačani su zaštitnim stoje® betona debljine 39 cm, da hi se smanjilo zračenje za vrense rada reaktora. fcadl zaštite

vj>d_zraČenja>j)j30t>Tja u kontrolnoj sobl'* izisedju nje 1 reaktora podignut je montažni zid od peska debljine oko 1 ra, dy.iine 10 m 1 visine oko 5 RS.

Pristup osoblja u halu dozvoljen je šarao 1z hodnika severnog aneksa zgrade kroz kontrolnu sobu.

12.

2.1.2. KontroJna 1 ...merna.soba

Kontrolna soba f2§} nalazi se neposredno uz halu reaktora prema zapadnoj strani, Komunikacija Izmedju rtaktorske hala 1 ove sobe ostvarena je preko dvostrukih zaštitnih vrata od Čelika (prema kontrolnoj sobi) 1 sraeše tehničke vode i boraksa (prema nali). Radi zaštite od zračenja ooob-lja u kow-trol-noj-.s-o.b4, dao zida prema hali ojačan je slojera betona debljine 39 cm. u kontrolnoj sobi su siaeS-teni svi kontrolni i kosiandni uredjaji reaktora, a takodje 1 nepo­kretna doziietHjska instrumentacija.

U suteren«, ispod kontrolne sobe, nalazi se raerna soba ,{40) u kojoj su sraešteni uredjaji za »erenje aktivnosti folija 1 višekanalni analizator. Ova soba je zaštićena od zračenja sedju-spratnot« betonsko« pločom debljine 50 cm. Redi otklanjanja raznih induktivnih smetnji pri raerenjlisa, u zidove sobe je tifradjena fičana bakarna isreža. Ova soba je u neposrednoj vezi sa kontrolnom soboia preko zajedničkog ulaza (23),

2.1.3. Laboratorijske 1 radne prostorije

Ove prostorije, zajedno sa salom za predavanje, konstruk-cioni© biroora i sobom u kojoj je snielten elektronski računar, sraa-3tene su u prizemlju severnog i 1stočn©§ aneksa zgrade, 3ve ove prostorije dobijaju dnevnu svetlost kroz odgovarajuće prozorstee površine. Prostorije br. 20-25, ori jentlsane prema jugu, zaštićene su od direktnih sunčevih zraka konzolniia štltnleiraa od armirano-betonskih elemenata.

2.1.4. Swterenske prostorije •Ofii . W W . Iiwym—• I ^ I F i •< i • 11 > i» M» w— ii>i < 6»i' na«', i lim m • > iww m»»i u* • •** ni W w w

Ova grupa prostorija smeitena je u s«€terenu Istočnog aneksa zgrade. Preko panipwlativnoff prostora (28)* na SI joj tava­nici je ufiradjen nosač sa pokretnom lizalico©, koja služi za spu­štanje težib predmeta u suteren, ostvarena Je veza izmedju prizemlja 1 suterensklh prostorija. I) suterenu se nalaze prostorije za radio­nicu (31,35) sa alatnicom (32) 1 elektromehaničarskots sobo© (34).

1 *3

uvde su takodje. ssiešteni; magacin (44) t prostorija za vazdulno grejaitje i ventilaciju (36), prostorije za akunulatorsku bateriju (37), tren™ sformatore (39) 1 instalaciju TEREK uredjaja (29).

Ispod zapadnog i severnog aneksa zgrade proteže se hodnik za vodjenje instalacija za grejanje, gas, ventilaciju^vodovod i kanalizaciju.

2.2. KONSTRUKCIJA ZGRADE

feneljni zidovi hale prema severnoes hođpiku su od opeke, a spoljni tea&ljni zidovi hale od nabijenog betona u kaskadama. Sva stope ostalih delova zgrade su od nabijenog betona, a svi temelj­ni zidovis odnosno svi zidovi ispod kote 0-00 (kota poda prizemlja) su od opeke, sera zidova sob© za sserenja koji su od nabijenog betona^ ka© i zida prostorije u kojoj je sraeltena trafo-stinica (39)8 koji je u donje© delu od arrairanog betona9 a u gornjem od nabijanog betona. Temeljni stubovi hale su od nabijenog betona. Sv1 zidovi iznad kote §-00 su od opake u kreCnora raalteru, som međjuprozorsMh zidova koji su od opeke u cementnom »alter«. Zidovi izraacljo stubova hale su ©d opeka.

Konstruktivni aleraenti hale (stubovi, vrede, kranska staza) kao 1 ostali konstruktivni elementi zgrade su od armiranog betona. j.^ ?4eđjyspratn4t konstrukcija izmedju suterena i prizemlja Jfe livena sitno rebrasta 1 masivna armirano-usitonska ploča. Kon­strukcija Iznad prizemlja je armlrano-^etonska i to: livena masivna ploča iznad hodnika u severnois aneksu« livena sltno^rehrasta tavanica*1zr»ad hale i ulaznog hola 1 sltnwebrasta montažna tavanica iznad svih ostalih delova prizeilja.

2 . 3 . ELEKTRIgriE INSTALACIJE

Električne instalacije sastoje se iz sledećih nezavisnih instalacija:

(a) instalacija osvetljenja, (b) instalacija laboratorijskih prostorija, (c) instalacija napona sotorne potrošnje i terraičke struje, (d) instalacija telefona 1 interfona.

13.

2*3.1. Instaladja osvetljenja

Ova instalacija je izradjena ptrema fotonetrfaMa uslov^a, odnosno preraa speclflčiiostlisa radova kojl se ođvijajti na pojedlnlm meštima, Mapajanje 1nsta1ae1je za osvetljeRJe vrši se sa §1avne ražvodns table, odakle polaze vodovl za posebne razvodne table raznieštene po zgradl {1raa 1h pet), na koj© su preko oslgurača pHključena strujna kola osvstljeoja. ElektHSn© Instaladje u poje-d1Mo prostoHjaroa ugradj©n@ sy u ziđove Ispod mattera* izuzev ti hodnlku fzreedju laboratorijskih prostoHja gde je •fzvedena u raedjuplafonškoj konstrukdjl radi lakleg prlstupa u slutaju potreb-rsih ffiodifikaci"ja.

Slavna razvodna tabla, koja se nalazi u prostorljl 28, sastoji se 1z fi@t1r1 dela:

- polj© ulaza I i II (transfsrraatori 10/04 kV), - polje napajanja 1aboratoHjsklh razvodnih tabll, - polj© napajanja motorne potrošnje 1 termidke struje.i - polje osvetljenja 1 jednosmerns struje.

2.3,2, Instalacija laboratprjjsklh prostorlja

£1sktv*1«Čne instaladje ovih prostorija sastoj© SQ 1z Vl§e izvora električne anergije, kako « pogledu vrsta struja, tako 1 u pagledu napona, 9a bi elektridna instalaeija blla najftmkelonalnfl j* u pogledu korlidenja, u svakoj prostoriji instaHrane su tri razvodne tabla sa izvorflsm sladećiii Izvora;

- trofazaa Fia1zraen15na stuan^a r»apon# 3x380 V9 - raonofazna nalzmeničn* %&MLk® napon* 220 V, - trofaznl naizmenlSnl napon motorne potro§nje9 - monofaznl naizmaniSni napon od 0-500 V, - sonofazai naizutenlSni stab111san1 napon od 220 V {* II), - jednosraernl napon iz aksimulatorske baterija od 24 odnosno 48 V sa otnujwa pražnjeaja Qd 250 fli. 1

- jednosmarnl napon iz akurowlatorske batsHje od 6, 12 1 24 V sa etaj*a^a praSnjenja d«f 25 Ah,

IS.

2.3.3. Instalaciji napona raotorne poštrošnje 1 termičke struje

Pod ovim Instalaci ja*se pedrazuraevaju instalacije za sotore za;

- pogon krana* - pogon puspi TEREX sistema, - pogon radioničklh raaSdna i - pogon uredjaja za grejanje toplini vazduhora i ventilaciju.

2.3.4. Instalacija telefona 1 interfona

U svira laboratorijskim prostorijama,, sobama za individualni rad, reaktorskoj hali, kontrolnoj i mernoj sobi, nalaze ss priključci za telefonske aparate.

Za potrebe pogona 1 iivođjenje eksperimenata na reaktoru, izvedena je interfonsfea instalacija. Centralni interfon instaliran je u kOTBanJiffOj sobi, a na njemu su priključena tri lokalna Inter-fona koji se nalaze u prostoriji broj IB, mernoj sofei (49) i gornjoj platfonsl reaktora u hali.

Centralni interfon može ostvarivati pojedinačnu vezu sa lokalniro interfoniraa* a u slučaju potrebe 1 istovremenu vezu sa sva tri priključena interfona. Lokalni interfon ssože d& ostvari neposredni? vezu sa central nisi interfonasi, ali ne može da iaa vezu sa drugim lokalnim interfonina.

2.4. OSTALE INSTALACIJE

2.4.1. Vodovod 1 kanalizacija

Snabdevanje vodom obezbeđjeno je preko gradske vodovodne mreže. Voda ss dogodi do Šahta, koji se nalazi neposredno Ispred zgrade« a zatim se odgovarajući® eeviraa koje se prostiru duž sute-rensklh kanala ispod hodnika zgrade, dovodi do laboratorijskih i pomoćnih prostorija (y hali reaktora takodje postoji dovod vode). Svaka prostorija ima svoj ventil za zatvaranje 1 otvaranje dovoda vod!e.

16.

U zgradi postoji sara© normalna kanalizacija, S obzirom da nije predvidjeti rad sa t@Sraim aktivnim materijama netna specijalni kanalizacije, ni posebnih rezervoara 2a skupljanje radioaktivnih otpadaka*

£•4.2. V£ntilacija» grejanje i gasna instalacija

Pitanje ventilacije je rešeno centralno. Sve laboratorijske prostorije ventiliraju se na taj način što se ybacuje ugrejanl vazduh od oko 20°C (1z uredjaja za grejanje toplim vazduhoro smeStenlra u podruBiskd^ orostoriji** broj 36),& izvlači otpadtti vazduh preko dva posebna kanallzovana sisteraa. Ventilacija reaktorsk© hale se izvodi preko dva ventilatora montirana na zidu u visini tavanice*, (kapacitet ovih ventilatora je raali).

U zgradi postoji centralno grejanje - toplovodno grejanje koje se dobi ja preko toplai&e Instituta. Temperatura vode u dovodnom vodu iznosi oko 90°C9 a u povratnom oko 70°C. Glavni vod grejanja dolazi podzemnim kanal om dl© prostorije broj 36 (gde se nalazi glavni ventil za zatvaranje grejanja za čitavu zgradu), a odati® se posebnim vodovima vodi đo svih prostorija u zgradi.

U laboratorijskira i u radioničkiiu prostorijaraa postoji dovod fcoraprinovanog vazduh® (pritiska oko 6 At) 1 foutan-'rropan gasa.preko gasne instalacije koja je Instalirana u suteranskira lianaHma zgrade. I vazduh 1 o«*s s@ obezbedjuju u centralni® jedinlcaua Instituta (Odsljenje kompresora J, gasna stanica).

Slavni ventil* za ov© pt".ootDHj&, kao IVvodovodnfci, instala­ciju,, nalaza se u prostoriji broj 36.

—em CIZ W m S)—ft—*—*&—H «»—H—»7 y B7 B< W7-

17.

3, OPIS REAKTORA

U ovo® delu dat je ©pis ©snovnih komponenti reaktora* dok su njegov kontro1no-Koa,andn11 sigurnosni i dozlraetrl j$M sistem, kao 1 eksperimentalna oprewa izdvojeni i dati u sledećim odeljciraa.

3.1. REAKTORSKI SUD

U centru hazer*a9 koji se nalazi ti hali reaktora, montira­no je postolje za raaktorski sud jia£1nj.eno od alurainijuraskifo L-pro-fila, visine oko 4 ro i rb'sivosti do 15 tona.yia ovom postolju leži reaktorski sud načinjen od alurainijuma cilindričnog oblika, visine oko 230 ero i prefinika oko 200 era |S*i.1>. Ovakvim izborom položaja suda u hali, koji j@ bar 4 ro adaljan od poda, tavanica i bočnih zidova hale. smanjena je refleksija neutrona ka sudu na rcanje od 0,4$. Na taj način, ostvaren je dobro neref 'lektujući sis teta» što je bio jadan od postavljenih ciljeva gradnja.

Oko suda su postavljena dve bočne platforme koja^omogućavaju pristup reaktorufpogonskom osoblju i eksperimentatorimajT -ine slti&e i za postavljanje delova pogonske i eksperimentalne opreme. Hatforme stoje na posebnoj konstrukciji čisae su izbegnute bilo kakve oscila­cije reaktorskog suda za vrerae kretanja osoblja po njima«

Poprečni presek suda reaktora prikazan je aa SI.4. nebljina dna reaktorskog suda iznosi 15 »ra, a debljina bočnog zida iznosi 19 rasn. a reaktorskosa sudu su izvedeni sledeči priključci:

- za eev za dovod i odvod teške vode (na dnu suda u centru), - za horizontalni eksperimentalni kanal (sa strane na

visini od SI era) i - za cev za egalizaciju pritiska izmedju suda i rezervoara

za tešku vodu (sa strane, T i vrhu suda). U unutrašnjosti suda načinjeni su i posebni ispusti za

učvršćivanje donjih potpornih ploča i postavljanje gornjilh potpornih ploča koje služe za ubacivanja gorivnih elemenata u sud. Sata toga.

18.

na suprotnoj strani bočnog zida suda, u odnosu na otvor za hori­zontalni kanal, izradjen je i poseban prihvatni držač tog kanala. Svi ovi elementi izradjeni su od nuklearno čistog alralnijuma, kao i sara sud sa poklopcero /li/.

Bočni zid je zavaren za dno suda, a n ; njegovom vrhu je zavaren poseban kružni deo od aluminijima koji sluzi 2a postavljanje i pričvršćivanje poklopca suda (detalj A na SI.4). Poklopac suda je izradjen od livenog aluroinijuma i ojačan je sa dva unakrsna rebra (SI.5). Poklopac s@ pomoću zavrtnjeva,koji su postavljeni po njegovom obodu,pričvršćuje za bočni sid suda, čime jQ ofoezbedjeno hermetičko zatvaranje suda.

Duž prečnika poklopca načinjen je otvor dimenzija 65xl900roro koji sluti za ubacivanje vertikalnih eksperimentalnih kanala. Taj otvor se hermetički zatvara jadnim lako demon ta Minis? poklopcem. Llizu centra poklopca načinjen je i kružni otvor 0 IJL cm^, koji oso-£ućava ubacivanje eksperimentalne opreme većih diraenzija. ':ssn ovih otvora, na poklopcu postoje i otvori za:

- tri sigurnosne Sipke (jedu* od njih je prateći nivomer), - kontrolnu šipku, - položajne nivomere (gornji i donji) i - termometar,,

koji su na njemu montirani poaoću posebnih držača. Mehanizmi za pokretanje ovih sipki takodje su postavljeni na poklopcu. Kospored svih otvora 1 uređjaja koji se nalaze na poklopcu prikazan je na Slici 5.

Potpora© ploče - nosači §or1vnih elemenata Izrađjene su u obliku četiri alurainijurask«, polukružna dela. %s njlraa su izbušeni kružni otvori u koje se ubacuju gorivni eleroeoti od prirodnog 111 obogaćenog urane. Raspored ovih otvora je takav da oni čine pravilnu kvadratnu rešetku. Postoji pet različitih kombinacija rešetki (potpornih ploča) SE osnovnim koracima 7,B,0,12 i 13 cm. (SI.6,7,8, i' i 10). Jedan par ploča s© postavlja na sasio dno reaktorsko§ suda, a drugi na visinu od 215 era. Gorivni elementi se uroeću u ©tvore, tako da im je položaj fiksiran u sudu i stoje vertikalno oslanjajući se na dno suda.

19.

3.2. JEZGRO REAKTORA

Za formiranje jezgra reaktore stoje na raspolaganju tri vrst© gorivnih eleraenata načinjenih od prirodnog 1 obogaćenog urana {2% i 802 obogaćenje Izotopom 2 3 5 U ) .

&orivni elementi od prirodnog urana forrairanl su od metalnih sipki prečnlka 25 raai 1 dužine 30 em, bedara ovakvih sipki postavlje-siih u alum1n1 jumsku cev JS 27/25 nm dužine 225 cm čini gorivni element od prirodnog urana (SI.11). Dužina aktivnog dala eleraenta 1zn©si 210 era. Reaktor P.B raspolaže sa E0S ovakvih gorlvnih elemenata, što iznosi oko 4 tone prirodnog urana.

Gorivni elementi o4 2% i 8Q% obogaćenog urana šestoj® se od cilindrični!*segmenata dužine 11.25 c m ^ s^oljainjeg prečnlfca 37 RISE. Sloj u koiae se nalazi uransko gorivo je prstenastog oblika debljine 2 iam 1 dužine oko 9.^ cra# ^Sl.li'). 'J forivnlm segmentima od 2% obogaćenog urana u ovom sloju nalazi se oko 385 «?raroa roetalnof

rj 'i r

urana (od toga oko 7,7 g č i n i i zo too '" 3 U ) , o> u gor ivniro segmentima od 801 obogaćenog urana u ovora s l o j u se na laz i oko 9.4 ;raEia uran-• i ioks ida dispergovanog u a lunr in i junu (od čega oko 7.i:» ? 5 i n i

9 *$ £% izotop U ) . Odredjen broj ovih segraenata naslaganih jedan na drugom u alun»1n1 jumskoj cevi §i»4^43/41 raffl>du2ine 225 cm čini f»orivni element od obogaćenog urana. iteaktor danas raspolaže sa 710 sefiaenata od 2% obogaćenog goriva i 142 segmenta od 80% obogaćenog goriva, Materijalne komponente i sastav §oriva i alurainijumskih kanala dat je u radu /II/.

Kao moderator se koristi teSka voda. ;ia raspoloženju stoji £*.8y ti vode što omogućava da se reaktorski sud ispuni vodop do visine od oko f|5" cm. Zbog otvorenosti reaktorskog sistema. • teška voda degradira u toku vreraena, tj. "> >većava se broj molekula obične vod® na račun saolakula taške vode. >'r1mećeno je da zadnjih godina opadanje koncentracije molekula teSke vode Iznosi oko 0,1 <.' '/ndlšnje /!!/. Ova koncentracija iznosi danas oko 99.4T-?^ m*i 1*0. tin. ..i (iw i m i I«»M.HWI 111 t»<wmi • .'i id i' im '.> • ii • mm • i K ' * i " **r

*Pr1likoai svake zarnene potpornih ploča, odnosno proroene položaja gorivnih elemenata na postojećira pločama mora da se diae poklopac reaktorskog suda, a ako- se-ubacuju vertikalni eksperimentalni kanali podižu se saro© odgovarajući delovi poklopca.

20.

3.3. REFLEKTOR I ZAŠTITA

Pogodnim postavljanjem gorivnih elemenata u rešetki, kao i proraenora aktivne zone goriva unutar gorivnog kanala (kod gorivnih elemenata od obogaćenog urana), oružaju se široke moguć­nosti formiranja aksljalnih (gornjeg i donjeg) i radijalnih (bočnog i centralnog) reflektora od moderatora - te§ke vode, bilo pojedinafino bilo integralno.

Uzimajući u obzir koncepciju reaktora RB, zaHita od jonizujućeg zračenja unutar half reaktora nije predvldjena. kao što je već rečeno, reaktor nema nikakvog biološkog St1ta» ali su 2idovi hale preraa kontrolnoj sobi, hodniku i istočno© delu zgrade ojačani sa 30 cm. đebeliii? betonskim pločasa. !>?tdi zaštite pogonskog osoblja u kontrolnoj sobi, podignut je i montažni zid od peska (viđati odeljak 2.1.1).

3.1. CIRKULACIONI SISTEM TEŠKE VODE

TeSka voda sa, sem kada je reaktor u radu, nalazi u poseb­nom rezervoaru. Ovaj rezervoar je izradjen od aluminijuroa debljine 10 mm u obliku cilindričnog suda ukupnoci kapaciteta 1 m . "'i ja po-stavijenVHorizontalnof sa nagibom oc! 2%J u posebnoj prostoriji (42) koja se nalazi uz sam bazan, na dubini od 2ro ispod nivoa bazena (SI.13), 0 toj prostoriji nema kanalizacionog odvoda i u slučaju havarije na cevovodu ili rezervoaru, ona raože da primi ealokupnu količinu teške vode.

fla rezervoaru su Izvedeni sledeći priključci: - za ođvođjenje teške vode preko cevovoda 0 32/28 ma

(na dnu), - za dovod teške vode preko cevovoda 0 50/45 M (blizu vrha), - za cev fa egallzaclju pritiska izmedju rezervoara i

reaktorskog suda 0 50 mm (blizu vrha) i - kružni otvor sa hermetičklm poklopcem $ 500 OT (na vrhu).

21.

G1rkulac1on1 sistem te§ke vode sastoji se 1z rezervoara, pompe, elektromagnetnlh 1 pneumatskih ventila 1 kompresora. Blok Sema tog sistema prikazana je na SI.14. Cirkulacija teške vode 1z rezervoara u reaktorskl sud 1 obratno vr§1 se preko postavlje­nih dovodnih 1 odvodnih cevl. Ubacivanje vode u reaktorskl sud vrši se pomoću trofazne rotacione pumpe "Ctiampump" 3/4 KS koja je obložena nerdjajućom košuljicom u delu kroz koji protlče voda. Ova pumpa je preko cevovoda od nerdjajućeg Čelika 0 32/28 mm spojena sa cevl od nerdjajućeg čtHka 0 50/45 mro koja ulazi u dno reaktor­skog suda.

Rotaciona pumpa Ima mogućnost obrtanja faze čime su ostva­rene dve brzine punjenja reaktorskog suda teškom vodom: @d 2.5 cm/min 1 0.8 cra/ra1n. Pražnjenje reaktorskog suda vrši se pod dejstvom sile gravitacije preko cevovoda od nerdjajućeg Čelika 0 50/45 mm, 111 preko pumpnog cirkulaciorseg kruga, tak© da su ostvarene dve brzine pražnjenja; od 11 cm/min 1 1.7 cm/min.

Punjenje odnosno pražnjenje reaktorskog suda teškom vodom vrši se pomoću dva elektropagnetna 1 dva pneumatska ventila (videti odeljak 6.1). Vazdušnl nadprostor u reaktorskom sudu 1 rezervoaru spojen je alum1n1jumsk1m cevovodom 0 50/42 mm. Ovaj cevovod služi za egallzadju vazduSnog pritiska pri prebacivanju teške vode 1z jednog u drugi sud. Kompresor služi kao rezervna jedinica, pošto je ostvarena direktna veza sa Instalacijom za dovod koroprlmovanog vazduha (videti odeljak 2.4.2),

3.^. PMEUHATSKA PUŠKA ZA HEUTR05ISKI IZV0H

Radi započinjanja lančane reakcije, a 1 za što preciznije odredjlvanje nivoa teške vode pri kome reaktor postaje kritičan, na reaktoru RJ se koristi Ra-Be neutronskl Izvor od 0,5 Cl*

Izvor se normalno nalazi u zaštitnom bloku Izradjenom od olova 1 parafina, koji obezbedjuje dovoljnu zaštitu kako od gama tako 1 od neutronskog zračenja. Ovaj blok cilindričnog oblika sme§ten je uz noseću konstrukciju reaktorskog suda na dnu bazena (SI.13).

22.

Za automatsko ubacivanje neutronskog Izvora iz zaštitnog bloka pod dno reaktorskoq suda,kroz posebnu ttiesinganu cev,izradje-tsa je pneumatska puška sa magnetnim hvatačero izvora na vrhu cevi, odnosno dnu reaktorskog suda. Ubacivanje izvora vrši se pomoću jednog magnetnog ventila koji otvara put kompriraovanom vazduhu koji potiskuje izvor pod dno reaktorskog suda. Kada izvor dospe u odredjenl položaj, magnetski h v a t a j "hvata" izvor. Vraćanje izvora vrši se jednostavnim prekidom strujnog kola magnetskog hvatača.

Dovod kamprimovanog vazduha obezbedjen je preko instala­cije za kofsiprifflovani vazduh (odeljak 2.4.2) iz centralne jedinice Instituta« a poseban kompresor koji se koristi 1 za cirkulacioni sistem teške vode stoji takodje na raspolaganju u slušaju potrebe.

Kraj cevi kroz koju se kreće izvor nalazi se blizu satnog centra dna VsnZS, neposredno uz otvor za dovod i odvod teške vode.Komore* koje služe za detekciju neutrona za vrerae približa­vanja kritičnosti, smeštene su u blizini reaktorskog suda 1 to

t* tove* tako da većina neutronaVprolazi kroz jezgro reaktora pre nego Što dospe do njih (SI.16).

gornja potparna plo

donja pctporna ploča

\

gorivni element

otvor za cev za egalizaciju pritlska

: A \ V ^ « W B M M N « « » N N M 3 ^ ^

otvor za horizon, eksper. kanal

otvor za dovod i odvod moderatora

02020

o —

•* ~ 2 • - in ._CQ ffi -c • « _ n) * * • * * { «

N 3 Z D J I

sa

torn

1.21

0)

4

• = . 2 OQ ••

S 2 E S S •• u o nl S E l ^ l

M o. oidje.

tt

ra *o '5* Q.

o is in

i S ^ ~,m ^ c _: a ** (0

N C J Ž

i 3 <0 cn_c 10.2,

52 ro o

o to o u

S-« 3J.E ™ ° '«"§ a-vN "

O a T O

°o° oo

°o° 00 °o° o o

Po P

°0° o o °0° 0 0 °0° o o

0°0 °0° o o °„° 0°0 °~° o°o

o°o oo o o °o° o o °o° 0 0

0°0 °o° o o °o° o o °o° 0 0

0°0 °o° o o °o° o o °o° o o

o°o °„° 0°0 °0° o o

p P Po

°o° 0 0 °o° o o °o° o o

°o° °0° °o° °0° °o° °o° °o? °o° °0° °o° °0° °o° U J J U „ U U „ U U J J U U U J J - f j L U U U O O 0 „ 0 0 „ 0 O O

o°o o°o o°o o°o o°o of o o% o°o o°o o°o o°o o°o °o° °o° °o° °o° °o° °o0-^° °o° °o° °o° °o° °o° V^^^o^ e^^^%^o*^V 0 0 O 0 O O O O O O O O O O 0 0 0 0 0 O 0 0 O O o_p o_p q_o o o o_o o_p o_p o <o o <3 o o o o o o o°o o°o o°o o°o JO°O o°o o°o o°o„o°o o°o o°o o°o °o° °o° °o° °o°~0o0 °o° °o° o o o o ooo o o o oo oo 0.0 OJD O O 0• O O <0 O <D OJD o°o o°o o°o o°o o°o o°o o°o

o_o OJO o jo o„o o„o o„o o°o o°o o°o o°o o°o o°o

0 °o° °o° °o° °o° °o°

°o0\° o o o o °0° °0° o o owo °o° °o° o o o o O JO O O .o o.

°o° o o °0° o o °0° o o

o JD o_p o o o o o o

o o o°o Po Po p o o

°o° o o °o° o o

o°o

'o o"o o o o"o o"o owo o"o d" o o„o o„o o o o JO o o o o o °o°

O o t v o r i za n o r t vne k a n a l e 4 4 3 / 4 1

g p o l o ž a j k o n t r o l n e S i p k e (K.5)

B p o l o ž a j i s i g u r n o s n i h š i n k i ( ^ 1 ,SP.2 , ? • ' )

O o t v o r i za r - o r i v n e k a n a l e + '13/41

$ n o l o ^ a j k o n t r o l n e * i oko (SS)

® p o l o ž a j i s i g u r n o s n i h ' i n k i { ? M , S * 2 , D " 0

S I . 6 . K o n f i n u r a c i j a o o t p o r n i h n l o č a r e š e t k e o s n o v n o o

k o r a k a 7 . 0 0 c i na r e a k t o r u P.;) S I . 7 , r ' n n f i . -u ir 'aci ,1a o o t ' m r n i h n i o f a r<?*p t kp o s n n v n o n

k o r a c a F . n n C n n a r e a k t o r u " r

o o

0 O o o

0 0 0 o o o

0 ' -Q -0

0 0

O 0 0

0 o 0 0

o 0

o o

0 o 0 O

o 0 0 0 0

o 0 0 0 O

0 j Q - O .

- o* "o-0

o o 0 0

o 0 0 O 0

o o o o o

o o

0 o o 0 0

0 0 0 o o

o 0 O

o o 0

0 0

°0° . .O_.CL o" ~a

0 o o o o o 0 0

0 0 o

o o 0 0

o O 0

O 0 o

0 0 0

o o 0 0

0 O 0 O 0

o 0 O O 0

o 0 O,

0 O o

a o o o

0 o o 0 0

o 0 0 0 0

0 ^o o

0 O O O o o

.a . a _o_ x>_ ~ O _ 0 - D " " D "

0 0 0 01 O O

O O ^ 0

o o 0 O

0 0 O 0 0

0 0 O

o o 0

0 O

o o 0

0 O o o

o o o o o o o o o o

0 o o

o o o

o o o o

o o o o o

o o o

O 0 o

o o 0 0

0 0 0

0 0 0

0 0

0 0 O O

o ° o o o o o o o o o n_£L..O_XL 0 _ ~ 0 - 0 _ c r

O 0 O O^-O O o o*^

o o o o o o 0 O 0 0

o 0 0 o o

0 0 0

o o o

0 0

0 O o

o o 0 O

O O O

0 O O

0 O

O O O

O O o

O O

0 0 o

0 0 0 O

o o o o

o -CLJ3 ^O" O

0 O 0

0 0 o

O 0 O 0

o o o 0 O

0 o o o o

o

o o

o o O 0

o o o o o o o o o o

. Q . - Q . 0 ' 0~

o 0 0 o o

o o o o o

o o o 0 O

o 0

o 0

0 0

o o O 0

o o 0

• a , ° T5"'0 o

o o O 0

o o o "J 0

0 o

o

o

o {

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

0

0

0

0

0

0

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o o

O 0

O 0

o o

o o

0 0 e

O 0

o o o

o

o

o

o

o

o

o

O 0

o o e

o o

o o

o o

o o

o o

o o

o

o

o

o

o

o

6' $

o

o

o

o

o

o

/y

© o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o o

O 0

O 0

o o

o o

O 0 ®

o o

o o o

o o o o

e o o

o o

o o

o o

o o

o o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

0

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

o

0

0

0

0

0

o

o

o J

o

o

o

O o t v o r i za q o r i v n e k a n a l f 1 M j / ' M

$ n o l o ' ^ j k o n t r o l n e S i p k e (1(5)

© p o l o i a j i s i g u r n o s n i h Š i o k i (S? 1 ,S^ .' ,P ' '

O o t v o r i i i • • •nr ivne k a n a l e + ' V ' " 1

.» n o l o ' a i ' • * r r l n n Š i o k e ( K ? 1

8 * n l n * ( . i i - i - n s n l h S i o k l ( S * 1 , S S ? , P M )

SI.8. Konfi"uracija potpornih ploča rešetke osnnvnp-koraka ^.00 cm na reaktoru \r,.

SI.9. l'nnfi'Mir^r i •• .i nn*-."orni'i nln-1* r°?Ptkp osnovno^ t-pr-!-5 1 r. ' "" C" r? r^^tnru """

o o o o o o o o o o o o o o

o o o o o o o o o o o i

o o o o o | o © o 3 o o o o o CD © ©

o o o o o o o o o o o o o o o o o o o o o o o o o o o

CD e CD © e 0 0 0 , 0 0 0 o c o o o 0 0 o o

M — CD - 6

0 0 0 0 0 P_ _Q 0 0 0 J) o o o o o o o o o o o o o o

Q e CD e CD o o o o o o o o o o o o o o O O O O O 0 70 0 g O O O O O 0 0 0 o o o © o o o o o o

9 0 0 o o o o o o o o o

o 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

OOO 0

O otvori za oorivne kanale rf>43/<i1 ® oolcžaj kontrolne šipke (K5) £ ooložaji sigurnosnih ^ipki (Sš 1 ,S52 ,P'!) Q otvori za šipke atitOTatskon regulatora (j otvori za avarilne šioke CD otvori za ručne regulatore (kadmiju-nske šipke)

otvori za vertikalne eksperimentalne kanale .',52/50 (VK-1 ,2,3,7, : , ,?) otvori za vertikalne eksnerinentalne kanale 4102/100 (VK-4.S,!")

Konfiguracija potoornih ploča rešetke osnovnon koraka 13.00 cm na reaktoru Rr.

•f- fC _V

rQ ; i—

1. 2. 3. k. 5. 6. 7.

reaktorski sud noseća konstrukcija platforme rezervoar za teSku vodu pumpa za tesku vodu parafinski sud za neutronski izvor cevi za protok teške vode cev za egalizaciju pritiska

S I . T 3 . Sematski prikaz reaktora sa rezervoarom za tešku vodu

I 3

-J

I

+•

1

+

•

1

1

•K

^

<a

+

1

•

O

1

+

V

o

1

1

•

-ex- HX}

N k. fC

o :*. ^ <b N (t>

3 •D O 2k

3 -* 10 <b

• w

23,

4. KONTROUt SISTEM REAKTORA

Kontrolni slstera reaktora R0 ie tako koncipiran da zadovoljava oslove koji se postavljaj« 1uj^fstrailvačke reaktore /4.8/. Gv1 oslovi zahtevaju da sva očitavanja reaktorsklh parame­tara koji su bitni za sigurnost sistema budu dupllrana 1 $a postoje bar dva nezavisna raerna kanala na kojima se ova očitavanja vr§e. Sera to§a» preporučeno je da osnovna kontrolna instrumentacija bude projektovana na bazi "sigurnosnog otkaza" (fait safe"). Sto je na reaktoru RB takodje reallzovan® (vldetl Odeljak 6). Tshnlčka dokumen­tacija kontrolno-feoroandnog 1 sigurnosnog sistema reaktora RB data je u radovima /IZ/.

4,1, MIRNI KANALI

Kontrolna Instrumentacija pokriva sve opsege snage na kojima reaktor radi (od oko 10 mU do oko 10 kW). stoji osam nezavisnih tnernlh kanala fcojlaa se fcontroHše režim rada. Kao detek­tori fluksa termalnih neutrona služe četiri 8P3 brojača 1 četiri kompenzaclone borne komore koje su razmeStene oko reaktorskog suda (SI.15,16 1 17). Sv1 brojači 1 fcomore vezani su preko pretpojačavaća sa odgovarajućim pojačavačlma i (Hernia Instrumentima koji su sroel-tenl u kontrolnoj sobi. Jedan ovakav komplet čini raernl kanal, Merrti kanali A»B»1 1 2 koji sadrže IF3 brojale su tzv. *start*up" kanali koji služe za kontrolu reaktora u podkHtlčnoiR režimu rada. Reml kanali 3,4,S 1 § (2 su linearna, a 2 logaritamska) služe za merenje snage 1 periode reaktora pri kritični©* odnosno »adkrltlftnlm režimima rada.

4.1.1. "StarVttff" kanali -•iii^tf-imii-iroriiiT'iiiTriitnirft "n'-'-r-if'vtT~~r—r~^-"-i-^~"^~'

Komponente ov1n mernlh kanala sus BF3 brojač, pretpoja-fiavač, visokonaponska jedinica, pojaCavač, jednokanalnl arapUtudskl analizator (dlskrlndnator), stealer« rtjtraetar 1 pisač* Po jedan pisač postoji za dva kanala. Kanali H B su novijef tipa (postavlje­ni su 1977, godine) 1 poseduju još vremensku jedinicu* kontrolnu jedinicu Izlaza 1 registrator podataka TELETYPE /13/, Položaj BF3

24*

ferojafia prikazan j e na S l * l § . Osnovna namena "s tar t -up 1 ' feanala je da kontrol i l$H rad

reaktora u podkHtlĆno® režlsru i da omoguće precizno odredj lvanje k r i t i čnog nivoa moderatora. Qn1 se nego k o r i s t i t i 1 za izvodjenje raznih eksperimenata 1z ob las t i k ine t i ke reaktora, tlogućnost b i ran ja v r l o k ra tk ih vremena raerenja na kanalima A 1 8, đopHneće znatno boljera praćenju ponaSanja reaktora u nestadonarn1n» režlRslosa rada*

4.1,2* Kanali za taerenje snage 1 periode reaktora " ni" • '•iTi - I - ' i f f f r r r f " i * ,"-n""TH""iii"J~f ,ff.J. " fjf^-,- -—f,—n—,—^ -=—— - . . . "« - . .., r [ n i . - ,.jf ...-|.t.. N ••, in(.. |M .V| B | | r |,. -•„„ n , mm mu ,„ „„ , ,

tlernl kanali 3 1 4 služe za ©trenje snage 1 periode reaktora. Oba kanaltusu 1dent1čnJt po sastavnim komponentama. Detek­tore ovih kanala Sine borne koiapenzadone jonizaci one koroore tipa CGP^fMj^, koje su zajedno sa prefi>ojagava21flia postavljene uz reak-torsfel sud ($1.17). Pret^ojaSavaCI su odgovarajućim kablovima veza­ni za pojaSavače 1 perlodsietre koji su ssie§ten1 u kontrolnoj sobi na tzv. ^kontrolno-ko^andnom stolu" (SI.18). Fcsjagavad su loga­ritamski (otuda 1 naziv "logaritamski kanali" za ove m®rn& kanale) 1 na njihovoj prednjoj ploči nalazi se Instrument sa kretnlm kale-0Oin za Sltanj© jadne struje jonlzaclone koraore. Osetljlvost bornih tuHM&a Iznosi I.S^IO"" A/(n/cm $ ) • a Instrumentijprekrlvaju opseg od 10* A do 10* A. struja koju reglstruje jedan od ova dva kanala beležl se na pisaču (registrator I)» a Izbor kanala se vr§1 telefon­skim preklopnlkotn koji se nalazi neposredno Iznad pisala. Registrator 1 takodje prekriva opfieg od 10"'2A do 10* A,

U Istom sklopu sa Io§ar1tam$k1oi pojačavale« nalazi se 1 perlodmetar. Oba kanala 3 1 4 poseduju po jedan perlodraetar čiji se Indikator nalazi na prednjoj ploči lo$ar1tansko§ pojaćavaća (SI.18). 0v1 Instrumenti pokrivaju ops©| periode od - « do + 13 s. Qt>a perlodmetra su preko jednog telefonskog preklopnlka vezani sa odgovarajući« p1sa£em (registrator II) Č1J1 sa opseg raerenja kreće od - » do + 20 s.

Mernl kanali 5 1 6 su tzv. "linearni raernl kanali" i služe za Rierenje snage reaktora. Sisa kanala imaju, ka© detektore, borne koispenzaelone komore 1sto§ tipa 1 Iste osetljlvostl kao 1 logaritamski mernl kanali, Ove kostore su, zajedno sa pretpojačava-člroa srne$tene neposredno uz sud reaktora. Njihov tačan položaj

£ I? •

prlkazan j e na S1.17. redpojaCavači stt odgovarajućim kablovima veiani za Hnearne jedno&saerne pojačavae® koJ1 su postav l jen i na kontrolno-feoiiiandnora stolt* (S1.18). Instrument sa kretnim kaleiaom, feojl se nalazi na prednjoj ploii pojaćavača 1 kojlra se r eg l s t r u j e amplitude Rapona slgnala k o j l dc laz i i i kotnore preko pretpojača-va£a» prekHva opseg od §-50 V. <Jedn1in preklopnlkora ko j l se rtalazl pored saroog Instrument* b i r a j u se gornje granice opsega u sedasn fcoraka: SO raf£ 0.2 V, 0»5 V# 2 V, S V, 20. V 1 SO V. Mapon ko j l r e g i i t r o j e jedan ©d @va dva karsala beleži se na pisaču ( r e g i s t r a ­to r l l l ) j a izbor kanala se vr§1 telefonsklm preklopnlkom k©J1 se na1a2l fteposredne iznad p1sa€a, 3vaj r eg i s t r a t o r takodje prekr lva opseg napona t lgnSla od 0 d© 89 V o sedara koraka fcojl se b l ra j o is t i rc preklopnikoiru tako da sti skale na ind lkatoru jednosmernog poja5avaSa 1 re§1stratora I I ! »dentične ( t j . imaju f s tu o s e t l j i v o s t ) *

9a M s© Ofsogućllo re f t s i r ovan je ve€1h flukseva rteutrona, t j , v i s i h snaga reaktora* preJpojaiavaSi l inearn l f i rueriilh kanala Iraaju agradjena dva u lama vlsokooraska otpora k o j l mogu da se komutlraj« POBJGĆU jednog preklopnika koj t se nalazi na prednjoj ploSI pojaSavača ovlh kanala (poz l c l j e %" 1 M S n ) . Psstoje dve vrs te prefpojaeavaSa sa korablnaeijora otpora ods s <• 19 fi$

S « I©11 U i s • l'O7 Q , S » 101 0 Q / l 4 » 1 5 / . Mogućnoatl pra€enja snage reaktora poffioću l inearr t in tuernth fcanala prlkazane su u Tafeeli 1 . Podaei ta sna§M 1 f lukseve dobi jeni su raerenje*/14/, a pokazivanja Instruraenata su izračunata rsa osnovu poznate o s e t l j l -V0sti &orRlh fcžwS?.e^.

Ovi r e t t t l t a t l pokazuju okvirne granice snage reaktora koja raoife 4a se r e g l s t r u j e HnearnlBi 1 lofaritarosklra raernlm kanallma €1Je SM koBjore postavl jene neposredno uz sud reaktora. Đebijene granlce (oko 1 kW za logarltaraske 1 ofeo S kl«i za Hnearne kanale) raogu da se povećaju upotrebom specl ja lno Iz rad jen lh kadmljurasklm oklopa la feorne jo»l2ač1ont koeiore* Ilerenja sti pokazala da se upotre^ boe ovlh oklopa aapl l tuda slgnala iz pretpojaeavača sraanjuje za oko 11 pata kod Hnearnl t i kanata i z& oko 20 puta kod logar1tarosk1h kanala / I S / . Ma t a j nač ln , sernl kanali mogu nesnietano da prate snagu reaktora do 10 kl l .

26. Tabela 1. Očekivana pokazivanja Indikatora memla kanala u zavisnosti

od tipa priključenih pretpojačavača. Jezgro reaktora je formirano ©đ 82 §or1vna elementa od 2% obogačenof tirana rasporedjenlh u pravilnoj rešetki kvadratnog koraka 8/2" cm. Osetljlvost bornih fee*e4*s 1.5^lo*14A/{n/cro28).

»lJ)'HirirtW'rfii'l*»4i'>*,i*iiai'i»0 • i M * f » m l i l t M i

luks u tntru ezgra n/on s)

fluks na mesttj komore (n/cjrTs)

*m-***m>»**m me*

snaga r«*fc£-tora

struja kotaora

(A) i**** EWMIWWHWB

napon pojačavača (V) u zavisnosti od izabranog otpora aretpojačavača

i r in i i * i i« ' i ( i ' iCMir t i iMi i *1<" iyT" '^^ Ttf<Un'» mrilTrrr Q i l i i l miir-Wil-imtftlmn• m-rril-*|-»W)>Hiam-TMim

s»107S I s*109Q 1Ž»101O& I rr |^5*10nQ

. 93 ' 10 • 93 i o !

.93 IO6

,93 1Q7

,93 10S

,93 10f

13 10* 13 103

13 IO4

13 191

13 106

13 107

19

•93 10 ,w17,13 10 8

10 1

10 102

103

IO4

•2 1*07 10 -11 1,07 10* 1,07 10" r i f 1.07 10*3

1.07 IO" 2

0,107 1.07 1 0 J

1.07 11 -7 1.07 10

1.07 10"6

1.07 10 - 5

1.07 10,7

107

1.07 10.7 107

at«*^«^iifri«MMwi»w. Miiii m*m «i*n»»

Sen registratora n i koji služi za grubo reglsirovanje snage reaktora* postoji 1 registrator IV za precizno reglstrovanje snage« koji se takodje jednim telefonski! preklopnlkoro priključuje na jedan od pojačavala linearnih mernlh kanala* Bjepova osetljlvost je znatno veča od osetljivostl registratora III {Iznosi 2m\f na svakom od 10 mogućih opsega u granicama od 0 do 50 V). Ovaj registrator se koristi 1 za automatsku regulaciju snage reaktora pomoću kontrolne §1pke(*iW*£

4.1.3, tCal1brae1ja snage reaktora

Kako reaktor RB newa stalno jez§ro» več se konfiguracija ferlvnih elemenata u rešetki iienja, praktično od eksperimenta do eksperimenta* kallbraclja Indikatora pojačavača linearnih 1 logaritamsku mernlh kanala na apsolutnu snagu reaktora predstavlja svojevrstan problem* Komore mernlh kanala smeStene su oko reaktorsko§ sudat Sto znači da za svaku pojedinačnu konfiguraciju jezgra reaktora postoji po jedan kal1brac1on1 faktor za Indikatore ovih kanala*

27.

U prethodnom IzveStaju o sigurnosti reaktora RB» naveden je kal1bradon1 odnos koji je odredjen 2® pravilnu kvadratnu rešetku jezgra koraka 16 ev» sa §2 gorlvna elementa od 1% obogaćenog »rana. Kallbradja je Izvedena za linearni roernl kanal 6 koji je pro@1a§en referentnim. Merenjeus apsolutne vrednostl fluksa neutrona u jezgru reaktora odredjeno je da snazi reaktora od 1 M odgovara napon od 2.3 V na indikatoru pojačavala linearnog kanala 6. Tsj kalibradonl odnos je uzet kao konstanta u ranijem koHšćenju reaktor«* '&ez obzira na tip rešetke 1 raspored §©r1vn1h elemenata u njoj.

Iako za većinu eksperimenata koji se Izvode na reaktoru nije uopšte potrebno poznavati sna§u reaktora, 111 ja je potrebno znati samo u^grublm granicama« pogonski uslovl 1 bezbedan rad reaktora u odnosu na ia§re zaštite ljudstva od jonlzujućeg zračenja nalažu da se ona Što bolje odredi. Ovo je od narodtog fnaSaja pri radu reaktora na višim snagama. 2b©§ toga je u 197S. godini Izvršena serija eksperimenata koja je lisala za d l j da utvrdi promene kalibra-elonog odnosa sa promenom konfiguracije jezgra /14/»

Ispitivanja 1zvr§ena sa foHvnlra elementima od 2% obogaćeno«! urana (reaktor ne može da kui@ kritičan sa gorlvnlm elementima od prirodnog urana, a goHvnlh segmenata od BQ% obogaćenog urana nema dovoljno) pokazala su da ža standardna jezgra reaktora* kalibradonl odnos linearnog kanala 6 jsofe da se jsenja od oko IV do 2.5 V za snagu reaktora od 1 4J. Istovremeno, ytvrdjena je 1 raedjusobna zavis­nost pokazivanja linearnih 1 logaritamskih raernlh kanala za tipične slučajeve reietke /14/. Ma sllkaiaa 19 1 20 prikazana je dobijena zavisnost za postojeće pretpoja£ava££ ovih sjernlh kanala - za približno Istu konfiguraciju jezgra reaktora za koju je vršena 1 procena poka­zivanja njihovih Instrumenata koja je data u Tabeli I,

Dob1jen1 kal1brae1o«1 odnosi pokazuju da je pri radu reak­tora na nižim snagama (do SO M) najbolje uzeti srednju vrednost napona referentnog linearnog isiernog kanala 6 (sa pretpoja£eva€em tipa s»1G9a 1 S«10^o) od 1.43 V/W» ukoliko za datu konfiguraciju jezgra nije već ©dredjena tačna vrednost kallbracloneg odnosa /]%/>

*Pod standardnim jezgrom se podrazuraeva takva konfiguracija gorlvnlh elemenata kada su ©n1 rasporedjenl u pravilnoj rešetki kvadratnog koraka* bez centralnog 1 aksljalnlh reflektora.

28*

Rad reaktora na višim snagama planira se skoro Isključivo u sklopa sa konvertorotn neutrona, pa sa u Tabeli 2 data pokazivanja indikatora crjernih kanala doMjeia za vreme rada reaktora pri skoko­vi tla promenada snage od S t4o 4S0 ^

Tabela 2. pokazivanja indikatora taernih kanala* pri radu reaktora u sklopu sa konvertorom neutrona* Jazfjro reaktora formirano od 78 gorivnih elemenata od 2% obogaćenog urana raspore* djenih u pravilnoj rešetki kvadratnog koraka 8/7 cm.

* i umjii i n imo*" * «) • • • * * • i i^ih IM ' >h«M (ittir^i' »r i M11 I IMI r» 111 i t . i 11 w itfi w li w*»lilm i ninimimini—"*,*T*i.7'"i<i''ir"'irM|-,r)hl»irmJ"liri'rrrf rTiriririii

I snaga I napon na indikatorima reaktora 1 linearnih kanala (V) *WJ kanal 6 I kanal 5

struja na Indikatorima logaritamskih kanala (A)

,*&,****•*•*«•<*<*<>**« ta„.i.,^i^.-rl^.JL.„Y--'-"-"-ii^|!i,n;iif|Mii,iuniiiii II i

9

18

36

©0 180 450

9 18 27 36 45

kanal 4 kanal 3 |ui—*—WiWW,in*»a»ra*iiiWM«niil»*MWM'iM •*Hw-t*i4t*timi'r*im*>"«i>*'mmtt>l*Wm*m*

0*069 0.137 0.21

0.7a 1, Se. 3.90

1 .2

2 . 3 3.9 5.0 6 ,3 1.2

6*3

10'

10 10'

10'

10'

10'

10'

10'

>8

•8

•8

•7

-7

•7

9.0 1 1 ,

3 ,

4 ,

5, 1,

10

10

10

10 '

-9

-9

-lii 'TtniitTr'r-'-t r*JTi' , ,i'i-°l' i -'^r " " • ' " - ' " • r'TiM'i.u'"5:" n .iir r n " i 'i n i \ i - - - | " " l " L , T r " i r ' - 'T --—•*- —

2*7 1 8.1 IO

-8

*pretpoja0avaS1 na mernim kanalima su bili: KS (s - 1098» S«101]*l) - na kanalu 6 PCC32E (i * 1Q70, S*1010Q) - ne kanalu 5 PP.flo.ll ^ a n a l u 4 PP l©g-2 (komora obložena kadlijumskim oklopom) - na kanalu 3.

0 ovim raerenj1e?a* snaga reaktora je odrsdjivana na osnovu pokazivanja indikatora referentnog linearnog kanala 8 sve d o ^ W f kada je ovaj kanal<%raorao da bude isključen iz rada (50 V Je mak­simalna amplituda napona koja se mole re§1strovat1 instrumentima ovih kanala), a zati® je odredjivana na osnovu pokazivanja linearnog kanala 5,

29.

0 dozaiaa zraćenja za vr©ran rada reaktora» kao 1 nakon njegovos aiaastaVljanJa, ate jeVpritsaraog značaja ti vezl sa bezfeednoSČu Ijudstva koje radi na reaktort* 111 s© nalazl u njsgovoj okollnl , gov0-H se u Đđeljku j | ' 3 *

4,2* NERENJE RIVOftTESKE V00E

Za nerenje aivoa tešk® vode u reaktorskom sudu postoje dva slsteua. *3eda*s je autontatskl, zasRovan oa pHnetpu edržavanja stalnog kontakta raeme šlpke (tzv* "prateći nlvoiser") sa površlnora teSke vode, a drugl je ručnt, gde se roSnlii poiseranjem Jedne §1pke (tzv. "gornjl n1vomer") aspostavlja kontafct sa povrltnosu vođe 1 očltava njen položaj.

Prateći nlvoraer je 1 ujeđno 1 sttjurnosria šlpka. Hjegovo kretanie se vrŠ1 potaoću elektrofflotora, a slstem relea uslovljava da en ©sclllra o &Hz1n1 povrllne vode u granlcama od oko 0.7 « , 3va §1pka prolazl kroz c@v-vedj1cu» fiiačlnjenflr od alumlnlJunta» a na svosi donjera kraja 1n& platlnsku 1gt« Sirae se oaogućava pra€enje nivoa vode na prlnćipu zatvaranja strujao§ kola preko 1§le, modera­tors* 1 reaktorskoj s&đa, Srzlna poiseranja teške vode 1zoos1 oko 0.5 cta/s* Meharttzmi za pokretartje ove §1pke» zajedno sa samom šlpkoro siaeštenl su na pofclopcu reakiorsfceg suda ($1.15).

Sfstestora selslna potofaj Šlpke se prenosl na kontrolno-icoiuandnl sto 1 oHttava s© na fcH fradulfana Instruments (S1.18). Preclznost očltavanja položaja n1vo©era Izftost 0.2 aia, Indtkaelja dodlra nivoaera sa teSkom vod©® ofleđa se u skretanju posebnog ratkro-anpermetra ("Indlkator za PN*) kojl je smeSten na prednjoj pločl panels $igurnosnog slsttroa aa kontroloo-k^njantnora s t l l u .

Sornjl nlvotser je jedarj od dva po1o2ajna nlvonera. To je fiellCna llpka pHčvrlćena za poklopac reaktorskog suda tako da se rttčno ©ože poneratl nav1§@ 1 nantfe. Slpka je celom svojoro dnflnom gradulrana u mlHmetrlna (dugaCka je oko I s t t r a ) , a snabde-vena je 1 nonljusosu tako da se njen položaj roože oSltavatl sa taCooSćo od 0,1 wm» fia svo« donjera kraju je za§11jena. a u trenutku dodlra sa vodom aktlvlra se poset>rjo strtijR© kolo u Sljeai sklopu se nalazl 1 jedan B5lkro*amperwetar sraelten uz sarou §1pku» kojl skreta-nj#n1gle reglstruje da je kontakt 81pke sa vodom uspostavljen.

30.

4.3. POLOZAJMI WIVOWERI

U reaktorskora sudu su postavljena dva n1vot»era» tj» sonde, čiji se položaj fiksira pre puštanja reaktora u rad, lijihova uloga se sastoji u regulisanju brzine punjenja teške vode 1 njene maksi­malne visine u sudu«

0©nj1 položajni nivotier je šipka načinjena od alurainijuma, dužine oko 2 ra koja je ćelom dužinom graduisana u milimetrima, a vrh joj je zašiljen. Ona je pričvršćena za poklopac reaktorskog suda, kao 1 gornji nivomer, i raože ručno da se pomera naviše 1 nanlie« 0onj1 nlvoraer se postavlja na takvu visinu, pri kojoj b1 reaktor (kada te§k* voda dostigne Istu visinu) bio znatno potkrl-ti£an* 1 isaa ulogu da ©g*0fjt€i brzo punjenje teške vode u reaktorskl sud# Uspostavljanjem kontakta ovog nlvojiera sa teškom vodom isklju­čuje se pumpa eirkulacionog sistema 1 onemogućava dalje punjenje većom brzino«,

Bodir donjeg nivowera sa vodom ©gleda se u skretanju Igle roiHampermetra ("SPUB") saeitenog na kontrolno-koeandnou stolu, neposredno pored preciznog indikatora položaja pratećeg nivomera (SU 18).

Gornji nlvoraer, sem za ručno odredjivanje nivoa teške vode, u sud«, ima ulogu sigurnosne kontrole u pogledu egranlčavanja maksi­malne visine t&ške vode u sudu. Visina na koju treba postaviti ovaj nlvomer odredjena je na osnovu sigurnosnih analiza za reaktor Rl (ode!jak 10.9*1), a njegova uloga se sastoji u tome da u tre­nutku uspostavljanja kontakta sa teškos vodom aktivira sigurnosni sistem, tj. Uazove pad sigurnosnih sipki i Isključivanje pumpe eirkulacionog sistema.

4 . 4 . HERENJE TEMPERATURE I 9ETEKCI<3ft CURENJA TBKE ¥0OE

Reaktor RS radi na ma 1 i TO snagaiaa» ©slobadjajućl pri tome relativni! iaal* količine toplote tako da ne zahteva nikakav poseban sistem za odvodjenje toplote. Zbog toga je 1 merenje temperature na reaktoru veoma jednostavno 1 ograničava se sara© na praćenje temperature teške vode. U tu svrhu koristi se otporni platinskl

*Prorafiunom se odredjuje visina pri kojoj je je efektivni faktor multiplikacije neutrona približno 0.9,

31.

termometar. Platlnski otpornik u vid« lice dužine 130 rsira, prečnlka 0 0.05 !Dis sraešten je u alusBlnl jumsku košuljicu 1 montiran je na x ^ poklopcu raaktorskog suda. Posebnlra kablora spojen je sa odgovaraju* ti® uredjajeta soeStenlm u kontrolnoj sobi koji sadrži Indikator na kose se vrši obitavanje temperature u opsegu od 1S°C do 38°Ci sa tačnošću od §.ž°€ (SI.24a). i latinski otpornik je postavljen na visinu od oko 60 era od dna reaktorskof suda, blizu 1v1c© suda ($1.15).

Reaktorski sistem ja snabdeven 1 uredjajen? za kontrolu curenja teške vode. Ova kontrola se vrši na tri krltiftna nestat

(a) Ispod prirubniee horizontalnog eksperimentalnog kanala na reakfcorskoa sudu;

(b) Ispod vertikalo© eevi za dovod 1 odvod teške vode Iz reaktorskog suda (SI.13);

(c) ispod vertikalne cevl za odvod 1 dovod vode u rezervoar (SI.13),

Kao detektori curenja koriste se 4«<#Mw1 od nerdjajućeg čelika koje su izolovane azbestom 1 nalaze se pod stalnim jednosmer-nim naponom od * 45 V i - 45 V. Suv azbest ima veliku specifičnu otpornost* ali kada se ovlali provodnost mu poraste za oko IO"3 puta. Llektrode su kablovima spojene sa indikatorom smeštenlm u kontrolnoj sobi, na koise je izvedena sijaliena sifnalizadja "ČUPI® i ME CURI" za svako od navedena tri kontrolna roesta (SI.24a).

1 . mehanizan za pokretanje šipki 2. p ra teć i n i vome r 3 . kon t r o l n a š i p k a

h. g o r i v n i e l e i n e n a t

5 . s i g u r n o s n e š i p k e

6 . g o r n j i n i voine r

7 d o n j i n i v o m e r

MK- položaj komora mernih kanala

S 1 ,^5.5er, ia t s k i p r i k a z r e a k t o r a 3d o s n o v n i m k o m p o -

n e n t a r n a k o n t r o l n o g i s i g u r n o s n o g s i s te rna

<S)

£. • H «H C

fc * OJ . E f>

QJ flj

fc^ 0 41

e e

be o c E-l U3 0> € id

i H

rC iK U C 0 0) 6 * 0

sw

a

ou oot

E

It-All

^m~z\

l oga r i t amsk i kanal

tu [ s= A

\ws/sranr]

rs VrEStSTMTOd

perioda li n«arni Mra]

ručna i automatska regulacija "nape reaktora

f ^ :

leSOJWHSMl

0 i 2 i

o-ii l-KI &-W v-uti

s i 7

» 4 to-m 9

a-m tc-tlr 15-40K W-45f » - « C

7? i i r o ^ r n i kanal 6

POD NAPOHĐM Kf&30PS£GA KOM.AUTĐM. P**0 l i nearni Vanal 5

PDĐtJAPĐHOff KRA30PSEGA KOMAUWM. PRAG

9Č£KA7

£? MXE£A 3£ĐNCSM£8M\

0 - - # POlAČAVAt

• ČSKAJ

+0S£TUIWS7\

•=§) '

*W NAPONOM KHAJ0PSE6A KOM.AUTOAt. P**0 a s •—

• <f£*,47

• • «

XMOSMIMI POMlAtlAl

•=©'

i BAtĐAR£Nj£ %BA^-PAA£fJJ£ %BAŽDAHBH/£

8P5£SA(/T0H DPS£S PfAGA CWEGAVTOM. oPViB nušA

loaar-1" ^amsV-i Varal 3 r-^riodmetar

Č&HA7 n T nr^r1 ' tamc;ki kanal U

BL„„ "•[ (ml rezervni logaritamski kanal

ĆFKA3 m

s/cuMNosr ospow&dwr

• * # PERIODA • — • m + VN

ME*f*J7£

& • P£AtPJ>A+ $lSi//ltf0Sr 08POS03U£MJ£

MfK£U7£ 9ISLt*N03T 08M?Se»LJSH'£

nexeNtf pr°c:zm" -indikator r»ol07a-ia

fiTO |Of l « 5

4DKt DOLE

• •

CD (D CD © ® S , 8 » 8 ffl

POLOlAJKoHTXOi.S/PKS p o l o ž a j p r a t e ć e ? i*H

ffflw utuvi PAZI smtr. sat esse ootuti w snđr. BOLE

® e o ® <s> © o © <§> » »«uw mv SPUST. miJipiti mux snu SK/ŠT. ?

px,t/e.iipnr čajnima g

e e a 9PPr PJZAVX Pfil£-

ruKriar trnu PMPt- «vtc

• » • K0» AN D4 AP

^an^l niFurnoFioE cisterna

* J Lj_ 4 J 'j_ 5 J fj_ 5 J __f« r ' J f, » I t.

;"2 • i

f 0 DVM - "

? J 0

?8 • /

in Ifc ' i i

'r »AP A7AHSĆ

vj? t3« A 2^ fe

*APAr*j>M

51.18. Izgled kontrolno-komandnop s t o l a r eak to ra RB

• "(>/!

30 J

Karakteristike linearnih pretpoiačavača .-9 _ . . „ I I

1. K6 2. PIIN/LIG Mo.n05 3. PCC32E

JO H

10 H karakteristike leznra reaktora 13

korak rešetke : *?/2 cm broj rjortvnlh elemenata od 2? ohnnacenon uran« : /» kritična visina Jezgra reaktora : ca 100." cm

linearni mernl kanal 6 (pretpojaJavaC "KS")

30 SI. IO.Zavisnost pokazivanja Instrumenata za merenln napona

na linearnom mernom kanalu [> od Izbora ore tpoj i?avača. Kao referentni napon uzeto je pokazivanje Instrumenta linearnog mernon kanala 6, sa pre tpoj acava^.em "KS".

"(V)

— 3-

- 2 -

"karakteristike jezgra reaktora P.1 korak reSetke : 3/z" cm broj gnrlvp-th elemenata od 2% pbogaćenoo urara k r U I E n a visina Jezgra reaktora

7S ca inn.o cm

1 Inea rnI me rnI kanal (pretpojaEavač "K&")

, | l l : | l l l | l l i ' | l l l l | i l i l | l , i ' | , l l l | l , l i | ; l l i | l ' l l | l l l l | l u(v)t

rr 10 20 3" 1)11

>1. 20.Zavlsnost pokazivanja Instrumenata za merenje struje naf logaritamskim mernlm kanalima 3 M od Izbora pretpoja-čavača. Za referentni napon uzeto Je pokazivanje Instru"-menta llnearnon mernog kanala 6, sa p re tpoj ačavačcm "K6".

32.

5. SI8UBRQSNI SISTEM REAKTORA

Sigurnosni sistem rektora Ri Je tako projektovan da otkaz ma koje komponente, ili del a opreme koji bi mogao da rezul* tuje u stvaranju opasnih situacija^dovodl neminovno do automatskog zaustavljanja reaktora. Ovaj princip "sigurnosnog otkaza", na kome počiva aktiviranje sigurnosnog sistema, bazira prvenstveno na sprezi kontrolne instrumentacije reaktora sa sigurnosnim uredjajima. Zausta* vijanje reaktora postiže se padom sigurnosnih lipki u jezgro reak­tora pod dejstvom sile gravitacije.

§.1« KARAKTERISTIKE SIPKI SISURM0SN08 SISTEMA

Reaktor je snabdeven sa tri sigurnosne Sipke 1 jednom regulacionoit §4pkora. Dve sigurnosne šipke su identične i slute isključivo za zaustavljanje reaktora* dok treća (prateći nlvomer) istovremeno služi 1 za automatsko praćenje nivoa teške vode u reafc-torskom sudu (odeljak 4.2). Betvrta Sipka (tzv* "kontrolna šipka"), koja je znatno slabiji apsorber, služi za automatsku regulaciju snage reaktora* Sve šipke 1 njihovi izvršni mehanizmi montirani su na poklopcu reaktorskog suda (SI.15).

Svaka od sigurnosnih Sipki ima dovoljno "ugradjene" reaktivnosti da može da zaustavi reaktor pod svim propisanim uslo-viraa rada na reaktoru (videti odeljak 19*&.l). S druge strane, ovi uslovi zahtevaju 1 da kontrolna šipka Ima bar za B0% veću reak-tivnost od ukupnog viška reaktivnosti unutar jezgra, pod kojim se podrazumeva reaktivnost koja mole nastati usled uklanjanja eksperi­mentalnih apsorbera, punjenja eksperimentalnog kanala teškom vodom 1 st.

§.1.1* Sigurnosne šipke (SSI 1 S§2)

Postoji dva para sigurnosnih sipki koje se koriste na reaktoru* Jedan par čine tzv* duže šipke, a drugi kraće. Đule šipke su načinjene od aluminijunskih cevi dužine 227 cm 1 prečnika 0 35/31mir,,

Jp *J •

a krade su načinjene od Čeličnih cevl dužine 168 ero ! prečnlka 0 3|/28 mro. U dužini odltfem (kod kraćih, a 100 em kod dužih §1pk1) od donjeg čepa kojim je cev zatvorena* unutrašnji zidovi cevl su obloženi kadraljumskom folijom debljine oko 1 mm.

Hod ovih §1pk1 (rastojanje Izmedju krajnjeg donjeg 1 krajnjeg gornjeg položaja) Iznosi oko 100 cm. Maksimalna visina do koje gornji kraj §1pke može da dospe ©dredjena je gornjim granič­nikom postavljenim na vrhu cevl od čelika kroz koju se Sipka kreće. Ova eev-vodjlca dužine ok© 14S *& pričvršćena je pomoć« pri rubni ce za poklopac reaktorsko«, suda. Ruta &m "pada* na visinu od oko 45 cm od dna suda,, a kraća na visinu od oko 100 cm od dna, te s@ jedan 111 dru§1 par §1pk1 koristi u zavisnosti od kritičnog nivoa teške vode u reaktorskom sudu. Duže Si oke se koriste za kritične visine do oko 140 cm* a kraće za visine if^ad 140 em, kako b1 bile van vode za vreme rada reaktora.

Posebnim električni«! prekidačima re§1struju se granični donji 1 §©rnj1 položaji Sipki, koji su povezani sa s1jal1čn1ra Indi­katorima smeštenlm na kontrolno"komandnom stolu (SI.18).

čelično uže, koji® je vezana Sipka, vodi se preko kotu-rače na doboš 1zvr§neg mehanizma koji je preko fffcsHhMHie spojnice 1 zupčanika spojen sa osovinom pogonskog motora. Jedna opruga obezbedjeje potrebnu silu za razdvajanje spojnice kada se otpusti kotva elektromagneta koji Inače drf1 Šipku u gornjem položaju. Za oslobadjanje šipke dovoljno de da se prekine strujno kolo elektro-ragneta. Opruga tada razdvoji spojnicu i šipka pada pod dejstvom sile gravitacije. Posebna @pru§a postavljena u 1zvr§nom mehanizmu koči pad §1pke na poslednjln 10 cm njenog kretanja. Ha donjem kraju cevl-vodjlee takodje postoji graničnik, koji zajedno sa pr1§«§n1ii prstenovlma obezfeedjuje da §1pka ne propadne u reaktorskl sud u slučaju prekida čellčnof užeta.

Brzina dizanja sigurnosnih Sipki Iznosi ok© 2 ro/n?1n, a da b1 §1pka pala 1z krajnjeg §ornje§ u krajnji donji položaj potrebno je vreme od oko 0.S sekundi, pri nivou teške vode od 180 cm(uk1ju-čujućl 1 vreme odgovora komande za ručno obaranje §1pk1J.

34.

§•1*2, Prateči ni vomer (PEQ -Hi "fn iri'ii.ii:iintn'i:in ni[inrtTi*i~'J",Jr*''f T v if~°,"T ~ ^ '"" ' * *

Treća sigurnosna Sipka * prateći nlvotner Izradjena je od alumlnijuniske cevi dužine 130 era 1 pre^nika 9 32/28 mm, m&m C«* dtf»*3tw je sa unutrašnje strane ei** obložena kadnii juraskom folijom debljine oko 1 »nu la donjera kraj« Šipke zavaran je alurainijumskl Sep na čijem vrhu se nalazi platlnska 1§la koja služi za precizno utvrdjivanje visine na kojoj je došlo do dodira sa teškom vodora (videtl ©deljak 4.2).

Sipka prolazi kroz cev - vodjicu od durala dužine 200 cm i prefinifca 0 40/36 laai koja je sa unutrašnje strane obložena tankim teflonskim izolatorom Ž1s»e je postifnuta električna Izolovanost šipke od reaktorskog suda. Praćenje nivoa teške vode u reaktorskora sudu ostvareno je na principu zatvaranja strujnog kola preko Sipke, telke vode 1 reaktorskog suda. Cev - vodjiea je jednom pri rubni-com pričvršćena za poklopac suda.

Tankom čeličnom trakom šipka je vezana, preko odgovara-* .juče koturače, za dot»o§ izvršnog mehanizma. Doboš je preko elektro-oagnetne spojnice spojen sa redukforosi pogonskog trofaznog motora. 5a njega su izvedeni sefsinski pokazivači položaja šipke u reaktorskom sudu Žiji se indikatori nalaze u kontrolnoj sobi. Takodje, postoji 1 sljaTična indikacija krajnjeg donjeg 1 krajnjeg gonjeg položaja šipke (SI.18), koja je ostvarena električnim prekidačima kao 1 kod sigurnosnih sipki.

Za obaranje Sipke dovoljno je prekinuti strujno kolo elektroiaasjnetne spojnice 1 ilpfea ć*e pasti pod dejstvoro sile gravi­tacije. Ma samom dobošu postavljen je graničnik za amortizaciju udara šipke pri njenom padu u reaktorski sud. Erzi na pomeranja ove Sipke iznosi oko 0.5 cm/s. Ona pada na visinu od oko 10 cm* od dna reaktorskog suda* a hod joj iznosi oko 20© cm.

8.1.3. Kontrolna šipka (KS)

Ova Sipka je izradjena od punog čelika prečnika 0 10 mm 1 dužine 168 era. Izvršni mehanizam kontrolne Sipke Identičan je sa mehanizmom pratećeg nivo«»era# a takodje 1 izvedena indikacija njenog položaja u reaktorskom sudu (SI.18). Brzina pomeranja §1pke

3S.

je 0,5 cro/s; ona pada na visinu od oko 50 cm od dna suda, a hod joj iznosi oko 4§b cm»

Ujeno poraeranje, kao 1 kod pratećeg nivotnera, ©ote da se vrši m i n o ili automatski © ftern« će biti rt£1 u odeljku 6.2.

S.l*4» Proeena reaktivnosti Sipki

y pretnodnoni IzveStaju o sigurnosti /!/ priloženi su rezul­tati dooijeni za reaktivnosti kontrolne i sigurnosnih §1pki za iza­brana standardna j@z§ra sa gorivnia eleroentioa od prirodnog i od 2% obogaćenog urana. Neaktivnost sigurnosnih §1pki 2a jezgra sa gorivni« elementima od prirodnog urana je iziierena /8/» a reaktiv-rtosti pratećeg nivoiaera i kontrolna §1pke, kao i reaktivnosti ^Vih Sipki ta jezgra sa §©r1vnira elementima od obogaćenog urana /25S i BQ%) izraćunate su prtaenon dvogrupne dlfuzi one teorije pri fierau su sigurnosne §1pke tretirana kao "crni" apaorberi K,a kontrolna kao "sivi" apsorSjer. f'ošto su u realnom sTill3lMipki toNk4k od kritične visine reaktora, jer ne padaju do dna reaktorskog suda, iivrSene su odgovarajuće korekeije prlnenon perturbaclone teorije, U prilogu 8 dat je proralun reaktivnostl sipki za jezgra sa gorlvnlo elemen­tima od 80$ obogaćenog urana.

t u osnovu ovih analiza, reaktivnostl avln §1pki na reak­toru M za izabrana jez§ra imaju sledeće vrednostij

(a) jezgro sa forivnira elementima od prirodnog urana korak rešetke; 12 cm broj forivnih elesenata: 208 kritična visina jezgras 177.6 era

SSI - 7§0 pzm* SI2 - 700 peta PU - 2000 pero SSI • $82 - 1400 pera $81 + SI2 • P® - 3400 pcifi K§ - - IfO pera

* pera * \® % &!t/k* gde je fc efektivni faktor multiplikaclje neutrona.

36.

(b) jezgro sa gorlvnin elementlsa od 2% obogaćenog urana korak rešetke: 16 cm broj gorlvnlh elemenata«52 _ kritična visina jezgra; 1Ž§2p.

SSI - 1500 pem %%Z * 1S0O pera PH - 2500 pera Sšl * SI2 - 3200 pen SSI + S§2*FN » 6Q0O)pefi KS - If 0 pero

(c) jezgro sa §orivnira elementima od 80S obogaćenog »rana

korak rešetke feroj gorlvn kr i t ična v1

551 SS 2 PH S l i * SS2 S51+SS2+PN KS

i lh S i !

9 0

e sa

leraenatas Jezgrat

- 2190 - 2100 - 3800 - 4300 - 9900 - 200

13 ci? 37 9^.5 c

pcm pCRi

PC51]

pes pera pesi

5,2, SIGURNOSNI SI6WALI

Pod sigurnosni® algnatloa podrazuinevaju se indikacije odgovarajućih uredjaja 1 instrumenata kojlraa se aslevljava pokre­tanje kontrolne 1 sigurnosne šipke, kao 1 rad pumpe cirkulado-nog sistema teške vode. Sve ove 1ndikae1Je baziraju se na kompa­raciji vresiena, napona 111 struje, 0eo sigurnosnih signala Ima ulogu da zaustavi rad reaktora« e preostali omogućavaju 1 regullšu njegov rad.

Sigurnosni signali potiču uglavnom od kontrolnih mernih kanala, a Sine 1h joi 1 signali mreže jednosroernog 1 naliveničnog napona, signal donjeg nivostera, signal dozlmetrijske instrumentacije^

37.

signal satno? mehanizma za ograničavanje vremena trajanja punjenja reafctorskog sada teško® vodora, signali graničnih položaja sve tri sifurnosne Sipke 1 signal komande za rufino obaranje svih I1pk1 1 zaustavljanje rada pumpe cirkulacionog sisteme. Blok šema sigurnosnog sistema reaktora, u kojoj su nazna£en1 svi sigurnosni sffnaH prikazana je na SU 21. Signali se dovode na odgovara­juća relea koja su medjusobno redno povezana 1 čine tzv. "sigurnosnu sabirnicu"•

Kontrolni roerni kanali daju sledeče sigurnosne signale: (a) snerni kanal 2%-

- da bi reaktor mogao da se digne na snatju» neophodno je da se podigne neutronski izvor ispod reakterskOf suda« Ovaj kanal daje sigurnosni signal kada se dostigne odredjenl broj Impulsa na B?3 brojaču, bez koga je neraogučno p©đ1€1 slfurnosne Sipke. (b) werni kanali 3 i 4^

- svaki od ovih kanali poseduje sifnal sigurnosti na instrumentu za roerenje struje jenizadone komore (kraj skale), kao 1 na Instrumentu za merenje periode reaktora (perioda od • ID sekundi).

Zajednički registrator (I) ovih kanala za eierenje snage reaktora, ina sigurnosni signal "sa kraj skale", dok zajedni­čki registrator (II) za eerenje periode ima sigurnosni signal za periodu od + 20 s (što predstavlja takodje kraj skale ovog Instrumenta).

(c) iBernl kanali § 1 6 - ovi kanali poseduju s1§nal sigurnosti koji je postavljen

na kraju skale njihovih galvanoroetara, ka© 1 signal sigurnosti za postavljeni pra§ snage na njima.

Zajednički registrator za grubo pokazivanje snage ovih kanala (HI), takodje poseduje sifnal si§urnost1 koji je postavljen na kraju skale registratora.

Svi ovi uerni kanali daju 1 sigurnosne signale kada su u radno® reži«*«* dajući time potrebne uslove za rad reaktora. 0a b1 moglo da se vrli punjenje reaktorskog suda teškom vodom neophodno je da postoji rareSa jednosmernof 1 naizmjeničnog napona kako bi svi potrebni uredjajl 1 Instrumentacija mofli da budu

38. stavljeni u rad. Punjenje suda vodom^ većom brzinom, eogućno je sara© pod uslovo® da su s1§urn©sne Sipke SSI 1 SS2 u donjem poloiaju, a da je prateći nlvoraer uključen n© automatski rad. Ovakav način punjenja mofuć je same do nivoa na kome je postavljen donji nlvosaer koji daj© sigurnosni signal za zaustavijanje rada pumpe S1s ostvari kontakt sa teškom vodom. Punjenje manjom brzinom je mogućno kada su obe sigurnosne llpk© u gornjem položaju 1 ono se automatski prekida satniro mehanizmom kojim se ograničava vrerae trajanja punjenja na 5 do 60 sekundi.

5,3. OELOVANJE SISURN9SNSS SISTEMA

ielovanj© sigurnosnog sistema je uvek takvo da dovodi dos

(!) obaranja sve tri sigurnosne šipke» (2) obaranju kontrolne §1pke 1 (3) zaustavijanjtfLrada pumpe drkuladonog slstesia.

Sigurnosni si ste« funkdonlle na principu "jedan od dva", it© znači da će svaki sigurnosni signal k@j1 prevazldje referentnu vrednost da dovede 4© zaustavljanja rada reaktora. 0v1 signali čine tzv. lanac slfurnostl ($1.22). Taj lanac se sastoji od 12 kanala koji su povezani sa opt1čk1» Indikatorima na panelu sigur­nosnog sistema (Sl.la). To su sledeći kanali*;

kanal br. 1 - nestanak faze 1 nalzroenUnog trofaznog napona, kanal br. 2 •> nestanak faze 2 - " - » kanal br, 3 - nestanak faze 3 " - , kanal fer. 4 - nestanak jednosroernof napona od 24 V, kanal fer. a - gornji nlvosrser 1 radni rellns dozliaetrljske

Instrumentacije, kanal br. 6 - merni kanal 5: kraj skale na galvanometru

linearnog pojaS1va€a, postavljeni prag za snagu reaktora na tom pojagavaSu 1 radni režira pđjadavača,

* U lanac sigurnosti je>takodje« uključeno 1 posebno crveno dugme za ru0no aktiviranje sigurnosno«, sistema koje se nalazi na prednjoj ploE1 panela koeandnog stol® (SI.18).

33.

kanal or, 7 - raernl k®Ra1 4: kraj skale Instrumenta ta roerenje struje jonlzaeione komore 1 radni režim pojaCavaSa tog kanalaj

kanal br. 8 - Hierni kanal 4: perioda manja od + 10s na Instrumentu 2a raerenje periode (period­ica ta r) ,

kanal br. fe - tierni kanali 3 1 4s kraj opsega regi­stratora II za raerenje periode ovih kanala (za periodu manju od i" 20 s) 1 kraj opsega registratora I za raerenje struje jonlza­eione konore,

kanal br. 10 - aernl kanal 3: r.raj skale Instrumenta za raerenje struje jonizaclone komore 1 radni režira pojačavača tog kanala«

kanal br. 11 -n?ern1 kanal 3: perioda manja od + 10s na Instrumentu za parenje periode (perlođ-inetar),

kanal br. IZ -nernl kanal 6s kraj skale na fjalvanometru linearnog poja£4vaša, postavljeni prag 2a snagu reaktora na tom pojač4.va5u» kraj opsega registratora III za griilo pokazi­vanje sna§e reaktora (na ovaj registrator taože da bude priključen 1 serm' kanal 5) 1 radni režim pojačdvača kanala 6.

Da bi reaktor roogao da radi, neophodno je da se lanac sigurnosti "zatvori"» Sto znači da ni jedan od kanala lanca sigurnosti nije blokiran - 4>11Q zij©§ neispravnosti instrumenta 111 uredjaja koji au pripadaju« bilo zbog prekoračenja referentnih vrednosti odgovarajućih sigurnosnih signala* neispravnost ma kog kanala (i) inicira se paljenjem odgovarajuće slgnalne sijalice Ij na panelu sigurnosnog sisteisa (SI.18). Tek po otklanjanju uzroka koji je doveo do otvaranja lanca sigurnosti, eože se pritis­kom na odgovarajući taster T^ izvršiti đefelokiranje tog kanala,

filme se zatvara lanac sigurnosti.

40.

Prekid lanca sigurnosti u toku rada, automatski dovodi do zaustavljanja rada reaktora, tj. do ©baranja svih §1pk1 1 prestanka rada pumpe clrkoladonog sistema* Ako %z bilo kojih razloga sigurnosni sistem ne stupi u dejstvo, i zapazi se nenor­malno stanje pri rada reaktora, ®r1tiskom na crveno dugme "0BARAMJE SIPKI" fS1.18) aktivira se sigurnosni slstera 1 zaustav­lja rad reaktora.

Vreroe pada pojedinih §1pk1 1z krajnjef gornje© u krajnji donji položaj iznosi (pri visini teške vode od 186 em)s

- 2a sigurnosne 51pke SSI i S§2: 0.7 s - za prateći nivoroeri 1.5 5 - za kontrolnu šipku: 1 s

Vrerae odgonuia pojačavača linearnih raernlh kanala za odredjenl nivo signala kreče se od 0.02 do 0.4 sekunde, a vreme odyevgra celokupnog sistema logaritamskih mernih kanala Iznosi od 0.6 do 1 sekunde. Vreiie od^Q¥8i*a registratora mernlh kanala krefie se od 0.1 do 3 sekunde u zavisnosti od nivoa signala, i

vreiae odgovara periodmetra §e kreče od 1 do 3 sekunde.

ffUČ/VO OSAXAA/VJ S/P*/

/2. MEfiMf(AA/AiS: K,Q. INSTRU­MENT A ZA STHLKJU /COMOX6J %%L?. yAJIPfACAl/ACUJ /CO. PST-Gisr*AroR4 M H A4ERM KAA/AL 3 : PEtlOPA »A

/NsrKUMe*/ru r <iosec,VN

10. MeRHIKANAt. ti Af.O- IHtritU-MEA/TA ZAM£K£AIS£ STPJCOMOKC

9. MEKM XA MALI J• i4- KO' XS-eisrwro/tA JZ ZA Mencwe P68/ODC KAAJACA 3<4 (\T\<20 see), K. a xeG/smro-RA J ZA MexeA/v£ sr«./to^e>jee KAA/ALA 3 i>4. 8, MSXM KAHAL 41 P6P/ODA IHJTKUMEUTA T<10Ses, KV

7. MEKM XAMAL4: H.O- INSTRU-MENTA ZA MBX5S/OE STP.K0MOPE

6. MEKNIMMAL S' K.O. INST8U-MENTA ZA STKUOU KOMOKE', PRA6 NA P03AČAVAČU

S. NlVOMEš ZA MAX NIVO DgO , OOZIMETMV3KA INSTHUfAEhlTAClOA

4. 24 V =

3.

2.

t

FAZA

PAZA

FAZA

PH3

PUS

PH<

41.

i. KOMANDNI SISTEM REAKTORA

Upravljanje reaktor®!?* RB omogućen© je sisteroosj komandi koje st sastoje ©ds

(1) keesandi za cirkulaciju te§ke vode, (2) komandi za pokretanja kontrolne 1 sigurnosnih sipki, i (3) kotaandi za psteusisatsku pušku. Rukovanje ovim sistenima sa potrebnih Instrukcijama dato

je u radovima /3/ 1 /12/. Sv© koraande upravljanja reaktorom vr§e se sa kontrolno-koaiandnog stola koji je sraešten u kontrolnoj sobi. U njenu su ugradjeni svi kontrolni raerni Instrumenti 1 registrators kao i sva dugmad za komande.

6.1. OPRAVLJANJE CIRKULACXONIM SISTEMOM TEŠKE VODE

Opis cirkulacionof sistema dat je u odeljku 3.4, a njegova blok leraa prikazana je na Slici 14. Komande punjenja 1 pražnjenja reaktorskog suda teškom vodora ostvaruju se preko 2 pneumatska ven­tila V^ 1 V2. Regulisanje položaja ovih ventila pomolu kompriraovanog vazđutia saogudno je koroandovanjera elektromagnetnin ventilima sa kontrolno-konandnog stola. Pritiskom na odgovarajuću dugmad koja su postavljena u desnom donjem uglu stola (SI.18), r e p l U e se polo-kcj pneumatskih ventila 1 rad purape (videti koisentar uz SI.14). Iznad svakog dufmeta postavljena je 1 signalna sijalica koja Inici­ra zadatu koraandu. Ostvaren© su sledeće koraande: Punjenje većom brzi­nom (PUB), punjenje manjos? brzinom (PUS), pražnjenje većom brzinom (PRB), prattfjenje IM nj on brzinora (PRS) 1 zaustavljanje rada pumpe (STOP).

(a) punjenje ve€©i? brzinom - da bi ova kouanda mogla da se izvrši potrebno je da budu Ispunjeni sledeći uslovl:

(1) lanac sigurnosti uora da bude zatvoren, (2) prateći nivoraer siora da bude uključen na automatski rad, (3) slfurnosne šipke SSI 1 S§2 moraju da se nalaze u donjem

graničnom položaju* (4) nivo vode u reaktorskou! sudu roora biti niži ©d visine

na kojoj je postavljen donji n1vorsier»

42.

Zaustavljanje punjenja vr§1 se pritiskom na dugme "STOP"* (b) punjenje manjom brzinom - da bi ova komanda mogla da se izvrli

potrebno je da budu ispunjeni sledeči uslovi? (1) lanac sigurnosnog sistesna siora da bude zatvoren, (2) prateći nivomer isora da bud© uključen na automatski

rad« (3) sigurnosne šipke SSI i S§2 moraju da se nalaze u

gornjem graničnom položaju, (4) niv® vode u reaktorskom sudu ®ora biti niži od visine

na kojoj je postavljen gornji nivc«ser.

Punjenje manjom brzinom omogućeno je promenom sraera obrtanja motora pumpe, a vrsne trajanja punjenja unapred s© regu-llše satnim mehanizmom u Intervalu od S - SO s. »zakon isteka tog vremena* rad pumpe se automatski prekida. (s) pražnjenje većom brzinom - ia ovu komandu ne postoje nikakvi

uslovl. Dovoljno da se pritisne dugme "Pais" i ieška voda Će da se sliva u rezervoar pod dejstvoiu sile gravitacije. ZaustaV' ljanje pražnjenja vrii se pritiskom na đugase °$T3PW.

(d) pražnjenje raanjora brzinom - za ovu komandu takodje ne postoj® nikakvi posebni uslovl. Pritiskom na dugue "PfiS" vrli se pražnjenje suda sve dotle dok je ono pritisnuto. Pražnjenje se odvija preko cevovod© ti kose ja pumpa (SI.14), Pritiskom na dugme "STOP"1 tivek je mogućno prekinuti bilo punjenje, bilo pražnjenje.

6.2. OPRAVLJAM! KONTROLNOM I SI6URH0SWIM SIPKAMA

6.2.1. Upravljanje slournosnlra §1pkaraa Sšl i S§2 iii liiii. ni .ii ITIHIHIIH«!mki ilfHiii IIIIIT ii I I I I '—l i ' ' ~Ttiiliii'""i it r- •n—ili W i l l iii'HiiiH'niimi'i.. i n — r v n • ij-~nimiiinrti)l|--~irir. I T " 1»nr '—ITITH r w « ." i* '•"**•"""

Ua kontrolno-komandnoin stolu, neposredno uz koraande za cirkulaciju teške vode, nalaze se komande za dizanje ovih sipki 1 svetlosni indikatori njihovih položaja. Tr1 slgnalne sijalice pokazuju da 11 je iipka u krajnjem donjem 111 krajnjem gornjem položaju, odnosno da 11 se diže. Dizanje sipki vrši se pritiskom na odgovarajuće dugme 1 traje sve dotle dok je to dugme pritisnuto, odnosno dok šipka ne dospe u gornji granični položaj.

43,

Da fe1 ma koja ©d sigurnosnih §1pk1 mogla da se digne neophodno je da lanac sigurnosti bude zatvoren 1 da neutromski Izvor feude podignut ispod reaktorskog suda. fiedosled dizanja^ Sipki je utvrdjens najpre SSI, a petora SŠ2 (tek kada sigurnosna lipka Sšl dospe u gornji granični položaj).

Ako se fz bilo kojih razloga otvori lanac sigurnosti, relea elektromagneta koji drže §1pka u gornje® položaju ©staju bez napona 1 obe sigurnosne Šipke padaju pod dejstvora sile gravi­tacije.

6.2.2, Upravljanje pratećim nivomerom

Pored komandi za dizanje sigurnosnih §ipki SSI 1 SI2 smeštene su 1 komande za pokretanje pratećeg nlvomera. Posebnim preklopniko® Sl ručno-automatski" bira se način njegovog kretanja. Postoje tri dugsanta za ručno pokretanje nivoineras 9IZANJE, SPUŠTANJE 1 STOJ« a pet signalnih sijalica Indiciraju njegov granični položaj 111 kretanje-, OSLE, GORE,. DIZANJE, SPtJSTAflJE 1 PAZI. Tri Instrumenta sa graduisanlm skalama pokazuju položaj nivosnera u (SI.18).

Da b1 prateći nlvoeer mogao da prihvati komandu koja ETJU je zadata potrebno je da lanac sigurnosti bude zatvoren. Za ručno pokretanje nivoraera preklopnik "ručno-automatsk1B snora da bude u položaju "ruCno? Pritiskom na dugme DIZANJE 111 SPUŠTANJE gasi se slgnalna sijalica DOLE 111 SORE (ako je ni vomer bio u graničnom položaju) i pali se slgnalna sijalica PAZI, zajedno sa odgovara* julom signalnora sijalicom DIZANJE 111 SPUŠTANJE. Otpuštanjem dugmeta zaustavlja se i kretanja nlvomera pri četau ostaje upalje­na sam© slgnalna sijalica PAZI.

Automatsko pokretanje pratećeg nlvomera, Stoje se postiže prebacivanjem preklopiti ka "ručno-automatski" u položaj "automatski", sluti za praćenje nivoa telke vode u reaktorskofa sudu. Ako prate€1 nivoraer nema kontakta sa taškora vodom (ito znači da se nalazi iznad nivoa vode) automatski se uključuje rele za spuštanje. Kada ni vomer dodirne površinu teške vode isključi se rele za spuštanje 1 istovre­meno se uključi rele za dizanje, iziafenjem nivocjera 1z telke vode

44.

ponovo se uključuje rele ta spuštanje (a Isključuje rein za dizanje). fca ovaj način, prateći nivomer stalno ostaje neposredno Iznad nivoa teške vode (oscilira u §ran1eatsa od oko 0,7 00).

Svaki dodir pratećeg nlvoroera sa teikop vodoe re^lstruje se skretanjem Igle na posebnom raikroa«Bper«i?etru - indikatoru za pratečl nivoraer koji je smelten na prednjoj ploSi panela sigur­nosnog sistema (SI.18).

6.2.3. Upravljanje kontrolnom sipko« na l l f ' H i n f i ' - i - n t r T - r i i"n""'—r ' • i i '— •••-"r-'-'--1 --• M'r""ni'A'i|ir-li i i iBii Umni, -ifii.tiii « -Tf Hinili

Konande za pokretanje kontrolne Sipke identične su sa komandama 2a pokretanje pratećeg nivoseraj, a takodj© i sijalična indikacija 1 instrumenti 2a o&itavanje položaja ove šipke (SI.18). Da bi kontrolna šipka raogla da se pokrene, bilo ručno bilo automat­ski, >otrebno je da lanac sifurnosti bude zatvoren» da ob@ sigur­nosne šipke budu u gornjem graničnom položaju i da pu$pa za tešku vody bude isključena, duino pokretanje nivoaera vrli se, kao 1 kod prate€eg nivoro@raa sara© za vrerae dok se dugiae SPUSTA1WE ili DIZANJE drži pritisnuto.

Automatsko kretanje kontrolne šipke vrši se u cilju održa* vanja stabilne snage reaktora © čemu se govori u sledećem odeljku.

§.3, REGULACIJA SNAGE REAKTORA

Dizanje reaktora na snagu vrši se punj@nje*reaktorskog suda teškom vodom, a upravljanje 1 stabilizacija snage reaktora može se vršiti ruSnoi? komandom 111 automatski.

Ručna komanda se sastoji u punjenju i pražnjenju reaktorskog suda teško® vod os u kratkih vreisenskin intervalima, i automatsko održavanje stabilnog stanja reaktora vršiVkontrolnoss šipkom. !)a bi snaga reaktora mogla da s© raguiiša poeioću kontrolne Sipke, potrebno je da se prekidač za reži© rada ove šipke prebaci u položaj AUTOMATSKI. Auto©atsk1si kretanjem ove šipke održava se stabilnost snage reaktora u odredjenom opseau koristeći se registra-torom IV* za precizno raguliganjhe snage (Si. 13). Xomande za automat­sko dizanje 1 spuštanje kontrolne §1pke Izvedene su na ovora pisaču Čiji je ceo opseg skale uvek 2 sV feez obzira na veličinu snage

45.

k©jts feeleii registrator III, čine je omogućeno pradzno praćenje prosene snage reaktori.

U radu /12/ detaljno je opisan način automatskog održa­va njaVrlaktora. Na slid 23 data je principijelna Sema automatskog. održavanja snag© fcojjf s© sastoji u tom© da se sa direktnog Izlaza pojaiavača linearnog mernof kanala (5 111 6). a preko razdelnlka napona, dovodi marni napon y ©pozlclj« sa referentnim naponora Off na registrator IV« Referentni napon od 1.5 V dobija se Iz poseb-ne baterije. Ha registratoru IV registruje se difaronalja napona U-ila°ft© služi kao signal 2a automatsko porasranje §1pke. 2a stabi­lizacija sna§€ postavlja se graničnik registratora II na odredjenl nivo napona (snage) 1 kada snaga reaktora porast© ili opadne za v1Se od 0.1% u odnosu na zadatu vrednost kontrolna Šipka dobija kesandu za uronjavanje, odnosno izronjavanje iz reaktorsko§ jezgra.

6.4. UPRAVLJANJE PHEBMATSKOM PUŠKOM

Pored instrumenta 2a precizno očitavanje položaj® pra-tećeg nivossra, postavljena su na kontrolno-komandno® stolu dugmad 2a kosandovanje pneumatskom pu§kora» 'tao 1 svetlosnl Indikatori »SajwHi položaja neutronsko^ izvora (SI. 18). Oois pneumatske puške i njenog funkdenisanja dat je u odeljku 3.5.

Podizanje neutronskog Izvora pod dno reaktorskog suda postile se pritiskom na du§rae aSl)REw f £t©j@ se raora držati pritisnuto sve dotle dok Izvor ne prihvati elektromagnetni hvataš pri Cerau se pali si§nalna sijalica (crvena) iznad ovog kooandnog dugmeta. Izvor se spifSta natrag u olovno-parafinski blok pritlskora na dugme ©OLE, pri Serau se pali signalna sijalica (zelena) iznad ovog dupieta.

Prisustvo izvora ispod dna reaktorskog suda registruje se "start-up" kanalima, kao i dozistetri jskiu kanalom za detekciju gama zračenja u hali reaktora.

> IT) x-

uoc/ou

A I

i

C 0

8 c at a_

s d c

_ o

9

•'I -J

<§ o

o "•£ 0

0 JO

• I

3

CD

o

10

46.

7. ĐOZIHCTRIJSKI SISTEM I SIG&IAUZACIJA

Đozleetrljskl sistem reaktora RB slali za merenje 1 recjlstrovanje doza neutrenskof 1 gama zračenja u zgradi reaktora i njenoj bližoj okolini. Osnovna naraena ov©§ sistema sastojlVu radiološkoj laStltl operativnog 1 eksperimentalnog osoblja u pogon­skim prostorijama zgrade, a takodje 1 ostalog osoblja unutar 1 van zgrade reaktora. Detektori zračenja su Instalirani na ključnim mestlma u zgradi, a pokretni yredjajl on-onučavaju (controlisanje nivoa doza zračenja na raznim nostima u zgradi 1 njenoj okolini. Tehnička dokumentacija doz1nietr1 jskog sisterca 1 signalizacije data je u rad« /12/.

7.1. ISJSTALACIGNA IHSTRUHISiTAeUA

0a bi sistem za detekciju zračenja bio pouzdan 1 efikasan, nil nezavisnih detektora u sklopu tzv. "deilmetrljsklh kanala" postavljen je na razni® nostlaa u fgradi reaktora.Postoji devet ovakvih kanala; sedam za registrovanje §ama zraka 1 dva za regl-strovanje brzih neutrona. Raspored detektora tih kanala prikazan je na slid 24. Njihovi Indikatori su sme§ten1 na doz1metr1jskoro stolu (Sl*24a) koji se nalazi u kontrolnoj sobi reaktora, »epesred« no uz kontrolno-komandni sto.

7,1.1. Kanali za detekciju gama zračenja

Tr1 kanala §aaia doz1»etr1je (Y<|»YgtT3) sastoje se od Identičnih elenonatat jonlzacione komore efektivne zaprežne 3.4 Utra (tip BK*32 francuske proizvodnje "CEA"), jednosroernof pre^T-pojačavača (tip PPJ-1 "RR-81S"), jodnosnorno« pojačavača (tip JP-1, "RR-BU"), fcomparotora (tip K-l» "RR-N15") 1 jednosraernog pojača­vača zajedno sa Beatokaaalnln pisače« (franeuskoo. proizvodjača •MECI"),

47.

Komore oviftn kalala* zajedno sa pretpojačavačima« sneS-vene su: na zidu u severnom hodfniku zgrade reaktora naspram reaktorskon suda (t|)» *» kontrolnoj sebi na zidu prema hali (Y2) * u uglu bazena raaktorsfcog suda (YI)« Pretpojačavači su priključen* neposredno uz kcmore, a odgovarajućim kablovima su spojeni sa psadlpojačavačima 4F-1 i ISECI, k®ji su sraešteni na dozimetrijskom stolu. Ma prednjoj ploči pojačavala 4P-1 nalaz! se Instrument sa +kretni!B kalemoBt na kome se očitava amplituda napona signala koji dolazi 1z komore preko pretpojačavača. In­strument prekriva opseg od 0-40 V, a Jednim preklopnikom koji se nalazi neposredno pored Instrumenta, ftojim se skokovi to biraju gornje granice opsega, amplituda siqnala može da se smanji 100 puta d n e se ukupni opseg registrovanja povećava za Isti faktor (SI•24a).

Pokazivanja instrumenata su kal i brisana na vrednosti do» „ . e - j . 1 „ , , „ , k « « / k . D.kLHs.n« M . t W v . . t to*.,, iznosi 4flO"'°A/(R/b), ito^otpor pretpojačavača od 1G11® daje 25 mR/h pri amplitudi signala od 1 f.Gvaj kalibraeloni odnos je preveren i potvrdjen merenjtma « 197i. §odi«i/14/. Kako jedno-sraerni pojačavali JP-1 praktično prekrivaju opseg amplitude signala od 0-4000 Yt dozimetrljskifi kanalima Yj »Y??iY3 IBOP* da se regi­stru ju doze gama zračenja od 0 do 10© ft/h.

Paralelno sa signalom koji se iz pretpojačavača PP*J-1 ovih dozimetrijskih kanala vodi u f«>tif pojačavate 4P-1* vodi se isti signal 1 u pojačavač MECI na koji je priključen pisač (registrator P-l)» koji su takodje smešteni na dozimetrijskora stolu. Ovita pisačem koji prekriva opseg od 0-2 V i za koji važi 1st1 kalibraeloni odnos od 29 nR/h po voltu m©§u se registrovati doze zračenja od 0 do 50 ©R/n. Pokazivanja svakog od ova tri doziraetrijska^ala belete se na dva kanalfliaapfsaga (SI.24a).

Druga §r«pa kanala gama dozimetrije l^'Yg.YgtY;) takodje se sastoji od identičnih elemenata koje sačinjavaju: scintilacionl brojač (tfp CTC*69 ruske proizvodnje) u sklopu sa pretpojačavačero 1 jednosmjerni pojačavač sa šesnaestokanalnira pisačep (tip "RECI"). Sctatllacloftl brojači strna siedećim mestiia? ^stavljeni u odeljenju radionice (prostorija broj 31) na zapadnom zidu (YA)» « bolu Zfrade reaktora (prostorija br« 42) iznad

48.

ulaznih vrata ( Y S ) » aa sredini Istočnog hodnika zgrade (y§) 1 u sobi fer* 16 na zidu Iznad ulaznih vrata (y~) » P©1©2aj ovih brojača Je prikazan na SI.24* Pretpojačavači koji su nepo­sredno vezani uz brojače spojeni su odgovarajućim kablovima sa oojačavafen; 1 pisačem (registrator r-2) koji se nalaze na dozin.etrijskorr, stolu. 84 16 kanala ovog registratora, za ©vu grupu d©z1itetr1jsfc1b kanala iskorišćen«. su četiri (SI.24a).

Registrator 9-1 prekriva opseg amplitude sinnala od 0 do 2Vt a kal i braci oni odnos za doza zračenja je 1st1 kao 1 kod registratora P-l.

7.1.2* Kanal1«fc za detekciju brzih neutrona

Za raerenje doza brzih neutrona koriste se dva kanala. Oba se sastoje od Identičnih komponenti (francuskog proizvodnjama "AHEtt5:f scintilaeionog brojača (ĐE/S 1297), pretpojačavača (PA/I 1305), pojačavača (AD/T 1414), i disfcriroinatora sa rejt-isetroia (OI/N 141S). Selntllaclonf detektor je postavljen a cilin­drični sud od parafina obložen kađmijuts^T tako i# detektiisjo fsklju-vo brze neutrone preko uzmačnin protona nastali® elastični«! suda­rom neutrona sa atontlraa vodonfka u parafinu. Brojač jednog kanala (n-1) je sraoSten u hali reaktora* a drugog (n-2) u kontrolnoj sobi na zidu pre»a hali (SI,24). Brojači su, zajedno sa pretpoja-favačliia, ©dfovarajttćis kablovima spojeni sa uredjajitaa za broja­nje koji su siseStenl na d©z1»etr1jsk©m stolu.

Na prednjoj ploči pojačavača ovih kanala nalazi se instrumentu*? kretnln fcalenoo na kowe so očitava registrovani srednji broj lapulsa brojača u opsofu od §.! do IO*. Proizvodjač je deklarisa© kalibradoni odnos tako da reqIstrovanom broju od 10 irap/s (eh/s) odgovara doza zračenja od 7.5 tat/h koja potiče od brzih neutrona na most« §de Je sraeSten scintllacionl detektor.

7.2. PRENOSR! UREOJJU!

Sem instalisanih doziaetrijskih kanala, na reaktoru postojt i dva prenosna uredjaja: beta-gaaa monitor 1 gaisa pištolj dozltaetar. Monitor je doraače proizvodnje (tip M2-1), a kao sondu

49.

1»a &H brojali 0n slali za merenje feeta 1 nana aktivnosti 1 na reaktoru &0 se prvenstveno koristi za Ispitivanje materijala ore »nošenja u reaktor 1 nakon vadjenja 12 njega« Sam toga, koristi se i za Ispitivanja aktivnost! raku 1 obuće ljudi koji su boravili u zoni potencijalnof za§adjenja u hali reaktora /2/» ?cao 1 za monitori sanje nivoa zračenja » pogonskim prostorijama.

Sama pištolj dosinetar tipa Pft-2, tafcodje Je donaĆe proizvodnje i koristi se za merenje doza gama zračenja u hali reaktora, poseo-no za vreme manlpuHsanja sa gorivnlm elementima i prilikom uklanjanja eksperimentalne opreme* Ovaj dozimetar služi 1 za merenje doza zračenja u zgradi reaktora ftB 1 njenoj feližoj okolini za vrerae rada i nakon zaustavljanja reaktora (videti Odeljak 9 ^ ) .

Povremen© se na reaktor« koriste 1 registrator radioaktiv­nih aerozola 1 monitor neatrenskog zračenja. Ovi aredjaji pripadaju laboratoriji za zaštitu ©d zračenja koja inače vrši službu zaštite od jonizujućeg zračenja na reaktor« RB /2/. llredjaj za reglstrovanje radioaktivnih aerozola sluli za detekciju alfa 1 beta aktivnih aerozola u hali reaktora i drugim pogonskim prostorijama. Monitor neutronskof zračenja slttži za nerenje doza neutronskog zračenja u z§radi reaktora 1 njenoj olifej okolini za vreme rada reaktora (Odeljak 3g«3*l),

0 cilju odredjivanja individualno primljenih doza od spoljnih izvora zračenja, pogonsko osoblje 1 lica koja izvode eksperimente snabdeveni su ličnim dezimetrijskim sredstvima* Ta sredstva sačinjavaj«! film đozimetar (u zadnje vreme zamenjen je termo!umi niscentnia dozlmetrom /16/J 1 penkalo dozimetri sa direktnim oči tavan jem(za detekciju neutronskog 1 fama zračenja}.

7.3. OOZIMETRiaSKA SISN&UIACIJA

Reaktor je ©prenijeti $ odgovarajućim svetlosnoe 1 zvučnom signal izaćijosu Signal«© sijalice i specijalna zujalica upozoravaju da 11 su doze gama 1 neutronskog zračenja na odredjenln mestiiaa uee>zgradi ispod 111 iznad dozvoljenin granica. Svetlosnom signali­zacijom se upozorava 1 da je reaktor u radnom režimu, a alarmnim

50.

sirenama se oglašava da je na reaktoru došlo 4& udesa 1 da je potrebne izvršiti evakuaciju z§rad®.

7.3.1, Signalizacija kanala fama đozlreetrije

<3ednos«©rn1 p@JaSava£» JP-1 dozlirntrijsklh kanala YjtYgtYj povezani s« sa ktaparatorlina f£~1. la koatparatorlna se nalazi grupa od Četiri raznobojne sijalice koje se pale a zavisnosti od intenzi­teta garua zračenja na šestima §d@ stt postavljene komore (SI*24a). fra§ov1 doza zračenja % pri koji«i |e fale edredjeae sijalice, a koji se ©dredjuju potenclotsetrlna srasitenlta 1sp©d ovih sijalica, imaju sledeće vrednostl /l»14/:

da 2.§ PR/SIJ §ori zelena sijalica (ostale su ugašene) 2.5*25 tat/h: §or1 Sata sijalica ( - n - ) 25*75 mR/h i §ori crvena sijalica( - » - ) Iznad 7S s»H/fi: gore crvena 1 plava sijalica (ostale su ugašene).

Ka pradnjoj ploči tzv. "doUnetHjskog signalizacionog polja" na doziinetrijskoii stolu, nalaze se u prva dva reda parovi zelenih 1 crvenih si§naln1!i sijalica koje su povezane sa komparatorlma kanala Yj»T"2* * Y3 (SI.24a). Zelene sijalice sa upaljene Istovremeno sa zelenim s1§nal»1ro sijalicama ovih koisparatora, označavajući tirue da doze §ai»a zračenja na šestima §da su postavljene jenlzaeione komore tih kanala ne prelaze vrednost od 2,5 »R/h. Ukoliko £e na nekoro od ova tri »esta doza fama zratSenja pove€a Iznad te vrednostl, pali se crvena sijalica odgovarajućeg kanala na đozimetrijskota signa­li zadonoB polju.

lesto u sttverniHe hodjnik« zgrade na kose je. postavljena jonizaciona komora doz1©etr1j$ko§ kanala v-, je «aj?na 1 ike roes to gde je intenzitet gama zratenja najveći izvan hale reaktora, tako da s« pokazivanja ovog kanala izalrana kao referentna za signalizaciju u zgradi reaktora. Četiri para si§nalnih sijalica zelene i crvene boje postavljeno je u severnors i istefnon hodiniku, « ulaznom holu zfrade 1 u odeljenju radionice (SI.24). Upaljeno zeleno sijnalno

si.

svetio označava 4a ja doza $a«a zračenja u snverno« hodjnlfcu naspram reakterskog suda (pololaj keaere t^) ispod 2.8 raR/h, a pri prekora­čenju ove đaz© pal© se crvene sijalice na sva četiri roesta u zgradi. y kontrolnoj sofe1» Iznad pisača P-2 na dozlaetrljskons stol ti takodje postoje po jedna crvena 1 zelena s1$nalna sijalica koja se slnhronl-zovano pale gWftrrfrte sa ©stala Četiri para sijalica.

II treSttu horizontalno«) redu doztaetrljskog s1gnal1zac1onog polja nalazi se prekidač CRVIMA 1L0K kojim sa blokira crveno signal no svetio dok se Instrumenti §rej«. Ujedno se blokira i sigurnosni slstera, jer ne »ože da se počne sa radon reaktora dok 4oz1nietr1jsk1 sto ne t>ude mmtVWWA u radnon režimi,

7.3,2 Signalizacija kanala za brze neutrone

Kanali za registrovanje doza brzih neutrona n-1 1 n-2 «aju Izvedenu signalizacija koja s@ nalazi na dozlmetrljskora slgna-lizaclonoia polja. Ona se sastojiVpara zelene i crvene sijalice koje su sseštene « prvom 1 drugo© redu polja, respefctivno (S1.24o). zelena sijalica kanala n-1 pal 1 se onda kada^«MMi> na fsestti §de je postavljen sclntiladoni ferojaf ovog kanal®»doza neutronstcog zračenja dostigne vrednest od 75 at/H* a crvena se pali pri dozi zračenja od 7.B i/h. Za doziraetrijski kanal n»2 koji meri nivo doza brzih neutrona u kontrolnoj sobi, zelena sijalica se pali pri dostignutoj dozi od 7.5 nti/h, a crvena pri dozi dm 0.75 t/h.

7.3.3. Zvučna. 1 ostale signal izaći je

9a b1"s1gna11z1rao radni reliru reaktora. Izvedena je posebna svetlosna signalizacija. Slfnalne kutije sa natpisom "REAKTOR RADI6* postavljene su zajedno sa paroviraa zelenih 1 crvenih sijalica u zgradi reaktora RB (SI.24).* Ma transportnon ulazu « halu reaktora postavljeno je obrtno signaln© svetio« a u kontrolno; sobi, na kontrolno-kofBandnoro stolu ($1.18)» sneStensje jo§ jedna signalna

• mm i « i • — mi •1« 'i m irri wi M*MI m n—nwUuwa

* Po dve kutije stiseštene su na sredini Istočnog 1 severnoij hodnika, a po jedna u holu zgrade 1 u radionici.

52.

kutija sa natpisom "REAKTQR RA0IM. Ove kutije 1 obrtno slgnalno svetio uključuju se onda kada se podignu sigurnosne šipke (praktič­no ©nog trenutke kada sigurnosna §1pk& SSj dospe u gornji granični položaj).

U trećem horizontalnom redu dozlmetrljskog signal Izadonog polja nalazi se slonalna sijalica "reaktor rad1"» feoja se pali Jednovremeno s® slgnalnlm kuti Jana* 0 četvrtom redu nalazi se prekida?. REAKTOR RASI kojim se blokira ova signalizacija u slučajevima kada se vr§1 probno dizanje sigurnosnih §1pk1.

Pored s1§naltie sijalice "roaktor radi" nalaze se zelena 1 crvena sijalica koje se pale a zavisnosti od upaljenih sijalica u prva dva r®4& slgnalniti sijalica na dezlmetrljskom s1§nal1zae1o-nom polju. Zelena je ocjena onda kada su upaljene svih pet zelenih sijalica gama 1 ntutronsklh kanala.» 8 crvena se pali onog trenutka kada se upali Ml® koja crvena sijalica ovih kanala označavajući time prekoračenje doza zračenja.Paralelno st ovom svetlesnom Indikacijom, Izvedena je 1 zvtrčna signalizacija pomoćtt specijalne zinic©. Brok1«» đače« BLOK zsjaHea se mole Isključiti.

if Četvrtom horizontalno«? reda nalaze se dva tastera za uključenje 1 Iskljičenje doz1metr1jskog stola (GLAVNI PHEKIOftS), a takodje 1 posoban mehanički ključ za postanje sistema « rad. 0 trećem r$4*i je saefStena 1 odgovarajući slgnalna sijalica koja označava da 11 je 4oz1metr1jski sistem utljočen. Pored ključa, u desnom donjem uglu dozlmetrjjskeg s1gnal1zać1onog polja postavlje-na su dva startera za stalno 111 trenutno uključenje alarmna sirene. 9ve sirene su postavljene a zgradi reaktora: jedna na sredini severnog hodnika» a draga a radionici. Oglašavanje ovih sirena je znak 4a svi eMjiidotvo koja so tag tranueka nalaal u zgradi reaktora (itnmv pogonskog osoblja reaktora) treba Sto pre da je napuste«

Sea dozimetrijake signali zaciJe;keja je Instalirana 1 čije se komande nalaze na 4oz1metr14sfcom stolu, postoje 1 sped-jalne prenosne table za upozorenje^od zračenja za vrane rada reaktora. Table sa natpisom "Opasnost zračenje - prolaz bez zadržavanja" postavljaju se « sove mom hodniku, na službeni ulaz u zgradu 1 na plato Ispred zgrade reaktora* fJslovl pod kojima se ove table postavljaju kao 1 potreba za evakuacijom pojedinih prostorija u zgradi« def1n1san1 su propisima 1 uputstvom za rad reaktora R$ /£/*

53.

Pri rad« reakiora t»a sriagataa iznasl 20© $ (kada se 1nače evafeulle cela 2§rada reaktora) postavVjaj« se tabl® sa natplsoffl "Reaktor RB ra«H - p ro !a t bez zadrža^anja" f aa nekoliko proraetnlh aiesia u krogo I ns t l tw ta ( v i d e t i Odeljalt I f * ) ) *

IU \STO<

ZAP AD c>

s i rena

s igoa1 "REAKTOR RAD I " signalne sijalice obrtno s vet 1 o gana ,i neutronskc konore merne tačke 1-25 brojevi prostorija

SI. 2k Horizontalni presek dela zgrade reaktdra RB sa n a z n a č e n i m p o z i c i j a m a d e t e k t o r a zračenja i d o z i m e t r i j s k o m s i g n a 1 i z a c i j o m .

® <g>

->T,0->

— MD — \D

ID C - C -O X

0)

5 ® '? <S>- ;

^ c f -

~ ® " <S o , "0 ° a:

« ® = 15 < ! I N . _ =•

>" ™ A *

- ® 1 @ 1 = 0) J N lJ

TI O 1 - _ *

*

3

»3 r-— 2

l

—> o

->

y

/ •

1

> ^ V

C I

<u

® " 0)

^ CL

/ 0 fD O • / . - , > -

—' L ^ „

<8> < ^ = r

® u

©

©

©

= < * :

®S

® f

o

o = {-;

(>J «®i

® l o —i ._

>o 1 -

7 ® ^ 5 0 f[J VV >I.T «A C CJ

S ®J<9 I i -~ u ~ 0 K

1- 10 ,' °

5 ® = U 2 - * ™ " *

5 © i 7 ®-: ^ N J

2 « W o

^

"8 ® o > \ -T -J- % C — \ ° v b \ "a

v o - — - ^ 1 <u

-) o a. a UJ - j

/ I ^y \y

O W

®s > s>>£

®I

• r T =° • - » L . T 1 "

ze

l

®

»

®

®

®

> U U ' ®

> ID

1®"

^®

^®o 4-«

I®"

» • < ^ s

fO TJ

' ® V

- 2 a>

®2 u

<0

0 5 N

^® 1 -

> o

-5®

' ©

©

^

—-1

in

< UJ

a: —

t o

) _ J

a:

< Q UJ <

< — c z — > ^ < UJ - t on LD a .

^.; < -i U".

^ rJ -a-

fD 0)

S® '? ^ ®^. ; c 5 ) n>

° S ° ® ^ o g. i

a) «J i_ o

s @ 1 1 ® ~ ^

<D

^

-S ^ * A i

- "a u ' — I

-> - 3

a U)

/

J"/ \ /

> ®'S OS

/ o » '

• / •""' - . ( o) o ,

=" "- c 1™ - I

® - l © «. °-

i O

: - ' 1-n • > T J I

^

s ® :

®r

"> TO

54.

8. EKSPERIMENTALNA OPREMA REAKTORA

Slstereora potpornih ploča koje dri® §or1vnt eletnente u fiksiranim pozicijama u reaktorskoia sudu, ostvaren Je pronsenljlv korak rešetke člse Je emogaćeno Ispitivanje velikog broja- reaktor-sklfi rošetkl. Ka© Sto ja rečen© a 0:de1jku 3.1 rostoji pet kombina­cija ovih ploča si kvadratno« rešetko«? osnovnog koraka 7»3t*»,12 1 13cu (SI. 6»7,8»9tf IH), iorivni elementi ttegu na »jiaa da se rasporeda tako da foralraja pravilnu kvadratnu rešetku sledečlh korakas sna 1 *v'Jjž 2 » fis Je a osnovni korak, a « 1 at su cell brojevi.

Sess forolranja takvih konfi farad Ja traktorskog jezgra, u kojliaa €e gorlvnl ele«*entf biti raspoređjenl u pravilnoj rešetki kvadratnog koraka, potporne ploče omogućavaju 1 forsiranje nepravll-nih reSetfcl uz aogočnost forolranjarakslSalnln 1 radijalnih ( &fl&cn-jffrh 1—kafenife reflektora.

0.1. EK5PERIMENTALRI KARALI

Sa M se ©stopili lo stavljanje eksperimentalnih detektora 1 uzoraka za ©zračivanje u jezgro reaktora, odnosno « reakiorskl sad, na feočnoj strani sida 1 na njegovo« poklopce Izbušeni so otvori kroz koje se ubacuju eksperimentalni kanali (Slike 4 1 §). -l© an horizontalni kanal 1 veči broj vertikalnih kanala noga lako da se postave 1 uklone prema potrebi.

Ra poklopca reafctorskog suda načinjena su tri otvora prečnlka 0 63 ram 1 jedan ©tvor prečnlka 0 120 mm, a uklanjanjasi centralnog del® poklopca §1r1ne 65 mm mepiCno je koristiti 1 otvore u potporni© i^JoCasa kao wests za postavljanje vertikalnih eksperl-nentalnlh kanala (vfdetl odeljak 3.1). leaktor raspolaža sa sledećltn vertikalnim kanalima 1zradjen1© od -nuklearno čistog alumlnijuaa (svi kanali sa dužine 230 cm 1 zatvoreni su na jednora kraja)$ $ 62/iO^l kom.). 0 5S/53*Tl kom.), 0 43/41*^2 kom.), $ 35/33*TE kom./, jedan je dugačak 130 c«), 0 25/23*^2 kom.) i 0 23/21*^5 kora.). Sen ovih kanala, postoje 1 tri kanala prečnlka 0 102/lOoT c2yž1ne 230 era, namenjenln Isključivo za koHSlenje « re&etkane osnovnog koraka 13 cis (SI.10).

55.

Sv1 kanali £1JI speljašnji prečnlel ne odgovaraju otvorlraa na potpornlra nločana pr1£vrš€"uju se za poklopac sada posebnim mehaničkis?! stegaua.

Postoje dva fior 1 ze%talim kana 1 a Izradjena takodje ©d nuklearno čistog a1un1n1jtim?\i21/19 mm. «1edan je dužinu oko 205 en, a drugi ok® 1§S cm. Sfea kasala su zatvorena na Jeđnora kraju, a na drugora isaju zavareno prstenastu p\®£u pmoću koje s© hertaetlčkl pričvrš€uj#t za bočni *1d suda (detalj B na SI.4). 0yž1 kanal prolazi ćelom Mulino« preslika suda i ulazi u poseban i$pwt pa suprotnom kraj« od otvora na sudu {detalj I na Sl.M. ^tvor za postavljanje horizontalne! eksperimentalnog kanala načinjen Je«ž stidu na visini od SI cm od njegovog dna.

8.2. K0WVERT0R NEUTRONA .sve

Zboejrvečeti interesovanja 2a korHdeaje reaktora f?§ kao snažnog. Izvora neutronsko§ zračenja, fconstrtfisan je ferajem 1976. godine feonvertor neutrona koj etefno teriaalni* neutrona na Izlazu Iz reaktorskog sada transfers?"! §e u spoSttar vrlo blizak flslonois /17/. Konvertor Ja načinjen od 561 sognianta od 80S obo§a€en©§ goriva (420 s@§»*nata je pozajaljeno od Ođ-el jenja reaktora RA).

Armatura od leguro a 1 umilni Juraa nuklearne Č1stoć§, y kojoj su sine § ten 1 gor1vn1 elementi. Ima oblik paralelopipeda dimenzija 111§ x 1129 x 76 fain3* Segmenti su poredjanl u dva reda 1 naslagani neposredno jedan do drugog (SI.25). Pašto se sloj §oriva ne proteže ćelo« dtiSlnem segmenta (Videtl SI. l£) t jedan red segmenata je izdignut za 5 cm podmetanjem alum1n1ju«ske Sipke - nosača. 1& ovaj način* 1zbe§nute sci veće H?yplj1si©" ??r©2 koje b1 prola2ll1 neutroni bez konverzije. ?1dovi alurainijutaske kutije debeli su 3 asm, a njene unutrašnje dimenzije su tako odabrane da obezbedjuju gusto pakov&nje gorivnih segnenats. SpoljaSnja kutije pričvr­šćena j® zavrtnjlna* a konstrolsana Je iz tri dela radi lak§©§ panl-ruHsanja sa gorivni® segment lasa* iok su ^jene ostale strane zavarene kake nrcedjusobno, tako i za postolje,

II cilju elin?1n1sanja termalnih neutrona u izlaznora spektru 1z konvertora, postavljena je ploža od kadisi jurca debljine 0.7 mm koja prekriva spoljaSnju stranu alum1n1jumske kutije. Fomoču posebnih

56,

drfača obezbedjeno je njeno tak© stavljanje 1 skidanje* {Converter je postavljen najbliže reaktorskom sudu koliko

je bilo moguće u odnosu na konstrukciju donje bočne platforme (SI.26), Da bi se omogućilo ozračivanje većeg broja uzoraka pod ifc'lsvetnim vslevlna« konstruisau je posebni obrtni mehanizam. On se sastoji od elektromotora sa reduktorom na čijoj osovini je pričvršćena kružni aluminijurosk© ploča prečnlfea SO cm. Brzina obrtanja ploče je ©k® 1,75 obrt/min* a njeno rastojanje od konver-tora raože da se pedelava u granicama, ©d 2 de 45 cm.

Izgradnjom konvertora neutrona koji je u direktnoj sprezi sa reaktoroa, ostvarena je zona većih dieenzija u kojoj spektar neutrona ©ote da se »enja od flsionog ka niiira energijama, upotrebom ekrana od ©dsovarajućih materijala 1 potrebne debljine /18/, Posto­janje ovakve zone ©raogućava biololfce ozra£1vanja i dozlmetrijska raerenja u polju brzih neutrona* a takodje 1 proučavanje pojedinih osobina brzih reaktorskih sistesa,

Konvertor neutrona je postavljen na donju bočnu platformu prema severnoj strani zgrade reaktora RB. |(ako je prostor na toj platformi dosta skučen (ona je na tom mestu Široka oko 80 cm),kon-struisana je dodatna platforma kao produžetak postojeće u delu iza konvertora neutrona. Platforma je konstruisana od gradjevinskih cevi koje su povezane spojnicama. Ove cevi 1i| spojnice* a takodje 1 posebne papučice na koje se cevi oslanjaju od dno bazena u kome je smeSten reaktorski sud, načinjene su od gvoždja.

Dodatna platforma visoka je 4 ra, dugačka je 2 m 1 široka je 1.30 n. Sornji deo platforme koji se nalazi u nivoi«, dna reaktorskog suda, patosan je aluminijumskom pločom debljine 7 mm. Ova ploča je posebnim zavrtnjlma pričvršćena za poprečne cevi noseče konstrukcije.

Izgradnjom ove platforme omogučeno je postavljanje većeg broja uzoraka, kao 1 uzoraka većih dimenzija, u polju brzih neutrona iza konvertora neutrona.

HZ.S

Sl.jaS.Uzdužn i ; poprečni pre.sek konvertora neutrons

konvcrtor neutrona

S1.26.Položaj konvertora neutrona u odnosu na sud reaktora.

57.

9. POGOff REAKTORA

Rekonstrulsani reaktor RB predstavlja treći reaktor koji je pušten u pogon u Institutu za nuklearne nauke "Boris K1dr16". Dozvolu za rad ovo§ reaktora Izdao je Komitet za sigurnost Insti­tuta na osnovu saglasnosti od strane Uprave za civilnu zaštitu Državnog sekretarijata za poslove narodne odbraas (akt br. 11/77-2 od 1. aprila 1963, godine). Kratak izvod odluke Uprave za civilnu zaštitu glasi:

O d o b r e n j e

INSTITUT ZA taUKLEARfSE NA«KE "BORIS fUĐRien -VIMCA u Beogradu za korISćenje radioaktivnih elemenata u svrhu nauSno»istraživačkog rada 1 proizvodnje radioaktivnih elemenata. Odobrenje sluti 1 za nabavljanje radioaktivnih elemenata u granicama datira ovisi Odobre­njem. Korisnik će posedovatl: reaktor RA ed 6.5 MM u objektu broj 6, eksperimentalni nuklearni reaktor nulte snage u objektu br. 7, ltd.

9.1. ORGAMIZACUA RAĐA M REAKTORU

Osnovni zadatak pogona reaktora RB je da korisnicima reaktora omogući njegov© koriićenje u cilju izvodjenja eksperi­menata, a da pri tome obezbedi siguran 1 hezhedan rad reaktora. Kiko reaktor neroa zaštitnog omotača, a često ni te§kovodn©§ re­flektora, te predstavlja potencijalnu opasnost za okolinu zbog dejstva jonizujućlh zračenja, pesebna patnja je posvećena ad-olnlstrativnim meraraa kojiraa se reguliše rad na njemu« Ov^ mere svrstane su, prema nameni, u dva dokumenta koji £inersas4avni deo Izve§taja o sifurnosti reaktora RB. n „,,^,„^ ,„„

Priprema reaktora za rad, postupci vezani za pogon reak­

tora, kao 1 posebni postupci vezani za rad reaktora deflniseni

su u "Pogonskim Instrukcijama za rad na reaktoru RB". Propisi o

režimu rada 1 kretanju u z§rad1 reaktora RB, propisi za izvodje-

58.

nje eksperimenata na reaktoru, propisi 1 uputstva za rad pogon­skog osoblja 1 propisi 1 uputstva za slučaj udesa na reaktoru definisani su u "Propisima i uputstvlma za rad reaktora RB",

Tokom godina, u više navrata, vršene su revizije kako Instrukcija tako i propisa i uputstava za rad na reaktoru. P©sled-nja verzija ovih dokumenata objavljena je 1977. godine /2/»/3/. Oni su prihvaćeni od strane Komiteta za sigurnost Instituta 1 pri-senjuju se na reaktoru RB od reaja 1977. godine.

§.1.1. Odgovornost

S obzirom na potencijalnu opasnost koju reaktor, !.ao nuklearna mašina predstavlja po okolinu, odgovornost 1 dužnosti svakog člana pogona reaktora su postojeći« administrativnim roerana jasno 1 jednoznačno deflnlsane.

Konačnu odgovornost za po§on reaktora R0 ima direktor Instituta. On ioia prava na sve odluke koje se u vezi sa pogonom reaktora donose, pri čerau se konsultuje sa Komitetom za sigurnost. Direktor deluje preko rukovodioca Laboratorije za nuklearnu ener­getiku 1 tehničku fiziku. Rukovodilac Laboratorije odfovara direk­toru za pogon 1 eksperimentalno korištenje reaktora. Mjernu su neposredno odgovorni lef pogona i ostalo pogonsko osoblje reaktora.

Sef po§ona reaktora rukovodi pogonom reaktora i odgovoran je za sve operacije na reaktoru u odnosu na bilo koje aspekte, kao 1 za sve eksperimente koji se na njerou izvode. On se u radu pridržava pogonskih Instrukcija i ofoezbedjuje izvodjenje eksperime­nata na reaktoru. Mjernu je potčinjeno svo osoblje pogona, a u slu­čaju udesa 1 sva lica koja se tada nalaze u zcjradi reaktora RB.

Operator na reaktoru upravlja reaktorom prema pogon­skih Instrukcijama 1 direktivama §efa pogona, kose je neposredno odgovoran. On odgovara za pogon kada je Sef po§ona odsutan 1z kontrolne sobe. Tehničko osoblje j© odgovorno za održavanje meha­ničkih, električnih 1 elektronskih komponenata reaktorskocj siste­ma, uključujući 1 periodična rutinska ispitivanja 1 remont.

Služba zaštite od jonizujućih zračenja odvojena je od pogona reaktora 1 nju vrši Laboratorija za zaStltu od zračenja Instituta. Ona losa pravo da nezavisno donosi odluke u pogledu

59.

odobravanja izvodjenja eksperimenata na reaktoru R8 1 odgovorna je za predmete mere zaštite od jonizujućih zračenja kako pogonskog osoblja tako i svih lica koja se nalaze u okolini reaktora.

9»1»2. Osoblje pogona reaktora

Broj stalnog pogonskog osoblja na reaktoru ©enjao se u tok« godina* U vrerae kada je reaktor rekonstruisan 1 ponovo pus­ten u rad, bilo je četiri člana pofona koji su obavljali sledeće dužnosti: šef pogona, operator, tehničar u pogonu 1 doziraetrlsta. Ubrzo je broj članova porastao na devet, da b1 danas ponovo Iznosio Četiri.

Osoblje pofona reaktora sačinjavaju: - šef po§ona, - operator* - isehaničar u pogonu 1 - elektroeiehaničar u pogonu.

Kako ovaj broj ljudi nije dovoljan za operativan rad na reaktoru, angažuj® se i jedan radnik sa odgovarajuću stručnora spremom koji obavlja dužnost pomoćnika operatora - Instrusaentatora. DozlroetHjsku službu na reaktoru, kao što je već rečeno vr§1 Laboratorija za zaštitu od zračenja.

U slučajevima kada se Izvod© složeniji eksperimenti ancjažuju se 1 lica koja vrSe dužnosti zatnenlka šefa pogona 1 dežurnog fizičara u pogonu.

šefa pogona ovlašćuje rykovodilae Laboratorije da samo­stalno rukovodi pogonoss 1 održavanje® reaktora u Ispravno® 1 bezbednora stanju, držeći se pogonskih Instrukcija*

Polazeći od činjenice da je 1 pored visokog stepena sigurnosti, kako u konstrukciji tak© 1 u propisima za rad na reaktoru, u svetu ipak dolazilo do reaktorskih akcidenata, mora se voditi računa da tokom vrensena ne dodje do smanjivanja opreza 1 popuštanja pažnje pri radu. U tom cilju, tehničko osoblje pogona biće podvrgavan© proveravanju znanja za vršenje odgovarajućih dužnosti najmanje jednom u periodu od tri godine.

so.

Za lica koja žele da se obuče u vršenju odgovarajućih dužnosti u pogonu reaktora Ri oformljen je Profraa obuke koji se sastoji iz teorijskog 1 praktičnog dela /2,18/.

9.1.3. Istraživačko osoblje

Istraživačko osoblje laboratorije iraa zadatak da plani­ra eksperimente na osnovu programa rada laboratorije 1 ugovornih zadataka, da projektuje 1 nadgleda konstrukciju eksperimentalnih uredjaja, da izvodi eksperimente na reaktoru u koordinaciji sa Sefom pogona 1 da Interpretira rezultate eksperimenata. Istraživači drufih organizacionih jedinica, unutar ili van Instituta, koji žele da koriste reaktor RE obra€aju se u pismenoj formi rukovodiocu Laboratorije 1 predlažu eksperiment.

Eksperimenti na reaktoru se izvode preisa planu eksperi­menta koji 7 sastavlja MauSno-nastavne veće na osnovu godišnjih zadataka Laboratorije. Han eksperimenata odobrava rukovodilac Laboratorije.

2a svaki eksperiment se forsilra eksperimentalna grupa koja se u principu sastoji od rukovodioca eksperimenta 1 jednog 111 više istraživača« Rukovodilac eksperimenta postavlja eksperi­mentalne zahteve šefu pogona i u saradnji sa njlia organlzuje i prati izvodjenje eksperimenta. 0n dostavlja pismene Instrukcije za Izvodjenje potretenlh operacija na reaktoru. U odnosu na pogon reaktora, rukovodilac eksperimenta ima samo savetodavnu funkciju.

Za svaki eksperiisent koji će se izvoditi na reaktoru potrebne je sprovesti proceduru kojim se eksperiaent prijavljuje i odobrave /2/. Prijava se podnosi rukovodiocu Laboratorije, a nju prethodno overava šef pogona reaktora koji utvrdjuje da 11 je eksperiment u skladu sa pogonski® instrukcijama. Služba laborato­rije za zaštitu od zračenja utvrdjuje da li je eksperiment u saflasnosti sa utvrdjeaiu normama zaštite od zračenja. Konačno odobrenje za izvodjenje eksperimenta dawje rukovodilac Laboratorije.

61. POfrOHSKE

9.2. STAfUE^PREPfE

Najveći deo opreme reaktora II proizveden je pre vi§e godina i nalazi se neprekidno u pogonu vtt* 16 godina. Priraećeno ie da broj otkazivanja pojedinih komponenti oprerae raste posled-njih godina.

Zbog sve Složenijih eksperimenata koji se izvode i pla­niraju na. reaktoru RS» vezanih prvenstveno za rad na višim snaga-n?a, uslovi upravljanja i kontrole reaktora postaju sve stroži ji. Da bi se obezbedila potrebna pouzdanost i stabilnost u rad« celo-kupnog reaktorskog sistema* dotrajala oprema se mora zamenitl novom. Treba odmah reći da ovakvo stanje opreme nije uticalo na smanjenje sigurnosti u radu ove nuklearne raa§ine. Zahvaljujući veliko® broju raedjusobno nezavisnih uslova sigurnosti, reaktor RB radi i dalje potpuno bezbedrto kako « pogledu pogonskog osoblja koje ga opslužuje i istraživačkog osoblja koje ga koristi, tako i u pogledu bezbednosti bliže i dalje okoline z§rade u kojoj je sraešten. Povećan broj otkazivanja pojedinih komponenti opreme, medjutira, znatno otežava dalji rid na reaktoru. Vrlo je te§ko obezbediti stabilan režim rada pri dužem vremenskom periodu, a da pri tome ne dodje do sigurnosnih prekida rada reaktora.

Nedostatak finansijskih sredstava učinio je đa je obnavljanje oprem© bilo usporeno duži niz godina.

Sredstva koja je Laboratorija debljala 1 koja dobija od RZM Srbije za održavanje i pogon reaktora RB nisu dovoljna ni za tekuće održavanje i pogon reaktora, a o nabavci novih uredjaja nije moglo biti ni govora. Kada je 1975. godine analizom stanja kontrolno-koraandnog sistema reaktora RB ustanovljeno da deo opreme mora neizostavno da se zaoeni zbog dotrajalosti, odlučeno je da se pristupi postepeno© zasenjivanju ključnih delova opreme putem dugoročnih kredita od stran© RZP3. Na konkursu RZN SRbije u 1975. godini za dodelu sredstava za investije, Laboratoriji je odobren kredit koji je realizovan u toku 1976. 1 1977. godine nabavkom četiri merna kanala za kontrolo reaktora u stacionarnim 1 prelazni® režimima rada reaktora.

62.

Laboratorija je 1177. godine podnela novi zafotev za dodelu sredstava za dalju nabavke opreme za reaktor i Izgradnju konvertora neutron®, ©va opresia može da se svrsta u tri glavne §rupe:

(1) opreraa za kontrolno-sjemi sistem reaktora* (2) oprema za doilmetrljskl sistem reaktora, (3) ©presa za konvertor neutrona. Neposredni zadatak koji je kolektiv Laboratorije sebi

postavio je da se što ore zaraeni dotrajala opreroa na reaktor« R§» te se nabavka pod tačkama 1 1 2 planira za HS^SS 1979. godinu, iva opreraa bi se sastojala ©d dva raerna kanala za praće­nje sna§@ 1 periode reaktora 1 kompletnog sistema dozinsetrljske kontrole koji bi obuhvatio 1 lična doziroetrijska sredstva za osoblje pogona 1 istraživačko osoblje koje izvode eksperimente na reaktora RS.

Kao sledećl korak, nakon 19BO. godine, predvidja se obnavljanje opreme sigurnosnog 1 komandnog, sistema reaktora.

9.3. RADNI Mlini REAKTORA

Postojećom kontrolno-saernom instrumentacijom snaga reaktora Rl se raože pratiti do 10 k\$ (Odeljtk 4.1.2), a prora­čuni raspodela temperatura u gorivu 1 moderatoru, tcao 1 ter-eićklh naprezanja elemenata u jezgri reaktora, pokazuju da reaktor može potpuno bežbedno da radi na snazi od 10 kW u traja­nju od 1 gasa (prilog €).

Udaljavanjem jonlzaeionin koroora kontrolnih tnernlh kanala od reaktorskog suda, kao §to je bilo učinjeno u Inter-kallbrtclonom eksperimentu 1973. godine /23/, soglg bi da se prate 1 veće snage reaktora, ali 1nten2itet1 zračenja za vreme rada, kao 1 najton zaustavljanja reaktora biH b1 tada veoroa visoki.

Potreba da se često isanlpulUe 9C gorlvnira elementima zahteva da se zaostala radioaktivnost goriva zadrži na što nižem

63.

nivou. Taj uslov ograničava snagu, odnosno ukupno oslobodjenu energiju reaktora. S druge strane, reaktor RB nema biološkog štita, tako da za vreme rada predstavlja snažan Izvor neutrona 1 gama zraka. Ma taj način, ugrožene su laboratorijske i radne prostorije oko hale reaktora, u kojima se u radno vreme nalaze ljudi. Granična snaga reaktora je tima uslovljena propisom, prema Zakonu o zaštiti od jonizujućlh zračenja, da doza zračenja u okolnim prostorijama ne srne da bude veća od 2,5 rrem/h. Ako reaktor treba da radi na viioj snazi, vr§1 se delimična, odnosno potpuna evakuacija zgrade reaktora RB.

Pregled intenziteta doza zračenja za vreme rada 1 nakon zaustavljanja reaktora, kako u samoj zgradi reaktora RB tako 1 u njenoj bližoj okolini, prikazan je u sledeća dva odeljka. Ma osnovu tih vrednosti koje su dobijene merenjima odredjeni su sledeća ograničenja 1 postupci .kojih se mora pridržavati pri radu reaktora:

(a) Reaktor RB može da radi bezbedno i sigurno po osoblje na reaktoru 1 ostalo osoblje u zgradi reaktora samo na snagama do 1 M.

(b) Pri radu reaktora na snagama od 1 U do 10 ¥ moraju se postaviti signalne table koje Će upozoravati na opasnost od zračenja. Ove table na kojima je napisano OPASNOST ZRA5ENJE-PR0LAZ BEZ ZADRŽAVANJA (videti Odeljak f*.3.3), postavljaju se u hodniku zgrade reaktora nappram hale (prema severnoj strani), na službeni ulaz u zgradu 1 na plato ispred zgrade reaktora. Na snagama iznad 3 M moraju se tvakuisati Hca 1z prostorija broj 15 1 16.

(c) Pri radu reaktora na snagama od 10 M do 20 H, uz prethodne postupke, mora se izvršiti i evakuacija svih lica 1z prostorija broj 14 i 17. Snaga od 20 U je ujedno 1 maksimalna snaga na kojoj reaktor može da radi u normalnom radnom vremenu (od 3 h do 15 h, odnosno 17 h).

(d) Pri radu reaktora na snagama od 20 M do 50 W, aora «» uz prethodne postupke^izvrSiti i evakuacija Hca iz svih prosto­rija u severoistočnom aneksu zgrade reaktora (prostorije br. 13 do 22, videti SI.2).

§4.

(e) Pri radu reaktora na snagama Iznad 50 W raoraju se pređazeti posebne mere zaStite koje obuhvataju; potpunu evakuaciju zgrade reaktora RB, zabranu zadržavanja na platou ispred zgrade* siienskl rad po§onskog osoblja u kontrolnoj sobi 1 dr.

Ako reaktor treba da radi na snagama koje su veće od 200 W, moraju se unapred (bar 48 h pre naweravanog rada),1nfor-©isati: Odeljenje Yialitora RA, Laboratorija za toplotnu fiziku 1 tehniku, Laboratorija za proizvodnju radioaktivnih izotopa, Laboratorija za fiziku Čvrstog stanja, Laboratorija za radijacio-nu herniju, Laboratorija za zaštitu od zračenja, ilužba javne bezbednosti 1 Direktorijuro Instituta. Pre samog početka rada reaktora, moraju se postaviti 1 odgovarajuće table za upozore­nje u krugu Instituta, na mesti ma koja su prikazana na SI. 31. Na tablama je fosforescentnom bojom napisano: REAKTOR RB RA0I-PR0LAZ BEZ ZADRŽAVANJA, Sto omogućava vidljivost upozorenja 1 noću.

Dosadašnja praksa u radu reaktora, a ona je zadržana 1 danas, je takva da se u toku dana reaktor najviše dva puta diže na snagu u opsegu od 10 W do 50 ti u ukupnom trajanju od 1 h, odnosno samo jednom na visim snagama, takodje u trajanju od najviše jednog časa.

9.3.1. Poze zračenja za vreae rada reaktora

Doze oeutronskof 1 gama zračenja u zgradi reaktora 1 oko nje roerene su do sada u više navrata, a naročito poslednjih godina /l,14,15,Ž4/, 0a bi mogla da se vrše poredjenja izmorenih doza zračenja prenosniu dozimetrijskim uredjajiraa (gama pištolj-cleziroetri 1 monitor neutronskog zračenja) ustanovljen je niz kontrolnih mesta* u zgradi reaktora 1 oko nje.tzv. reornih tačaka, u kojima se vrše očitavanja Instrufflenata za vresue rada reaktora. Položaji ovih marnih tačaka prikazani su na SI. 24.

Merenja su pokazala da doze zračenja linearno zavise od snage reaktora, što omogućava da se eksploatacijom odrede pouzdane očekivan® vrednosti doza pri višim snagama reaktora. Pranenoro konfiguracije gorivnih elemenata u jezgru reaktora, a pri istoj snazi reaktora, tttft$%3:it se doze zračenja oko reaktorskog

65.

suda. Isp1t1vanj1isaN(za različite standardne konfiguracije Jezgra reaktora formiranog ©d goHvnlh elemenata od 2% obogaćenog tirana, ustanovljene JUI nupnjLtj&u gornje granice doza neutronskog 1 gama zračenja za takav tip jezgra. Rezultati ovih tserenja prikazani su na slikala 27 1 28.

Ekstrapolad jora merenlh vrednostl, date su procene maksimalnih dozaf zračenja^u Tabeli 3,za standardna jezgra sa §or1vnlBJ eletaentlaa od _„ obogaćenog urana pri snazi reaktora od 1 kW. Kako se rad reaktora RB na v1š1© snagama planira uglav-nota u sprezi sa konvertero« neutrona, u Istoj tabeli date su 1 procenjene vrednostl doza zračenja pri radu reaktora od 1 kW za jezgro koje je Izabrano ka© optimalno za spregu raaktor-konvertor neutrona. Ovo jezgro se sastoji od korablnaeijf gorlv­nih elemenata od prirodnog urana 1 1% obogaćenog urana /18/.

Tabela 3. Boze gama 1 neutronskog zračenja u kontrolnim raernlm tačka&a u zgradi reaktora SI odredjene linearnom ekstrapoladjem za snagu reaktora od 1 KM.

iraerna tačka

doza neutronskog zračenja (mrem/h)

[doza gama zračenja (rorem/h)

••• i * Y -••" H I - r • " u -u- i-r.iL r i

sa konv„rtorom*|bez konvertora sa konvertorom*pez konvertoifa 90 60

3500 7000 2100 670 1§0 600 80 130 670 600

90 160

40 30 45

1100 ISO 2100 750 §00 500 160 90 130 320 35 60

$60 440 800 900 1400

I

50 120

1 2 3 4 5 i 7 a 0

10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 n 23 24 25 . Na konvertoru neutrona postavljena je 1 kadi»1jufuska ploča (v1det1 Odeljak 8.2).

50 35 1100 2200 soo 450 5B 350 35 45 370 330 440 900 1200 780

35 25 30 650 350 1300 300 500 210 90 50 60 200 20 35 200 160 280 580 800

66.

:,'a Slici 31 date su doze fama zračenja u Institutu, u okolini zgrade reaktora RB, pri snazi reaktora od 1 k\i koje su dobljene ekstrapolad jora mernih vrednestl za vreraeVna snaga-na od 10 U do §30 W. Vrednostl s«. ažmut i » w pri radu reaktora u sprezi sa konvertorora neutrona.

Na osnovu dobljenih rezultata koji su dati u Tabeli 3, vidi seVdo prekoračenja dozvoljene doze od 2.5 mrem/h dolazi pri radu reaktora (bez konvertora) na snagama većim od H i to:

srni - na sredini svernog hodnika naspram reaktora pri wsta od

oko 1 ¥» - u prostorijama br. IS 1 16 pri snazi od oko 3 W,

- u prostoriji brjwf 14 pri snazi od oko 10 M,

- u prostoriji br.«4 17 pri snazi od ©k© 15 tt, - u prostoriji br.e# 13 pri snazi od oko 20 U, - u kontrolnoj sobi pri snazi od oko 35 U«

8« vi***

ooze zračenja pp* rada, reaktora u sprezi sa konvertorom neutrona su za oko dva d© tri puta veće. riedjuti®, rad sa konvertorom neutrona se planira 1 odvija samo na snagama iznad SO M^kada se obavezno vrSi potpuna evakuacija lica iz zgrade reaktora. U takvim us 1 ovima, brzine ukupnih doza zračenja kojima je Izloženo osoblje pogona reaktora u kontrolnoj sobi iznose:

- oko 7 tnreis/h pri snazi od oko SO W - oko 30 tiresa/b pri snazi od oko 200 W - oko 140 mrem/h pri snazi od oko lkU - oke 1.4 :,<rera/li pri snazi od oko 10 kM.

9.3.2. Boze gama zračenja, nakon zaustavljanja reaktora

Eksperimenti kojisa se odredjuju razni fizički pararaetrl reaktora uflavnoB! se izvode na snagaffla koje retko prelaze opseg od 20 M. U takvim slučajevlaiajfaraa zračenje goriva u reaktorskora sudu brzo opada, tako da se obično sledečeg dana raože Izvršiti izntena konfiguracije csorivnih elemenata u jez§ru, zatnena potpornih ploča 1 slično.

67.

Kada se reaktor RB koristi kao izvor aivicenj^ za ©zra-Sivanja van reaktorskog suda (prvenstveno u sklopu sa konver-torora neutrona)* zbog velikih snaga koje s§ tada zahtevaju, gama zračenje nakon zaustavljanja reaktora je veoma visoko, U takvih slučajevi«®, veotas je korisno unapred znati kako se menja doza zračenja u funkciji vremena i kako zavisi od ukupnog rada reaktora.

Ma Slici 29 prikazane su izraerene doze garaa zračenja nakon rada reaktora u sprezi sa konvertorom neutrona od 2ŽS Mh» a na Sliei 30 prikazane su ekstrapolisane doze fama zračenja nakon rada reaktora ©d 1 KMh /24/, tj Tabeli 4 prikazano je opada­nje faze gama zračenja iza konvertora neutrona u centralnoj ©si konvertora na rastojanju od 30 ero 1 visini od §0 era od dna reak-torskog suda (videti Odeljak 8.2).

Tabela 4. Opadanje doze gataa zračenja u funkciji vraaiena, nakon zaustavljanja rada reaktora od 1 KWh.

! vress© nakon zaustavljanja reaktora

0.25 0.5 0.78 1 l.S 2 3 S 12 24 (1 dan) 41 (2 dana)

doza garaa zračen ja (rera/h)

4$ 28 20 15 10

7 4, 1 , 0. Ch 0. 0.

,1 , 8 , 3o ,125 ,05 ,02 96 (4 dana)

168 (7 dana) I 0,012

"> ?

S

c re

C"

01 " ~ 1

c

o C i

V c to

> ^L

W >u o

_ U-pr.

TO i_

o 4-1

j < (0 0) k.

<u • o ra L.

P I N

a J£

— c

T3 n

re L"

4J

c qj

r 0)

Q)

F

C

> i_

Đ C"

m V

Oi f

TO L.

o 4J

.* TO

D c L. <y E

E. o c * J c di 1_

0) u-a> L.

ra c

TO C

o c TO C

<J

- c 3

<u w -1_

ID L.

en N 4)

—» TO c

"O -O o

- C

F O c u V

> 01 VI

3

i_

ra T 3 C ra 4J in

03 1st

3

TO

> t_

o en

o

o c V

«o • TO \ 0 O l O 3

X) — O TO

C « * P TO o CN . *

tft

S . . . . . JJ

.. ry ».

,

7 w

" o ^

"~C : :i3

V "

v _ Vc...._ v \

* PI e<

VZ\ — °tk.-

• \ -*

. . .s

^ \* I • \ \

- \ \ \l

a

---it -č\ - - irV

I f L _

, -— V s — -S

. > r _ ^

...5S

...A ...__ ^

•

* •* f»

M i l l

o

1 I'l 1 1 1 1 1 1 1 1 1

£::::: X—-3.—-^ » , — . 5 : *

_ . . . 5 S

o . . . . „

\ \

:::::vi i

; ; ; : ^ .- *„ s v

n •» n w

3 o -

-V

- V

— (

C...__ V—-r..___ . V—-ix._-__ + .. (JL . . ._

.\.__ i 1

r

, «, „

-*

::::i . . . . : . p

<f>

•I

' o r "

... \ 1 — r ; \ °rl "\ * ! " A-

\ \ n V \

» * « M

>

.

TO I C VO " TO ^

J( I "

— K> ' C TO

- L. > • 0) <t>

TO

C O i - a.' re <->

U 0) '

V S s. v

' tsi 1 o

c 0 L. 4-1 3

« C

TO F TO C I

TO

TO C TO

* Hi

c m

> N TO

^ O a .

ti-e i

o> N <U

" n

o c T 3 L. TO

T5 C TO 4-> tft

TO N

at

TO C TO L. 3

P M I

o C

w ' U TO CT

3

TO c TO

O J * £l 0

M <M

o -o c TO l_ c-

at

— c u 0 vTl

o TO R

c at E 0)

— 0J

E O c L. u F

e 0 c V c d) 1_ V

•4-V

*~

3 f | j ^ 3 u i l z o p Biue 6 i i e u e »

O C n o r ^ -o m

" h i : . ' ? " '

iiiMiTin-r

Ifci-H-

n

0 |Q «

0 U

u > u c oi o > J£ c 0 —

J i l/l o

10 N — i

— 0 c

re —

c i . 0) «J

XJ C re oi 1- U

3 (D E re m c 9 O

n -o 1- 3 O <n * J

*- en u o

> -* C </> O t -

J£ O

(Đ . * N to

. - 0) L.

e u to o c

•O TD 0 0

3 E — i U

c o re L A

o — *J C m —

I t J

"t'ffi '!;t

Mtlt-

1 i|

i ižH

-- .!_ i "~1

,-.

,

m i

' p

^ -, -— • •

;

^

"f

H

^ , IT"

. !_J: - :

M

, • ; —

i;:1

" O

-» ^ -o

-1*

-*---

re «J • n T >

10 O

*- > C OJ

c «* _X Kfl HJ 0) C *•"

re re ~ 1 C c — oi vi

»u — (0 >

N <0 c

(D >L. E — (0 JJ C7 —

a, K-

o • TJ .c

^ oi J C

c — n vi -a

— 0 0 n o- w re o 1- 4J * - J* m ea

•X. «

i_

o

Jd 10 0)

>-re

c

T> D

V c

<n

> 0

O TJ

<D

> -o ra

3 re N

c o V re c

re

. F u

o o

O J* o

m P c N

a V»

D l O

0

it) 4.

*-N

V

re c 0)

c

ro • i - E

c u w u\

( L j / u s j u i ) e f u s ^ e j z uumli e z o p

i --»

ui c O

E -* >: L.

k. * J , O ^ ; *-> m •

'JH v

! ! M-m

i;it!iii i 31! !

-: :,, f i l l i

" Irtpuwi-i

1JJ : l r ^ • . : • - ; 2

O "O c —

• *

r*j

TJ o

re

o

• it c

re

F. u

< - •

c

o J£

L. o

.* re 4>

-,

" •

'* •o •

"

rea

k ja

nl

1 > -: re

za

us

' c

o m - x O

re c C N

• ^ 01

c -o u o «J > (0 t - 0)

<0 0>

E « re cn iJ

c

m

CL

re

O

•>t F re y

10 "O ~ i o c re v

C C 3 O 41 >U ffl t l L. — N 0> « (D E ~ C -O N 1 . O 3

- J i J i W

(4/UJ3JU) e f i o j e j z eiueS »zap

68.

10. SIGURNOSNI ASPEKTI REAKTORA

Sigurnosni aspekti reaktora RB analiziraju se u prvom redu u odnosu na bezbednost osoblja koje se za vreme rada reak­tora nalazi u zgradi reaktora. Problemu bezbednostl osoblja u okviru celog Instituta takodje je posvećena posebna pažnja.

Analiza sigurnosnih aspekata reaktora podeljena je na pet delova. U prvom delu, analiziraju se mogućnosti koje mogu dovesti do udesa na reaktoru. Drugi deo obuhvata pregled mera koje se obezbedjuju sigurnosnim sistemom reaktora, kako b1 se posledlee udesa sprečlle 111 svele na bezopasnu raeru, U trećem del u, data je analiza h1potet1£ko§ udesa, koji može da se smatra najvećim raogućlra ttdesois na reaktoru Ri. U četvrtom delu obradje-no je pitanje utlcaja seizmičkih potresa na sigurnost reaktora RB, a u petom* poslednjen delu, analizirani su sigurnosni aspekti rada reaktora u sprezi sa konvertoro« neutrona.

U dalje« Izlaganju, pod udesom na reaktoru podrazurae-vaće se svaki akt koji je doveo do nekontrollsanog stanja reaktora, bez obzira da 11 je ovo stanje nastalo kao posledica kvara na nekoj komponenti reaktora, greikfc u pogonu, 111 više sile.

Analiza sigurnosnih aspekata reaktora RB primenjena je na tri Izabrana standardna jezgra, S1je sCfkritične visine eksperi­mentalno od red jenefjc«^««wij* »»it $««$•***«»• >. - Pnfe * * •«• *»*«•• **«** i 4r)* »

(a) jezgro sa goHvnira elementima od prirodnog urana korak rešetke : 12 em broj gorlvnih elemenata: 208 kritična visina jezgra: 177,6 era debljina bočnog reflektora: 2,4 CJIJ

* Navedena jezgra sa §orivn1ra elementima od prirodnog urana 1 2% obogaćenog urana analizirana su 1 u prethodno« Izvešta-ju o sigurnosti reaktora RB /!/, Treće jezgro je za sada jedino jezgro sa gorlvnls elementima Isključivo od 80^ obo­gaćenog urana* na kome ,. su vršena raerenja na reaktoru RB

6§.

(b) jezgro sa gorlvnim elementima od 2% obogaćenog urana korak regetke: 16 ero broj gorivnih elemenata: B2 _ kritična visina jezgra: 128.jfem debljina bočnog reflektora: 34#9 cm

(c) jezgro sa forivniii elementima od BQ% obogaćenog urana korak rešetke: 13 cm broj gorivnih elemenata: 37 kritična visina jezgra: $4#§ cm debljina bočno§ reflektora §5,4 cm

10.1. UZROCI UDESA MA REAKTORU

Udesi na reaktor« pogu nastati 1z više razloga. 0n1 u prvora redu mo§u biti posledlca nekontrollsanog dodavanja reaktlvnostl sistemu, Ito rezultuje u ekskurziji sna§e reaktora preko predvidjenih §ran1ca. 0ru§a grupa uzroka koji raogu da Izazovu udes na reaktoru potiče usled §re§aka u pogonu reaktora. I na kraju, neispravnost Instrumenata 111 drugih komponenti opre-me reaktora, takodje raofe dovesti do udesa.

10.1.1, Mehanizmi dodavanja reaktlvnostl • • i - • •# in . . . niiu.ii • • l i m u , • li ii n.i i- . i .S^iim.i. u. • n. M » , . . i , !>, W W I W I Wit—

Osnovni isa1mifttši»1 kojima se, u opštetit slučaju, rstože reaktoru dodavati reaktlvnost predstavljaju: punjenje reaktor-skog suda teškom voden, izvlačenje kontrolne 1 sigurnosnih §1pki van reaktorskog suda, punjenje vertikalnog ekspeHtsentalnog kanala teškom vodo®, Izvlačenje nekog eksperimentalnog uredjaja (koji je apsorber neutrona) izvan jezgra 1 ubacivanje goriva u reaktorskl sud. (a) Punjenje reaktorskog suda talkom »vodom

Ova operacija predstavlja norraalni postupak dodavanja reaktlvnostl 1 približavanja kritičnosti u pogonu reaktora. Brz1nd> kojora se vrli dodavanje reaktlvnostl zavisi od konfigu­racije jezgra 1 od brzine punjenja reaktorskog suda teškom < vodom.

70.

Kao što je rečeno u "Qdeljku 3.4, punjenje reaktorskog suda tegkoiB vodos? mogućno je izvesti sa dve brzine: brzo punje­nje kojim nivo vode u sudu raste za 2.5 em/min. 1 sporo kojira nivo vode raste za 0*8 cra/ni1n. 0ve brzine se postižu pri potpu­no otvorenom centralnom ručnom ventilu (SI. 14). 0el1mičn1ii zatvaranjem ovog ventila, navedene brzine će se sstanjitl.

Koeficijent reaktivnosti za pronenu nivoa teške vode zavisi od konfiguracije jezgra reaktora. On, pre svega, zavisi od kritične visine reajttora, a u mnogo nsanjoj raeri zavisi 1 od vrste gorivnih eleaenafaTti jezgru* 2a izabrana standardna jezgra, eksperimentalno su ustanovljene sledeće vrednostl ovog koeficijenta /Prilog A)s

Jezgro od prirodnog tira&a t 71? p cm/cm jezgro od 2% obogaćenog urana: 160 pcm/cm jezfro od 80% obogaćenog urana: 420 pem/era .

Uz1roaju€1 u obzir način punjenj a reaktorskog suda teSkora vodom, brzina dodavanja reaktivnosti za tri navedena sistema:

brzo punjenje sporo punjenje

jezgro od prirodnog urana: 3 pcm/s 1 pera/s jezgro od 2$ obofaćenof urana:6#7 pero/s 2*1 pcm/s jezgro ©d BQ% obogaćenog urana; 17#S pcm/s 5.S pera/s.

(b) izvlačenje kontrolne Hpke 12 reaktorskog suda

Izvlačenje kontrolne §1pke ne predstavlja standardnu operaciju dovodjenja reaktori do kritičnosti* U postupku pribli­žavanja kritičnosti, kao osnovna operacija smatra se pumpanje teške vode u reaktorskl sud, pri Čeou je kontrolna šipka u gornjetn graničnom položaju /3/. Tek po dostignutoj kritičnosti, kontrolna Sipka se može spustiti u jezgro u cilju kompenzacije eventualnog viška reaktivnosti*

71.

Efektivna dutlnak kontrolna §1pke Iznosi 100 cmt

a poraera se brzinom od ©#S cm/s (Odeljak §.1.3). Proračunate vrednostl ukupne reakt1v«ost1 ove šipke u Izabranim standardnim konflgurad jaraa jezgra reaktora kredu se od 170 pcsn do 200 pen? (Odeljak 5.1.4). Pri njenom Izvlačenju Iz Jezgra, slstereu se dodaje reaktlvnost proseSno od oko 1 pcm/s.

(c) Izvlačenje sigurnosnih §1pk1 1z reaktorskog suda

Izvlačenje sigurnosnih §1pk1 takodje ne predstavlja standardnu operaciju dovodjenja reaktora do kritičnosti, Za vreme standardnog postupka približavanja kritičnosti, sve sigurnosne šipke se nalaze van jezgra reaktora (sigurnosne Sipke SS-j 1 S§2 su u krajnjlro gornjim položajima, a prateći nlvomer je neposredno Iznad nivoa te§ke vode u reaktorskof

Efektivna dužlnaVsigurno$n1h I1pk1 S§^ 1 Sš^ je 100 era, a pratećeg nlvomera 130 cn. Brzina poraeranja sigurnosnih §1pk1 je oko 3.33 era/s, a pratećeg nlvonera 0.5 cro/s (Sdeljak 5.1.1. 1 5.1.2). Proračunate vrednostl ukupnih reaktlvnostl ©v1h §1pk1 u Izabrani® standardnim konflfuradjansa jez§ra reaktora treću se od 700 pcm do 3800 pera (Odeljak 5.1.4), što, pri njihovom Izvlačenju 1z jezgra» daje sledeće vrednostl za brzine dodavanja reaktlvnostt ststemui

sigurnosna § i pk#-Sš-j, odnosno Sigi - jezgro od prirodnog urana: 23 pera/s - jezgro od 2% obogaćenog urana: 50 pcm/s - jezgro od BQ% obogaćenog urana: 70 pera/s ,

prateći nlvonser - jezgro od prirodnog urana: 7.7 pcm/s - jezgro od 2% obo§aćeno§ uranas 9.6 pera/s - jezgro od 80f obogaćenog urana: 14,6 pcm/s .

72.

(đ)pufjjenje vert1kaln@§ eksperintentalnog kanala teUkora vodora

U slušaju da dodje d§ prskanja vert1kaln©§ eksperlsi©«-talno§ kanala, dollo bi d® prodlran^a te§ke vode u njega» §t© b1 Izazval© pove^anje reaktlvnostl slsteraa. Srzlna dođavanja reakfclvnostl zavisila bl od veličine pukotine. Ukapna reaktiv-nost kanala 0 2S/23 rata Iznosl oko 10 pers za izaferafio standardno jezgro od prirodnof urana« a kanala 0 43/41 ram Iznosl oko 190 pcro 2a Izabran© standard«© jezgre od 2% obogaćenog urana /1.26/.

Najkra€e vretsi© za k@j@ t»1 se ovi kanall napunlll vodero pr1 potpueora odvajaRJu dna kanala, kreće se u §ran1caroa ed 0*5 d© 1 sec. To znaS1>da bl ferzlna dodavanja r@akt1vnost1 u ova dva slufiaja Iznosila raakslmalno 20 pcm/s, odnosn© 190 pcsa/s.

Prskanja horizontal rmg kanala ne bi prouzrokovalo porast reaktlvnostl, poito b1 do§lo do Istteanja vode 1z reak-torskog syda,

(e) Iivlaf!enje sksperlnentaltitf uredjaja 1z reaktorskog jezcjra

Oođavanje reaktlvnostl $1$tema na ovakav naSln isoglo b1 da se estvarl ukollko b1 s© »ski eksperlroentalnf uredjaj*' vadl© 1z Jezgra xa vreme rada reaktora. Kako se uredjaj za autoraatsko laerenje raspeđel© fluksa neutrona, kojl se krećfc kroz jezgr© reaktora., v1§e ner upotreblJava, a proplslma za Izvodjenje eksperlaenata na reaktoru RB zabranjuje m* svako uklanjanjs ekspeHfBentalne ©preme za vraroe rada reaktera, do ovakvog naSina dodavanja reaktivnosti sistemu raože doći jedlno pr1 upetrebl reaktorskof ©scilatora, ako bi se ovaj pokvario u Biomeiitu Izvlačenja nafcog apsorbetra neutrona 1z jezgra reaktora.

tfel1£1na promane reaktlvnostl u ovakvlm slučajevlnia zavisf od vrste @ps©rtj@ra 1 konflguradje jezgra, MJu nije iBogućno unapred odred1ti» t© S® za svaki uzorak.kojl s@ stavlja u reaktor. prethsdwo mora teor1jsk1 111 eksperlRentalno ©dredltl reaktlvaost kojy on v©2uj@.

73.

(f) Ubacivanje goriva u reaktorsfei sud

Ubacivanje goriva u reaktorski sud, u usloviraa sadaš­nje konstrukcije reaktora 1 načina rada na njemu* mogućno je samo kada se u reaktorskora sudu ne nalazi teška voda 1 kada je poklopac suda podignut (vlđeti Prilog E).T1»e so mogućnost doda­vanja reaktivaosti» na ovaj način* isključuje.

10.1.2. Srešfce u pogonu reaktora

Ova vrsta grešaka je od najvećeg uticaja na sigurnost reaktora. Najznačajnije vrsteferešaka koje raofu imati uticaja na sigurnosni rad reaktora, ukoliko se ne bi preduzele protiv-reere^su sledeće:

(a) Pogrešno postavljen donji položajni nivoraer

Ova greška mole biti posleđica pogrešno proračunatog 111 proeenjenog kritičnog nivoa teška vode u reaktorskora sudu, a takodje 1 posleđica pogrešno postavljenog donjeg nlvomera od strane pogonskog osoblja. Reaktor, u takvo© služaju, može da dostigne kritičnost za vreiae izvlačenja sigurnosnih ilpki SS, 1 SS., iz jezgra. Brzina prosene reaktivnosti do koje bi pri tome došlo data je u prethodnom odeljku,

f»@gre§n© postavljanje donjeg položajnog nlvomera, da bi izazvalo neželjene posleđice, moralo bi da bude povezano i sa greškom u očitavanju položaja pratećeg nlvomera, 111 u za­nemarivanju njegovog pokazivanja, (b) flekontrolisano dizanje nivoa teške vode

Do nekontrol1sano§ dizanja nivoa teške vode može doći za vrerae ubacivanja vode u reaktorski sud manjom brzinom," ukoliko se nejfei vodilo računa o pokazivanju instrumenata, a pod us lovora da satni reehanizam za automatsko zaustavljanje rada puupe bude u kvaru, ili da se izraedju dva Intervala punjenja ostavi kratak vremenski interval (Odeljak 5.2).,

74.

Ova greška može biti povezana i sa pogreSnii postavlja­njem gornjeg položajnog nivoroera* Brzina dodavanja reaktivnostit u ovakvoj situaciji, data je u prethodnom odeljku.

(c) fireške u rukovanju uredjajlma kontrolnih raernih kanala

©va vrsta grešaka ne dovodi do povećanja reaktlvnostl reaktorskog sistema, ali je vrlo značajna zbog toga §to mole dovesti do rada reaktori na znatno viloj snazi od one koja je predvidjeni eksperimentalnim zahtevoEi.

U ©ve greške spadaju: pogrešno postavljanje korsora mernih kanala za detekciju fluksa neutrona (njihov® ©draicanje od reaktorskeg suda, vidtti SI, 17), njihov© oklapanje kadsniju-woro (videti Ode!jak 4.1,2), kao i zamena pretpojaSavaSa sa druioro ulaznera osetljivo§£u» a da pri tome nije edredjen, ili nije uzet u obzir novi kalibraeioni odnos za snagu reaktora. Ovde, takodje, spada i pogrelno postavljen opseg merenja na pojačavačim® linearnih wernih kanala.

10.1.3, Kvarovi na uredjajima

*«J£t Brojne su sogućnosti da svattl kvar na uredjajiroa

ili opremi reaktora bude uzrok dodavanja reaktivnosti sistetau. U opštesi slučaju, mofju se razlikovati dve vrste ovakvih kvarova: pojedinačni (osnovni) i feoincidentni. Pojedinačni kvarovi mogu, sami po sebi, da izazova dodavanje reaktivnosti sisiesiu. Koinci-dentni kvarovi^ili freike, su kvarovi spojeni medjusobno, odnosno sa greškama u pogonu. Oni su raanje verovatni» ali mogu da izazo­vu tele poslediee.

(a) Otkidanje kontrolne šipke

Ovaj kvar, koji b1 doveo do pada kontrolne šipke na dno reaktorskog suda, raože dovesti do v@€e§ dodavanja reak­tivnosti sistemu. S obzirom da je ova "ftfla okačena o še41£nu traku na kojoj slobodno visi vezujući pri tome odredjenu reakti-vnost, kidanje trake de dovesti d@ pada lipke na dno suda i time do oslobadjanja reaktivnosti koju je vezivala u reaktoru.

75.

Kontrolna šipka vezuje od 170 do 200 pero reaktivnosti u nave­deni© standardnia jezgrina reaktora, dok na dnu suda ta reak-tivnost sigurno nije veća od 10 do 20 pcm.

Otkidanje© šipke bi se u kratko« vremenu raofilo "oslo­boditi" i đ© 200 pens reaktlvnostl. Brzina padanja Sipke nar dno suda je veoma neodredjena zbog prisustva §or1vnih kanala koji mogu da uspore njen pad. Sruba proeena pokazuje da to vrerae mole da iznosi oko 3 sekunde /!/, §to bi značilo da bi se siste­mu dodavala reaktivnost brzinoa od oko 60 - 70 pera/s.

(b) Kvarovi u wehani2m1ma sifurrsosnih sipki

II Ode!jeku 5.1.1. regeno ja da se na donjem kraju cevi - vodjice sigurnosnih § 1 pki SSj i SSj, nalazi graničnik koji sprečava propadanje ovih tipki u reaktorski sud, u sluča­ju da đodje do prekidi čeliSnotf užeta o koje su okačene. Pra­teći ni vomer je vezan na Isti naglo kao 1 kontrolna šipka, to se on mole otkačiti i pasti na dno suda. Medjutim, reaktivnost sigurnosnih Šioki S5-j i S§2 $® dovoljna da "ugasi" reaktor sa ma kojoia konfiguracijota jezgra, te efekt otkidanja pratećeg nivofuera ne mora da se analizira sa aspekta sigurnosnog rada reaktora.

S druge strane, kvar u ma koro delu eelokupno§ sistema sigurnosnih sipki koji bi #fesogućio njihovo obaranje u rsaktorski sud, otklonio 11 se prekidom rarežnog napajanja ovih uredjaja, usled 5ega bi sve šipke pale pod dejstvora gravitacije.

(e) Kvarovi na uredjajima kontrolnih roernih kanala

Ova vrsta kvarova je neposredno vezana sa freškaraa u rukovanju ti® uredjajiaa. Od posebne važnosti je kvar koji bi nastao na instrusientiiaa linearnog raernog kanala br. 0, koji služi kao referentni kanal za ©dredjivanje snage reaktora (vlde-ti Odeljak 4.1.3).

Kao i u slufiaju grešaka u rukovanju ovisi uredjajima, tako 1 u slučaju kvara ga njima, ne bi dojio do povećanja reak-tivnosti u sistercu, a1lY$na§a reaktora m&e biti znatno veća od ©ne koja se teli da postigne.

76.

10.2. MERE ZA SPREČAVANJE NEK0NTR0USAN0S DODAVANJA REAKTIVNOSTI

Mere koje stoj© na raspolaganju za sprečavanje nekontro-lisanog dodavanja reaktlvnostl mogu se svrstati u tri grupe:

(1) administrativne mere, (2) automatska kontrola preko sigurnosnog sistema 1 (3) sopstvenl odgovor reaktora na povećanje reaktlvnostl. S obzirom da saraokontrola reaktora preko negativnih

efekata temperature za slstesae male snage, kao §to je reaktor RB, praktično ne dolazi u obzir kao raera za sprečavanje nekontroll-sanog dodavanja reaktlvnostl, posebna pažnja je posvećena prvlra dveraa mogućnostima.

10.2.1. Administrativne mere

Osnovni eleraentl administrativne kontrole sastoje se u meraraa koje su preduzete u pogledu načina rada reaktora (ograni­čenje snage 1 vremena rada reaktora, deflnlsanje propisa 1 postu-paka za upravljanje reaktorom ltd.) 1 ograničenja ukupnog^^sMt>tMMM^ reaktlvnostl u reaktoru. Propisi 1 uputstva za rad na reaktoru, kao 1 Instrukcije vezane za rad u pogonu reaktora def1n1san1 su u odgovarajućih dokumentifsa /2,3/. Radni režimi reaktora su obra-cijeni u ©vod izveStaju (v1det1 Odeljfckf 9.3).

Odvajanjem pogona reaktora od njegovog eksperimentalnog korišćenja, Što je učinjeno još" pre prvog pu§tanja u rad rekonstru-isanog reaktora RB /!/, smanjena je mogućnost pojave operativnih grešaka. Odgovornost za pogon reaktora leži Isključivo na šefu pogona, kojlrs $ru§® strane obavezan da delujt prema postojećim propislroa 1 uputstvlnia za rad na reaktoru. Odgovornost za eksperi­mentalno kor1§Ćenje reaktora snosi rukovodilac fe^peHnenta* a preko njega 1 nosilac ugovora u okviru kojeg je planiran ekspeMroent« Analiza svakog predjoga za eksperiment, propisivanje administra­tivnih raera za pristupanje eksperimentu, kao 1 kontrolajiprovodjenja odgovarajućih mera smanjuju mogućnost grešaka u pogonu /2/,

77.

Konačno, Izbor osoblja - kako za pogon reaktora, tako 1 za Izvođjenje eksperlraenta - obezbedjuje određjenu sl0urnost u odnosu na potkradanje operatlvnih grešaka za vretae rada. Stručna kvaHflkael ja Ijudl koji su neposredfio vezanl za po§on reaktora neophodan je uslov za pravlln© sprovodjenje pogonsklh Instrukdja 1 proplsa za rad na reaktoru. Za Sefa pogona zahteva se da iraa vlsoku struSrau sprerau, vise fodlna rada u strud t poznavanje eelokupnog pogosiskog slstetsa rtaktora R8. Operator! u pogonu 1 njlhovl poisoćrilcl ffioraju 1aat1 završenu srednju tehnlčku §kotu, duSe Iskustvo « radu f*a reafetoru 1 položen poseban 1sp1t za ope-ratora na reaktora RB (pđeljak 9.1.Ž)* Ostalo tehnlčko osoblje u pogonu, €1J1 j® fmovinnlvnl zadatak da održava eVektr1€ne 1 roehanlčke komponente r@akt©rsk©§ slstesa n Ispravnoci stanju, takodje Hiora 1aiat1 od§ovaraju€u strufin« sprewu 1 duže radno 1sku-styo. RufeovodHae ekspeHaenta raože b1t1 sanso H c e sa vlsokora struSnera spreeom 1 sa potrefeiHEi iskustvoro u Izvodjenju eksperlroe* oata na reaktoru.

Za mehanlzrae 1 grelke, kojl s« navedenl « prethodnom ddeljku, a pr1 kojlma dolazi do povećanja reakt1v?*ost1 u reaktoru, postojl odgovarajuća kontrola na reaktoru rufinlro 111 automatsklm koraandaaia (vtdetl slede€1 odeljak). S dr«§e strane, n1zo© adm1n1-stratlvnlh roera, verovatnoća pojave neželjenog pove€anja reaktlv-nostl, na reaktoru znatno je ssanjena,

(a) Pogrešno postavljanje donjeg peložajnog nlvoroera

Ova operattvaa greška mogućna je sauio pr1 prvom pultanju u rad reaktora sa takvoiR konflguradj®8» §©Hvn1h elemenata ko^a do tada ntje b11a u njemu postavljena. Hakon §to se otvrdl kr1-tičan nlvo teike vode, položaj donjef ntvoisera raože da se korlguje, i u daljens radu sa tie? Jezfroro ne trefea @a jnenjatl. Zfeog degra-dadje teške vode (Odeljak 3.2), kr1t1£na v1s1na reaktora za 1st1 tlp jezgra se pove€ava u toko vreuena, ito lisa pozltlvan efekat na s1gurnos*1 rad u odnosu na već ranlje utvrdjenl položaj donjtg nlvomera.

78.

Preraa postojećim propisima za rad reaktora StB, donji nlvomer ne srne biti postavljen Iznad visine pri kojoj bi efekti­vni faktor multiplikacije neutrona. K@^ u sistemu Iznosio 0.9 (ovde se podrazuraeva da su sve sigurnosne šipke, uključujući i kontrolnu, van reaktora). Zbog nedovoljne sigurnosti proračuna­tih kritičnih visina reaktora, pre puštanja u rad reaktora sa novom konfiguracijo® jezgra, donji nivoraer treba postaviti na visinu pri kojoj b1 &0f lisalo vrednostVok© 0.6. Po utvrdjitlaju eksperimentalne vrednosti za kritičan nivo teške vode, donji nivoraer s© postavlja na takvu visinu pri kojoj Kef Iznosi oko 0.9.

(b) NekontroHsano dizanje nivoa teike vode

S obziroia da punjenje reaktorskof suda teškom vodom predstavlja ssorealni postupak dodavanja reaktivnostl 1 prlbli« žavanja kritičnosti u pogonu reaktora RB, §re§ke pri ovoj opera­ciji ograničavaj« se pomoću satnog mehanizma koji Isključuje purapu posle Isteka ©đredjenof vremena. Trajanje punjenja reaktor-skog suda te§ko» vodom (manjom brzinom) mole ovim mehanizmom da se reguli§e u intervalu od 5 do 10 sek"f Ka taj način, mogućno je u svakom konkretnom slučaju - presa tipu jezgra 1 vrednosti koeficijenta reaktivnostl dp/dH, Izabrati ono vreme pri kome ukupna promena reaktivnostl za vrerae rada pumpe u jednom koraku ne bi iznosila više od 100 pes.* Ponovio uključivanje pumpe nije dozvoljeno sve dotle dok se na peHodmeirlroa marnih kanala ne može tačno 1 sa sifurnoSću da pročita trenutna vrednost stabilne periode reaktora.

Gornji položajni nlvoner se postavlja na takvu visinu iznad kritičnog nivoa teike vode, da porast vode do te visine ne b1 mogao sistemu da poveća reaktivnost za više od 600 pen /!»£/„ Ukoliko je u Jezgro reaktora postavljen neki eksperimentalni

* Ova 1 slične vrednosti koje stt date za brzinu promene reaktivnostl, 111 ukupnu reaktivnost sistema, odredjene su tako da ne premašuju odgovarajuće vrednosti koje su propisane za reaktor RB.

79.

-ftredjaj koji vezuje ©dredjenu reaktlvnost, gornji nlvojaer se oože postaviti 1 na novi pololaj, sjtlia da porast nivoa te§ke vode d© te visine ne ©niogučava dostizanje veče reaktivnosti od 900 pm (kada b1 se uredjaj Izvukao van jezgra)* U tora cilju je ograničena 1 maksimalna reaktlvnost, koju takav uredjaj nože da vele u reaktoru, na vrednost od 800 pera.

(c) Sre§ke u rukovanju uredjajiraa kontrolnih rcernlk kanala

Ove grelke su čisto operativnog karaktera 1 administra­tivne roere su ovde jedini način da se one $pre&€s 111 da se njihove posledlce svedu na bezopasnu meru.

Pre svakog puštanja reaktora u rad, Sef pogona je oba­vezan da prokontroliše položaj j©nizae1on1b komora 1 BF3 brojača kontrolnih raernih kanala, a operator je dufan da u Dnevnik po§ona IH zapi§e karakteristike pretrpojačavača u Hnetrnlia 1 logaritara-ski© memlo kanalima (kao 1 podatak da 11 su jonlzaclone komore oklopijene posebni© kadrnl ju?ssHi» omotačem - Odeljak 4.1,2.}. Nakon toga, na osnovu Sertlfikata rešetke ill i karakteristika upotrebljenih prelTpojičava, Sef pogona saopStava operatoru ka-Hbraeioni odnos za snagu reaktora 1 odredjuje opseg raerenja na galvanoraetrlma pojačavala kontrolnih nernlh kanala (vldetl Odeljak 4,1.3).

Ukoliko bi se javila potreba za zaroenora pre*fcpojačavaČa na linearnom raernoro kanalu br, 6» ta zaroena bi morala prethodno da se Ispita na jednoj od četlfcl konfiguracije jezgra koje su navedene u radu /14/» kako b1 novi kal1bradon1 odnos snage mogao §to preciznije da se odredi. Isti postupak treba primeniti i u slučajevima proroene polelaja jonizadone komore tog me mog kanala, odnosno zaraene pojačavača na njemu.

U toku rada, §e| pogona je obavezan da na osnovu uspo­stavljenih odnosa pokazivanja kontrolnih sernih kanala, kao i doziraetrljskih kanala, ustanovi da 11 su njihova pokazivanja u očekivani® granicama. Isto tako, za vrerae rada reaktora u stabil­noj?? rež1wu, obavezno se roora 1zvr§1ti aerenje Intenziteta gatna zračenja u nekoliko siernlb tačaka u zgradi reaktora RB, a obavezno

so. u tačkaroa 4,6 1 8. (sen u slučajevima kada je zračenje u sever-nora hodniku zgrade reaktora veoraa visoko). 0va merenja, u cilju provere, vrše se gama piltol j-doziKietrom (videtl slike 19,20, 24,27 1 28).

(d) Kvarovi na uredjajima kontrolnih raernih kanala

Ma reaktoru RB postoji osam mernlh kanala za detekciju fluksa neutrona koji izlaze iz reakterskog suda (videtl Odeljak 4.1). četiri od ovih kanala slule za kontrolu rada reaktora u potkritlčnora relirou* a ostala četiri slul© za morenje snage 1 periode reaktora.

Proplsleia za rad na reaktoru zahteva se da bar po dva kanala, od obe vrste« budu uvek uključena u rad* U normalnim okolnostima, uvek je svih osam kanala uključeno u rad, a posebno sva četiri kanala kojima se ođredjuju snaga 1 perioda reaktora (linearni 1 logaritamski kanali). Po§to su poznati rsedjusobnl odnosi u pokazivanjima odgovarajućih kanala, snaga rektora se može pratiti na bilo kom od četiri kontrolna raerna kanala, te otkazivanje jednog 111 dva takva kanala za vreme rada ne mora bezuslovno da zahteva 1 zaustavljanje reaktora (čak i u slučaju da se kvar pojavi na referentnom mernom kanalu brjsfe 6|.

(©) Dizanje kontrolne i sigurnosnih lipki

Kao što j© u prethodnom odeljku ve€ rečeno, dizanje bilo koje od ovih §1pki, u cilju dovodjenja reaktora do kritičnosti, ne predstavlja normalnu ©peraelju i zabranjeno je postojeći« pro­pisima o radu na reaktoru RB.

10,2.2. Automatska kontrola preko sigurnosnog slsteisa

Kontrola reakt1vn©st1 na reaktoru RB se raole vršiti automatski ili ručno, a cilj joj je da ograniči ukupnu reaktivnost koja se raože dovesti slsteiMto« 111 da ograniči brzinu dodavanja reaktlvnosti. Automatska kontrola oj30§u€ava da se svako neočekivano povećanje neaktivnosti ograniči intervencijo« samog sistema.

81.

tak© da ovaj način predstavlja najefikasniju protlvmeru za nekontro-Hsani porast snage reaktora.

Sistem automatske kontrole reaktlvnostl na reaktoru R8 zasniva se na sledećlm elementima: mernlm kanalima, sigurnosnim k-analima, signalima sigurnosti 9 sistemom sigurnosnih sipki» cirku-ladoniro sistemom za tešku vodu 1 ograni Senju lMf§rm^t6nC&^ reaktlv­nostl. Opis ovih kontrolnih elemenata i način njihovog funkcionisa-nja dat je u odeljeima 4,5 i 6. Njihov uticaj na povećanje reaktlv-nostl sistema* u odnosu na mehanizme dodavanja reaktlvnostl, dat je u daljem tekstu,

(a) Punjenje reaktoFSkog suita teškom »odoro

U Odeljku 10*1.1 date su brzine dodavanja neaktivnosti prilikom ubacivanja teške vođe u reaktorskl sud. M reaktoru EB su do sada Ispitivane različite konfiguracije jezgra kod kojih su se ove brzine kretale od nekoliko desetih delova pcm/s#* do blizu 20 pcra/s.*

Analiza dejstva s1§urnosno| sistema u slučaju povećanja reaktlvnostl koje nastaje punjenjem reaktorsko§ suda teškom vodom, data je u prethodnom fzveltaju o sigurnosti reaktora RB /l/. Ona je Izvrlena fra Izaferan© standardno jezgro sa goHvniro elementima od pr1rodn©§ urana 1 za pretpostavljeno standardno jezgro sa <joriv-nlm elementima od 2% obogaćenog urana koje fe>1 Imalo koeficijent reaktlvnostl do/dH od §00 pcitt/em**.

Postupak koji je prltsenjen baziran ja na u|ro§ćenom modelu reaktora u kome se ne vodi računa u prostornoj raspedeli neutronskog fluksa 1 temperatura. Za početku sna§u uzeta je nomi­nalna vrednost od 1 tt. Usvojena je pretpostavka da sigurnosni sistem stupa u dejstvo kada se dostigne maksimalna snaga od 10 M (aktivira se sigurnosno kolo za snKfe reaktora) 1 perioda od 10 s (aktivira se sifurnosno kolo za periodu reaktora). Brojne vrednosti amplituda

* Rukovodeći se preporukama Međjuftarotfne agencije za atomsku energiju /4/, brzina dodavanja reaktlvnostl oa reaktoru RB za vrerae pribli­žavanja kr1t1§nost1 ©franlfiena je propisima na vrednost od 2X10*"2AK/J< u sekundi (20 pcm/s).

** Brzine dodavanja reaktlvnostl za ova jezgr« Iznose EO.J&cm/s 1 6.7 pcm/s u zavisnosti od brzine punjenja reaktorskog suda teSkom vodom.

82.

signala s1§urnost1 odredjene su krajevima opsega od§ovaraju€1h Instru­menata (Odeljak S.2), Pobijeni rezultati prikazani s« na slikama 32 1 33.

Maksimalna sna§a od ion dostiže se nakon 1769 odnosno 75 sekundi za standardno jezgre sa prlrođnlu goHvosa, 1 nakon 45, odnosno 20 sekundi za standardno jezgro sa obogaćeni® gorivom. Uočava se da $1§r»al prekoračenja snage prvi aktivira sigurnosni sistem 1 zausta­vlja reaktor.. Perioda reaktora* pri ©alim .porastima reaktivnosti, aktivira sigurnosni slste© kasnije, a tewMHw&nJe ovog signala u odnosu na signal snage je utoliko veće ukoliko je manji porast reaktivnosti slsteraa. Qslobodjena energija* pri ©v1© ekskurzijama snage Iznosi:

Za porast reaktivnosti od 1 pem/s : 410 Ms w 3 pen/s : §30 tfa " 6.7 peu/s : 135 Ms

20.8 pem/s s S0 Us*

Sigurnosni slggnal za zaustavljanje reaktora u slučaju prekoračenja snage đablja se preko inearna raerna kanala«

* a sigurnosni signal zbog dostizanja periode od 10 111 20 sekundi doblja se preko đ- periodmetra 1 res^stratora periode (v1det1 Odeljkjt 5*2 1 5.3). S obzirom da fear jedan linearni semi kanal mora uvek da bude ulljuSen u rad» postoje najmanje Četiri sigurnosna signala koji fe1 aktivirali sigurnosni sistem u slučaju nekontrollsa-nog punjenja reaktorsko§ suda teškom vodom,

Kako su oslobodjene energije kod ovakvog incidenta vrlo male, njihove posledlce sav stanovišta zaštite od zračenja su zanemar-lj1v@ (videtl Odeljak 10.3.4).

(b) Punjenje vertikalnog eksperimentalnog kanala teSkosi vodom

Polazeći ©d reaktivnosti kanala koji su nejCeSče u upotrebi na reaktoru#£0đe1jak 10,4.1-b), dobi ja se da hi njihovim prska­

nje© snaga reaktora rasla sa stabilnom periodom oč oko 160 sekundi kod izabrane standardne konfiguracije jezgra sa §or1vn1m elementima od prirodnog urana, odnosno sa pe#1©dom ©d oko S minuta za Izabrano standardno jezgro sa gorlvntm elementi®© od Ž% obogadenof urana.

83.

Ovako male brzine porasta reaktivnostl lako se raogu kompenzifatl 1 komandnim sistemom, bilo automatski (pomoću kon­trolne Šipke), bilo ručno (pralejenjem teške vode Iz reaktorskog suda), tak© da se ne zehteva dejstv© sigurnosnog sisttsa.

(c) Uvlačenje eksperimentalnog uredjaja 1z reaktora

Mogućnost dodavanja reaktivnostl na ovaj nafiin ograni­čena je činjenico© da je postavljanje 1 izvlačenje eksperimentalni^ uredjaja dozvoljen© šarao kada je reaktor van upotrebe, odnosno zaustavljen.

Ukoliko b1 se na reaktoru postavio uredjaj za automatsko cerenje raspodele fluksa, ili neki sličan uredjaj, efoktl promene njegovog položaja u jtz§ru reaktora na reaktlvnost morali bi da budu u okviru mofućnosti automatske regulacije snage reaktora. To će se postići ograničenje® brzine proraene reaktivnostl ovakvog ure-đjaja na vrednosti koje su Banja od proraene koje moS« da prati si­stem za regulaciju sna§@ (1 pcs/s).

U cilju bezbedn1je§ rada reaktora, polazeći od mogućnosti da neki eksperimentalni uredjaj sofe za vreise rada reaktora greškom da bude Izvučen jz jezgra reaktora (111 "Izbačen" usled potiska teške vode), zabranjeno je postavljanje u reaktor uredjaja £1ja je reaktlvnost već® od 800 pen.

(d) Kvarovi na uredjajlraa

Qd kvarova koji su navedeni u Odeljku 10.1.3, za automat­sku kontrolu reaktivnostl na reaktoru Interesantan je šarao sViMf&$ otkldanja kontrolne Sipke. Kida se kontrolna §1pka koristi za automatsku regulaciju snage reaktora, ona vezuje manju rr®3kt1vnost reaktora nego kada je potpuno uronjen«** Njeno otkidanje 1 padanje na dno reaktorskoo, suda sigurno nffbi proizvelo već« brzinu dodava­nja reaktivnostl ofcnMMP od 20 pen/s, tako da se ovaj slučaj po načinu delovanja slfurnosnog sistema i posledlcania raože 1dent1fl-kovatl sa slučajem punjenja reaktorskog suda teškom vodom koji je objašnjen u taSkl (a), Me b1 se ništa bitno 1z®en11o n1 pri većim »Ti> l l«a r WM»l •J«"—»1II I I1W»H »iriUMIJMlilH

* Način regulisanja snage reaktora pomoću kontrolne šipke opisan je u Odeljku 6.3,

84.

KržlnaRia porasta reakttvriostl (makslmalno 60-70 pcm/s, Odeljak 10.1.3-a).

SluČaj kada bi s1g«rnosn1 sistem u celirsl otkazao, anall-ziran je u Odeljkti 10.3 i predstavljen je ka© eakslnalnl Mpotetl-Sk1 udes na reaktoru.

10.2.3. Sopstveni odgovor reaktora na povećanje reaktJvnosti

Teraperaturski efektl sa ne^atlvnte r©aktivnošću predsta-vljaju odfovcsr reaktora na poveđanje sna§e. S ©bzlroro da se reaktor RB koHstl IskljuSivo 1 u doisenu mallh snaga (nafcs final no do 10 kM), temperaturskl efektf R© dolaze u obzir kao sredstvo za recjulisanje rada reaktora kako pri nomalnont k©r1§€(snju» tako 1 pri Incidentlfna kojl spadaju o damen reagovanja slgurnosnog sisttraa.

U anallzama Incldenata datlm « prethođna dva odeljka, tecsperatsrskl efektl prakt1£no ne ut1€u na kollSlnu oslobodjene energlje za vreroe eksfcurzije sna§e reakfora. Medjut1ss» u sluCajtt otkaza slgurnosnof s1sterna* lao 1 veCUkAfo ekskurzija snage, negativ-ni teeperaturski efektl MllVjedlna mogudnost koropenzlranja vlSka reaktlvnosti.

Mogu se 1zdvoj1t1 alsdeća tri efekta kojl Itnaju utlcaja na ponašanje reaktera pri ekskurziji snage:

(1) nefjatlvni tessperaturski koefleijeat reakiivnostl za gorlvo (ufan),

(2) negatlvni tepperaturski koefld jenat reaktlvnostl za moderator (teška vođa) 1

(3) kljuCanje teike vode.

Negatlvnl teiperatstrski koef1c1jent1 reaktlvnosti za goriv© 1 moderator zavise od konflgyradje Igorlvnlh elenenata u jezgru reaktora. Za Izabrana standtrdna Jez§ra ovt koefidjentl za §©r1v© iiiajy sledeće vrtdfiost.1 (PHleg D):

85.

- jezgro od pHr©dno§ urana : - 1 . 6 pm/£*C - je-zgro od Z% abogaćeneg yrana : - 1*1 pcn/ft"c - jezjr© ©d 80 & obogaćenog uraraa s - 1 * 0 pcm/fe*c»

Teeperaturski ko@f1c1|@n#jb reakt ivnos t l za rooderator za jezgro od prlrodnog urana Jg 1zs@ren /27/» a za ctgtsla dva Izabrana jezgra je proraSuitat (PMlog D):

- j t z f r o od pHredesf tirana : - 24 pcm/£ *c - jezgro ođ 2f ©b©§a£e?i©§ tirana : - 19 pm/+*c - jezgr© ®4 BQ% obogaćenog urana : - 17 pcro/4&*c.

Ttnparatura ®©derat©ra van cjoriva se se sporo raenja, pr1 perast« snage reaktora zbog ve11k®| t©p1otn©§ k a p a d t e t a . Medjatls, teSk® v©da « bHz lo i goHva i unutar gortvnlh elerae-nata od ot>0§ačen©§ araoa će nakon odredjenog vreeeaa početi da ključa (v idet l S1.1E). Kljufanjeis se s tvaraju iBefrurovt p&re koji posaažu uilcanjH neytr®na» te ss reakt ivnost slstema sicanjuje.

1 ' \ 3 . MAKSIHALSI HIWJTETICKI IJOES

Kao faaksimalnl h1poteti€k1 udes sol© da se snatra slufiaj ti k©we b1 nekontr©1isaRO došlo d© povećanja nlvoa te lke vode u r@akt0rsk0.ffl §«du, a da prl t o s t sva slgurnosna kola otkažu (ovd© se p©dra2M»eva da j e reaktlvnO'Stt ogranlSenA prejs© <?or-njeg poloSajitog nlvoroera). 8 n i n e tiojlma se tois prTTtiolVaodaju Mtmn'Atimm* reaktorw date su u Odeljky 1 0 . 1 . 1 .

Anallze ovakvsg tsdesa k©je sy prifcaz&ne u prgihođnotB IzveStaju o slffurrtostl» zasnlvale su s© na jednogrupnon tačkastom raodelu klnet ike reaktora 1 prostorno nszav1so©j raspodell terape-r a t u r a . Proračum, za Izabrana stanđardna jezgra 04 prire^nog t 2% ©boga^enos urana|Vr§©n1 s« na analo^noj racunskcjj raaiinl SAS / 1 / . Zahvaljujuži razvijenlra ftufB@r1£M@ prograraipia za proračun nuklearntb parasietara reaktora 1 većici Biogudnostlroa d lg l t a lne računske reašine, razvljen j e novl s tde l za analizu udesa Ra nuklearnoR reaktoru koji se zasniva na j@dRO§r«pnoj adl jabatskoj aproks1©acij1 kfnetlke

80.

reaktora I Jednodimenzionalnoj prostornoj zavisnosti tempera-turskog polja u reaktoru /28»29/.* Prlmenom ovog modela gore pomenutl slučajevi su ponovo analizirani, a Izvršena je 1 anali­za maksimalnog udesa na reaktoru sa Izabranim standardnim Jez­grom od 80% obogaćenog uranskog goriva.

Proračuni koji su Izvršeni za sva trt Izabrana jezgra reaktora bazirali su se na sledečem zajedničkim elementima:

(1) Za maksimalnu vrednost priraštaja reaktlvnostl, koja odgovara dozvoljenoj količini teške vode u reaktorskora sudu, uzeta je vrednost od 1900 pem, tako je ona propislraa ograničena na 900 pera. To je učinjeno zbog toga Sto se višak reaktivnostl ne mole smatrati konstantom, jer zavist od trenutne temperature teške vode« \t

(2) Pre#postavlJenoVda su brzine kojima se reaktlvnost uvodi u sistem nezavisne od porasta nivoa teške vode Iznad krit!? nog nivoa.

(3) Zanemaren je porast nivoa teške vode u sudu za vreme uvodjenja reaktivnostl MI sistem, što zajedno sa prethodnom aproksimacijom vodi do težih posledlca udesa.**

(k) Uzeti su u obzir samo negativni temperaturski koefi­cijenti reaktivnostl za gorivo I moderator. Efekti ključanja moderatora nisu uračunati, što takodje, kao rezultat ima teže posledlce udesa, jer nastajanjem šupljina u slučaju zapremlnskog ključanja dolazi do smanjenja trenutne reaktivnostl sistema, a povećavaju se koeficijenti prenosa toplote.

(5) Snaga od 1 W I temperatura od 20°C uzeti su kao početne vrednosti radnog režima reaktora pre nastanka udesa.

* Model Je u skrac'en©« obliku prikazan u prilogu 0. ** Porastom nivoa vode u sudu povećava se I njen toplotnt

kapaeltet.

87.

10.3.1. Jezgro sa gorlvoro od prirodnog urana

Standardno Jezgro sa gortvnlra element!ma od prirodnog urana, tUJI Je presek prlkazan na Sl.^3 (PrMog 0), podeljen Je na Sest radljalnlh zona. FlziČke karakterIstl ke I parametrl ovoga Jezgra, kojI su korHeenl u proraEunlma, datl su u Prllogu D. Rezultat! proračuna prlkazanl su na sllkama %k I 35, a nekollko karakterIstlcnlh vrednostl dato je u Tabell 5. Uporedo sa rezulta-tima dobljenlm prlmenom mode la oplsanog u Prllogu Đ (u Tabell oznaSen kao"vtšezont pr©ra£unH)» u toj tabell su prlkazane ! odgovarajuće vrednostl dobljene prlmenom istog model a, all uz prostorno nezavlsnu raspodelu temperature (u Tabell označen kao "Jednozonl proraSun"). Brzlna dodavanja reaktlvnostt Iznosl 3 pcm/s, §to za ovo Jezgro odgovara punjenju telke vode. u reak-torskl sud većom brzlnom.

Ua Slid 3k vldl se da makslmalnu snagu reaktor dostl-2e prfbllžno posle 2,5 min. I da ona Iznosl oko 9.7 MW. Na tstoj slid prtkezana je I oslobodjena energlja u toku udesa. Nakon 18 minute, kada se mo?.e sraatratl da je ekskurzlja snage za vrerne udesa završena, Integralna oslobodjena energlja Iznosl 356 MWs (prema 1692 MWs u slučaju "Jednozonog proračuna"). Makslmalna temperatura gorlva u prvoj radljalnoj zonl Iznosl 753°C I ona se dostlže nakon trl mlnuta. U torn vremenskom perlodu, makslmalne temperature dostfze gorlvo I u druglm zonama, all su one n!2e (vtdetl SI.35 1 Tabelu 5). Kako su sve ove temperature ustvarl srednje temperature po vislnl reaktora I predpostavljajućl da raspodela temperatura ima istl obi Ik kao 1 raspodela fluksa neutrona u reaktoru, doblja se da makslmalna temperatura gortva u centralnoj zonl Iznosl okoilH70C (£ * 1.52ft, vldetl Prllog 0). U samom centra gorlvnog elementa temperature je Još visa, a poSto temperatura topljenja metalnog urana Iznosl 4^33°C, mole se oSe* ktvatl da bl došto I do 1 oka 1 nog topljenja gorlva u centralnlm delovlma četlrl gorlvna elementa u prvoj zonl Jezgra reaktor«.

8g.

o ©

0>

6 c

3 #*

w

© S •*

— o 3 **

I M

e

0 Ki o a.

m © m k>

B *0

<8

e

0

I O c

8 © >

i

O c

« >

(3 (A 6 0 V C

—-% T> •a ®

» r >

t 0 e o N

0 I* S3

1$

o © <<© 0 t U \

•

J

1 i U

O i r» < «Sf

•1 «*r ;

: *

1 " ' O i O ! t>» • »

; <M 1

, : • !

\

: « 0

! «N

] mm

,

: * \ i

• :

23 .*», <8

[ 6 •« •»

CI .M 18 C M 0

w &

•—. c

•M*

18

s «*• »

JA m 8

O X> 0'

*»«!» W» 0

© c s» «tt a

i» >

« e

« m

m e * M *

IA «SS « 6

0) —

£1 o 0 k.

ra *-** JQ

I- C

a, u t

« 6 g ** <Q

ft. Ul E H ^

89.

Efekti topljenja goriva nisu analizirani, Jer program RACAR1 lili koji je fcorišćen za proračune nema takve mogućnosti. Uzimajući u obzir mogućnost postojanja vazdušnof zazora Izmedju orana 1 košuljice §orivnogt kanala (videti SI. 11), temperatura goriva bi raogla da bude im v1§a, mada se može pretpostaviti da taj zazor nastaje zairevanjesi urana /I/, a svakako bi nestao pri proraenl a faze urana 4 0 fazu (na temperaturi od 662°C). S obzirom da snaga reaktora dostiže maksimalnu vrednost nakon 2.5 minuta, a temperatura goriva dostiže maksimum nakon 3 minuta, bila b1 neophodna intervencija pogonskog osoblja u tom vremen­skom intervalu kako bi se reaktor zaustavio. U protivnom, došlo bi verovatno do topljenja urana u centralnoj zoni, a svakako bi došlo do topljeaja košuljice §©r1vn1h kanala u centralnom delu jezgra reaktora (temperatura topljenja alumlni juoia Iznosi 660°C).

Kao što je rečeno u prethodnom odeljku, ključanje teške vode nije uzeto u obzir u proračunima. Usled visoke temperature urana, roože se smatrati da bi u njihovoj blizini došlo do lokalnog ključanja. Ono bi u prvi mah izazvalo poveća­nje temperature urana, seđjutin zbo§ negativnog efekta koje ono 1ma u odnosu na reaktivnostf sistena,došlo b1 do bržeg opadanja snage reaktora, a tfise 1 do manje ukupno oslobodjene energije za vrerae trajanja udesa. Temperatura glavne raase moderatora (T-a) ne dostiže saturacionu vrednost n1 posle 18 minuta, ali rad'

ne pokazuje tendencija većeg porasta iznad vrednosti od oko 35®C, Analiziran je takodje 1 slučaj dodavanja reaktivnosti

brzlnora od 1 pcra/s, što za ovu konfiguraciju jezgra reaktora odgovara punjenju teške vode u reaktorski sud raanjom brzinom. U ovom slučaju, maksimalna snaga bi bila oko 3 puta manja 1 dostigla bi se nakon upola dužeg vremena, dok bi oslobodjena energija bila približno Ista, ali za vremenski interval od oko 35 minuta (kada se raože smatrati da bi udes bio okončan). Srednja temperatura moderatora bila bi praktično ista, a maksimalna temperatura goriva bila bi oko 3 puta niža nego u prethodnom slučaju.

90. 10.3.2. Jezgro sa gortvom od 21 obogaćeno« u rana

Presek standardnog jezgra $a gorlvnlm elementima od 2% obogaćenog urana, koje je Izabrano ta analizu* prikazan je na SI. kk (Prilog D). Jezgro je podaljen© na pet radijalnih iona (Šestu zonu sačinjava reflektor)« a njegove fizičke karakteristike I parametri koji su korišćenl u proračunima dati su u Prilogu 0. Rezultati proračuna prikazani su na Slikama 36 I 37, a pojedine karakteristične vrednostl date su u Tabeli 6. Kao I u slučaju jezgra sa prirodnim uranom, proračuni su Izvršeni I za#jednozonl reaktor. Brzina dodavanja reaktlvnostl Iznosi 6.7 pcm/s, Sto za ovo Jezgro odgovara punjenju teSke vode u reaktorski sud većota brzinom. S obzirom na specifičan oblik gorlvnog elementa, mode­rator je podeljen a tri zone. Prvu zonu sačinjava Moderator u dva centralna dela gorlvnog segmenta (»l)jdrugu zonu sačinjava moderator izmeđju segmenta ? keSuljle£ alueiinijunskog gorlvnog kanala (m2), a treću zonu sačinjava moderator Izvan gorlvnog elementa (m3, v'idetl SI. 12)*

Na Slici 3S vidi se 4B reaktor dostiže maksimalnu snagu nakon 1.35 min. i da ona Iznosi oko 1,2 MM. Na toj slici prikazana Je l oslobodjena energija u toku udesa. Proračuni su tavrSeni do isteka vremena od 3.3€»odnosno S.$k minuta nakon početka udesa, pa su ©slobodjene energije u Tabeli $ date za ta vremena. Medjutfm, može se smatrati da bi udes bio završen nakon 15 minuta, Sto ekstra-polaeljora daje integralno osi obodjenu energiju od ©k© 2© HWs u slučaju vllezonog modela. Maksimalna temperatura goriva u central­noj zoni Iznosi 3$7°C I ona se dostiže nakon 1.62 minuta. Tada se dostllu I maksimalne temperature goriva u ostalim zonama Jezgra, ali su one niže (vldeti Si.37 i Tabelu 6).

Kao Sto je refteno u prethodno« odeljk«, navedene tempe­rature su ustvari srednje temperature po visini reaktora, a ze centralnu zonu najviša temperatura goriva na polovini kritične visine teške vode iznosila bi oko 7O00C (£ • 1.810, Prilog D). To znači da do topljenja goriva u toj zoni ne bi dolio, ali bi nastala pramena u a1otre$skoJ modifikaciji urana (došlo bi do prelaza Iz a u 0 fazu),što bi moglo da izazove mestlmlČna bubrenja košuljice gorivnlh segmenata, tte očekuje se da bi moglo doći do topljenja ove košuljice zbog velikog gradijenta temperature prema teškoj vodi koja je okružuje (vldeti SI.12).

ee. •

sO

« ^-

m

*

i7b i

Promena temperature teške vode Izvan gorlvnlh elemenata (m3) je vrle mala 1 nakon Isteka vremena ©4 15 minuta Iznosila b1 oko 2S°C. Teška voda unutar gorlvnlh segmenata (ral) b1 prok­ljučala u svili gor1vn1m elementima* Izuzev u onima koji se nala­ze u petoj zoni. Do ključanja bi došlo već nakon 2.7 minuta od početka udesa (videti Tabelu 6). U delu Izmedju segmenata 1 košuljice alumlnljumskog gorlvnog ^kanala* neće doći do klju­canja teške vode n1 u gorlvnlm elementima koji se nalaze u centru reaktora (videti SI.37).

Sporim pumpanjem teške vode u reaktorskl sud* kada brzina dodavanja reaktlvnostl Iznosi 2.1 pcm/s» maksimalna snaga reaktora bila b1 približno 2 pyta manja 1 dostigla b1 se nakon tri puta dužeg vremena od početka udesa* u odnosu na slučaj brzog punjenja teške vode. Maksimalne temperature goriva bile b1 takodje oko 2 puta niže, dok b1 ukupna oslobodjena energija bila približno Ista.

Kao zaključak, može se reći da pri maksimalnom hlpo-tetlčkom udesu na reaktoru sa standardnom konfiguracijom jezgra od gorlvnlh elemenata od 1% obogaćenog urana, ne b1 dolio do oštećenja reaktora. Temperatura urana koja se dostiže za vrerae udesa, znatno je niža od temperature topljenja. Ne očekuje se da bi moglo đoćlrdo topljenja alumlnljuma u gor1vn1m segmentima, dok b1 teška voda proključala samo u unutrašnjosti ovih segmenata. Glavna masa teške vode zagrejala b1 se do 4B°C.

10.3.3. Jezgro sa gorivom od 808 obogaćenog urana

Presek Izabranog standardnog jezgra sa gorlvnlm elemen­tima od BQ% obogaćenog urana prikazan je na SI.45 (Prilog 0). Jezgro je podeljeno na lest radijalnih zona* dok sddmu zonu čini teškovodnl reflektor. Fizičke karakteristike jezgra 1 parametri koji su korHćenl u proračunavati su u Prilogu 0. Rezultati proračuna prikazani su na slikama 38 1 39, a pojedine karakte­ristične vrednostl Uate su u Tabeli 7. Analiza je Izvršena 1 za "jednozonl pofloktor". Br2lna dodavanja r@akt1vnost1 Iznosi

93.

17.5 peia/s. Sto za ovo jezgro odgovara punjenju teSke vode u reaktorskl sud vodo© brzino«. Kako su geometrijske karakteristike segmenta sa B@% obogaćenim gorivom a obliku urandloksida Iste kao kod segmenta sa 21 obogaćenim tiranskim gorivom* moderator je podeljen na tri zone, na 1st1 način ka© §to je objašnjen© u pret­hodnom ©đeljku.

Reaktor dostiže $aks1malnu snagu od 2.1 Mtf nakon 36 se­kundi (vldeti SI.38). Ma osnovu dobljenih rezultata, može se očeki­vati da bi udes bio okončan nakon SetiH elnuta, kada 6e snaga reaktora opasti približne na 5 kW, U to© vremenu oslobodila b1 se energija od oko 40 Mils. Maksimalna temperatura goriva u central­noj zoni (tu se nalazi samo jedan gorlvnl ©letsenat) iznosila bi 461°C 1 dostigla b1 se nakon 42 sekunde. Poito je jezgro »a11h dimenzija, u prve tri zone nema većih razlika u pogledu temperature goriva.

Za ovo jezgro* faktor aksljalne korekcije za temperaturu Iznosi 1,3339 Sto za makslkalnu temperaturu goriva u centralnom del« gorivnof elementa u prvoj zoni daje vrednost od 614°C. Ovaj rezultat pokazuje da do topljenja §or1va nejbi moglo uopSte da dodje(tačka topljenja 002 iznosi 2880©C)» a nejbi dolio ni do topljenja alumfnljuea koji se nalazi u siseši sa urand1oks1do®.

0ob1jen1 rezultati tafcodje pokazuju da n#i došlo n1 do ključanja teške vode u gorivnio elementima, dok b1 promena temperature slavne mase te§ke vode bila zanemarijlva (vldeti SI.39).

Ha osnovu ovih podataka sole se fcakljuCiti da se za ovo jeigro, pri maksimalnom udesu, ne mogu očekivati takve posle-dlce koje bi dovele do bilo kakvog oštećenja reaktora. Osnovnu opasnost po okolinu, što se inafie odnosi 1 na prethodna dva slučaja, predstavljalo bi dejstvo jonizujućeg zračenja za vreme trajanja udesa. Pregled doza zračenja na pojedinim mestiraa u zgradi reaktora za vrerae udesa* dat je u sleđećem ©deljku.

%.

Tabela 7. Rezultati prorafitrna sa fcs finalnog h i p o t e t s k o g «đesa na reaktoru R$sa UabFanTm standardnim jezgrom od 80% obogaćenog §oHva « obliku urand1oks1«tla

V1§ezon1 proračun **-f I-——•— Jednezonl proračun

fCarakt.vrednostl f tfreme nakor| Karakt.vrednostl š početka I

udesa (min)] T

|M^W1W«W|I'1I|I l lH|r , IWlw<l«Wiltt.>iiMfMIWa—gMMM»IJM^«

HHp«lwi lHl i f r« iQ1l l iH

AP max

AE t o t P max

max,

• 2,1 mi

« 13.3 MMs

<*S80 pera

Ar so 'v(2«l)»44K20C

ATmaxf2«2)»429.0oC

ATwax(z*3)«408.4°C

AT®ax(z«4)»369.9°C

ATmax(z = 5)=>332.40C

ATmax{z*6)*297.3°C

AT^X(2=1)= S4.6°C

AT^Cz^S)« €2.S°C Kl]

AT®®x(z«3)= 59.8°C

AT[J$*(Z«4)» 54.16C

ATra;x(2*5)» 48.6°C nil

ATjJx(z-6)« 43.5°C

AJ®|*(z*l|* 74.9°G

AT^(?«2) • 72.8°C

& T ro2^ Z s i 3 J a 6 9 * 3 ° c

A T m a x ( 2 s 4 ) a 6 2 . 8 °c

^T>nax(Xe5)« 5S.4°C ml

m2 AT®fx(z*€)= 5Q.50C

« 0,4°C A T m a x

IB3

G.SO

1,47

0.56

I AP max | M t Q t . 4 P H - • 'i AT

' / / •I AT

0.71 iAT

B&X

sax .§ .. max ©I sax i ! 2

AT

ti

max ro3

U47

0,96

1.47

1.9 m • 14.S crgg

« §00 pets

» 368.4°C

• S7.1°C

• 63,4°€

0.5°C

r*

.-u^ .

Vrerae nakon početka udesa (sifn

0.63

0.58

0.73

1.96

0.99

2.15

1

95.

10.3*4. 9oze- zračenja za vreise udesa • l nlwfc-»u*> »»•(—»•—irtmr i •Willi, • • • m n i l u u Ha im'i —IIII-WM*, ••*»*» »jlm W'»Wi»—1 iliMnifttiiimiun,

Polazeći od integralno ©slobodjenlh energija za vreee trajanja udesa*, ©ogu da se proeene doze zračenja koje b1 priolla 11ca koja bi se za svo vrerse trajanja udesa nalazila na ©dredjenlra raestlsa u zgradi reaktora. Na osnovu @erenja za vrerae Internacio­nalnog dozlroetH jskog eksperimenta Izvedenog aprila 1960 godine sa standardni© jezgrom od prirodnog urana /!/**» Izvršena je ekstrapolaelj® vrednostl doza neutronskog 1 gana iraCenja sa rad reaktora od 100 fctth. Oobljene vrednostl s« date u Tabeli 8, Sa Izabrani® standardnim jezgrom od 2% obogaćenog uranskog goriva^ 1zvr§ena su aerenja doza zračenja juna 1976.godino /14/» pa su odgovarajući podaci (dob1jen1 takodjo linearnom ekstrapol adjoin) prikazani a Tabeli 8. Kako za Izabrano standardno jezgro sa 80% obogaćeni© gorivo© no postoje eksperimentalni podaci, u Tabeli 8 su unete vrednostl odredjene sjerenje© sa standardnim jezgrom sa S2 gorlvna elonenta od 2% obogaćenog urana fcojl su bill rasporedjenl u kvadratnoj rešetki koraka 8 est /14/, Ovo jezgro^e svojlcs f1z1£k1ra d1raenz1jaiaajinajv1§e odgovara Izabranom jezgru sa gorivom od BO^ obogaćenog urana.

fiesta u zgradi* za koja je Izvriena procena doza zračenja odgovaraju tzv. kontrolni© raernlm tafikaraa (Ode!jak 9.3*1), Have« dene vrednostl pokazuju da fe1 najveće^prlralla lica koja b1 se za vreroe trajanja udesa nalazila u hodniku, prema severnoj strani zgrade reaktora (tačke 4,6,8 1 9), a takodje 1 Hca na platou Ispred zgrade reaktora, Kako je adn1n1$trat1vn1ns meraraa zabranjeno zadržavanje na t1w most Ima pri radu reaktora na snagai»a iznad 1 W (vldetl Odoljele S.3*)5 taože se očekivati da bi u realnoj situaciji primljene doze bile niže.

Uzete su sleđeće vrednostl: 100 kl?Jh za jezgro sa prirodnim uranom, 33 kWh za jezgro sa 21 obogaćenim uranom: 1 11 klih za jezgro sa 80$ obogaćenim urane«. ** Tada je reaktor radio na snagama od § 1 10 kM.

13

Q>

•a a OS o

AC HJ •r-4J OJ

o o.

o c 10 E

" 1 ~ V)

re E

ro •«~a C (0

•r-5 <0 i.

as

>

10 N

«J •»-9 e at

»u «8 S-N

CO B res en

o CO c o u 4J at O C

«0 N O

• o

ft

c o o i -

00

<0 r— OS

c G)

>W (©

N

l O * * * .

E B B> i .

(O M O

T3

W O V> IO

o o

o is «o fc.

CM

s </» e

a> o«u k. ro

N O (UXS

•>-? ©

H- 6 S» O O, £

(0 res i.

o m

a) o

I ©

O Ep S * © © e 03 AS

i .

< ^ «sj- i—. lif} p _

O o t £ > r o « * c o i o c v j o o o O tO CM

0O CM

o ° ^ r*" L£*3 cr>

w (o m ic 0 1 « *

4© tfi «5 C> CO VO

•""* O O © C O C 0 C V J I X ) r — O

CMOS

« 5 CV

I© CO CM CM * - »

liO " * CM

CO

• CM

© 1 «S"

CM eo

co « — •

LO *-

us

o CO ^ f CJ»

• • • © © r— CO'

fc.

un • • "ft © r— 9 lO N Ifl O

CM

CM

CM l O C M «sr r— CO

r - CM CO t f i f i 10 N CO A CO CM

«3» CM

10 8 cu j -

*

97.

10.4. UTICAJ SEIZMIČKIH POTRESA NA SISURU0ST REAKTORA

OpStl pregled seizmološfeih $i§urnosnih analiza nuklearnih reaktora preraa kojiraa je obrađjen uticaj seizRilčkihppotresa na sigurnost reaktora RB dat je a radu /19/.

Institut Ka nuklearne nauk© "Boris Kiđrič" u Vlnči nalazi se u seizmičkom području VII stepena* (prema tiv. MCS skali /20/). To je ujedno i najniži stepen seizaičnosti koji je obuhvaćen posto­jećim tehničkim propisima za fradjenje u seizmički« područjima, pa su i zahtevane sigurnosne roere najblaže.

(1) Reaktor RB je srselten u zgradi artairano-betonske kon­strukcije* gde su površiniz©edju betonskof skeleta ispunjene zid­nim pločaea od opeke u krečnots malteru i delora ojačane betonom (videti Odeljak 2.2). Ovakav tip konstrukcije zgrade odgovara po­stavljeni© usloviesa gradnje i u područjima sa znatno vi§1is stepenotn seizraičnosti.

Kedjuspratna konstrukcija izmedju suterena i prizemlja je betonske (livena, sitno-rebrasta)» kao i tavanica nad reaktorskoE? halora. U hali postoji 1 kranska staza od armiranog betona, §to takodje doprinosi čvrstini gradjevine u odnosu na seizmičke potrese.

Rože se zaključiti da zgrada reaktora RB zadovoljava savremene uslove gradnje za seizmičke područje u koisie se nalazi.

(2) Najnepovoljniji yslovi pri radu reaktora* u pogledu mehaničke stabilnosti* nastaju kada se. upotrebi svo nuklearno gorivo od prirodnog urana i sva raspoloživa količina teike vode** (§to iznosi ©ko 11 tona). Težište ove mase* koja se oslanja na rešetkasti nosač od čeličnih i aluroinijutsskih L~prfi!a, nalazi se na visini od oko 5ei(videti Odeljak 3.1). Stoseća konstrukcija je vezana čeličnim zavrtnjima za specijalna betonska postolja u podu bazena hale reak­tora i predvidjena je za opterećenja ®d preko 15 tona.

U proračunima stabilnosti konstrukcije, statičnim silama treba dodati 1 dinamičke sile usled kretanja seizffličkog talasa u horizontalnoj ravni. Zbog nedostatka preciznijih podataka o

t> _ _ _ _ _ •^eizmološkejkarti Jugoslavije u "Privremeni« tehničkim propisiraa za graditjenje u seizmičkim područjima" (Službeni list SFR»J, dodatak

br. 39/64). ** Sa ovakvom konfiguracijom jezgra, faedjutia, reaktor RB ne može

da postane kritičan /21/.

98.

lokaciji reaktora R8» »o§u se koristiti tipične vrednostl horizon­talnih seizmičkih sila za trusma područja VII stepena /20/, Re­zultati proračuna sa ovako izabranim vrednosti^a pokazuju da, u slučaju maksimalnih potresa koji su predvidjenl za ov« ©blast, naprezanja u Stapoviaa noseće konstrukcije ne prelaze ona koja su za njih dozvoljena. M1 prevrtanje ćele konstrukcije nije mogućno, jer je dovoljno Svrsto vezan«M2a pod bazena.

(3) Analiza seizmičke sigurnosti reaktora R3 znatno je jednostavnija od odgovarajući analize tn nuklearni reaktor u elektrani, jer ne postoje problemi u vozi sa odvodjenjem toplote 1 zaostalira zračenjem, a uz to je i daleko manja verovatnoća da potres zatekne sistee u kritičnom stanja (videti Odeljak SLI). Kada reaktor !IB nije u pogonu, u r&aktorskem sudu nema teške vode. •')na se tada nalazi u rezervoaru u posebnoj prostoriji koja J© vaotia izdržljiva na potrese.

(4) Predvidjeti© maksimalno poroeranje tla izazvalo bi takvo klađenje nivoa teške vode u r©aktorsk©fi5 stidu za vreae rada reaktora, pri kora© bi amplituda oiscilaeija dostizala visinu do 10 cm u odnosu na kritičan nivo vode u sudu. Kako se vrh gornjeg nivoaera obično postavlja na visinu od nekoliko cm iznad kritičnog nivoa (Odeljak 10.^), klađenje nivoa vode bi u većini slučajeva izazvale aktiviranje sigurnosnog sistema i time dovelo do zaustav­ljanja rada reaktora.

Obaranje sigurnosnih §1pki zasniva se na dejstwu sile gravitacijo, a vodjie® ovih Sipki su takva da se ne može dogoditi zaustavljanje usled seizttlčklb pokreta tla. Ceo sistem sigurnosnih Sipki zajedno sa mehanizmima za njihovo pokretanje mehanički je vezan na poklopac reaktorskof suda, te učestvuje sa r»j1m$ u kre­tanju (oscilovanju),

(5) Instrumentacija za kontrolu sna§e reaktora RB, uzi­majući u obzir veličinu i kvalltet sastavnih komponenti, kao i način ugradnje, ne raože da bude trajno oštećena* {1edjutis3» za vrerae trajanja potresa,pokazivanja Instrumenata mogu da budu po§rešna. Zbog toga je potrebno da operator zaustavi reaktor kada oseti potres (potres intenziteta većeg od V stepena)

99 .

1 da se pre sledeće§ puštanja u rad Izvrši detaljan prefled opreme 1 Instrumentacije eelog sistema. Posefenu pažnju treba obratiti na proveru onih komponenti slstewa koje s« značajne za bezbedan rad: položaj 1 stanje jonizacionih koraora mernih kanal®, rad pojačavača oviti kanala 1 pokazivanje njihovih instru-raenata, pravi IftoMid poTožajsth nivomera i ostalo.

10.5. SPREGA REAKTOR. - KOMVEtTOE NEUTRONA

Opis konvertora neutrona i njegov položaj u odnosu na reaktorski sud dati sa u ©deljku 8*2 (videtl 1 Slike 2S i 26). Proračuni koji su Izvršeni, uz pretnodnu homogeni zaciju H 4 S # W konvertora sa se§Btent1i»a od W% ooofaćenof §or1va, pokazuju da je konvertor kao zasebna eellna izrazito potkritičan sistem (k Q f - C.07).

Polazeći od Izsaerene kritične visine jezgra reaktora, čiji je presak prikazan na SI. 26, programom TMEMTY GRANI) izra­čunat je porast reaktivnosti reaktora koji nastaje kada se reak-torskl sad okruži p© ćelo® ©Mrau materijalom konvertora. Korekci­jom koja vodi računa © stvarnoj veličini konvertora, dobija se da je priraštaj reaktivnosti reaktora usleđ prisustva konvertora ©i o 70 pcm.

Ova dva rezultata pokazuju da postojeći komandni i sigurnosni sistem reaktora nsože u potpunosti da kontroliše spregu izraedju reaktora 1 konvertora neutrona na približno isti način kao i sare reaktor hez konvertora. Zbog svoje velike po«£-kritlčnostl, konvertor neutrona se automatski "§as1° pri zaustav­ljanju reaktora.

Toplota koja se generISe u konvertoru neutrona^ pri radu reaktora na snazi od 1 M u trajanju od jednog časa, podigla bi temperaturu u njeeiu za 1.4°C /30&, Rezultati merenja Intenzi­teta doza gama 1 nautro»isko§ zračenja u zgradi reaktora* koja su izvršena pod istim usloviiaa, sa 1 bez prisustva konvertora neutrona, prikazani su u Tabeli 3 (Odeljak 9,3.1). Ovi rezultati pokazuju da konvertor neutrona bitno ne ressetl polje zračenja u zgradi reaktora.

241 t(s)

SI. 32. Snaga reaktora u funkciji vremena pri porastu od I W

do 10 W, odnosno do dostlzanja periode od 10 sekundi.

^tandardno jezgro sa gorivnim elementima od prirodnog

urana.

P (W)

100

90

80

70

60

5"

»to

30

20

10

(T) punjenje većom brzinom (20.8 pcm/s) (5) punjenje manjom brzinom (6.7 ocm/s) <» sigurnosni sistem aktiviran nragom snaoe od 10 W t> sigurnosni sistem aktiviran periodom od 10 s

»

1

Aa

0 /

b -

"

1

a

^

1

b

®

^-— = — • : ( s )

0 15 30 ^5 60 75 90 105 SI. 33. Snaga reaktora u funkciji vremena pri porastu

od 1 W do 10 W, odnosno do dostizanja periode od 10 sekundi. Jezgro sa norivnim elementima od 2% obogaćenog urana koje bi imalo koeficijent reaktivnosti do/dH od 5^0 pcm/cm.

AE (MWs) AP(MW)

^r -j-IO

SI. 31*. Promena snage reaktora 1 oslobodjena energlja u toku

udesa. Standardno Jezgro sa gorlvnlm elementlma od

pr1rodnog urana,

AT(°C)

SI. 35. Priraštaj temperature goriva 1 moderators u radijalnlm

zonama jezgra reaktora u toku udesa. Standardno jezgro

sa gorivnim elementima od prirodnog urana.

Af(MWs) AP (Ml/)

SI. 36. Promena snage reaktora i oslobodjena energlja u toku udesa, Standardno Jezgro od 2% obogaćenog uranskog goriva.

(°c)

n 3 .

AT(°C)

10^

10

SI. 37. Priraštaj temperature noriva i moderators u radijalnin

zonama jeznra reaktora u toku udesa. Standardno jezqro

od 2? oboaa^enoi uran^kon noriva.

AF( M ,'0 AP (MU)

SI. 38. Promena snage reaktora I oslobodjena enerofja u toku udesa, Standardno jezqro od 8°£ obogaćenofj uranskog goriva.

100.

L I T E R A T U R A

1. N. Raigič i dr.; "Ispitivanje reaktorskih parametara na kritičnim sistesima, I faza: Izveitaj 0 sigurnosti reaktora nulta snage RB", IZ-155-0236-1962, V1nCa, septesahar 1962.

2. O.Sotić, S. Vranić; "Propisi 1 uputstva za rad reaktora RB", IBK-1449, Vinca, februar 1977.

3. 0. Setlć, S« Vranić: "Pogonske instrukcije za rad na reaktoru RB", IBK-1448, V1nSa, februar 1977.

4. "Safe operation of critical assemblies and research reactors", Safety series No.4, IAEA, Vienna, 1961.

5. Safe operation of critical assemblies and research reactors, 1971 Edition", Safety series No.35, IAEA, Vienna.1971,

- viihBiM • i . - •iiii.iiiii 1 m . 1 •iiifnii iu»»—j'inđiM HITILI (ii——yi,m.iiPiwM»W»»l onm.* nH'l iP i u * rnmm**rTf; "' "-- • .:^.----:—--..--»- r g s s s £ = 4 s a a

6. "Directory of nuclear reactors", Vols. V{1964) ,VI(1§66), VIIIP970), IAEA, Vienna.

7. D.Popović: "Natural 'U-D20 critical assembly", A/C0HF.15/P/491, Vol. 12,pp.392-394, Geneva* September 1958.

8. D. Popovle* tt al.: "Zero energy reactor RB", Bull,"Boris Kidric" *" " «B— H 'H.jllWin 'IH« 'II—HMWWll'tHI IIHIMIIIIlWIHHMMI—IIIIMWIH

Inst., Vol.9, Ho 168» March 1959. 9. S. Jovanovlc- et.a1:8I@ro energy reactor RB, technical

characteristics and experimental possibilities", HPV-Y-2 V1n£a, April 1963.

1'J. G.Sotić, S.Vranić: "Istraživački reaktor RB, tehničke karak­teristike i eksperimentalne mogućnosti", Konf. 0 korJSčenju nuklearnih reaktora u Jugoslaviji, Beograd, IMJ 1978.

11. M. Peš1Ć» 0.šotl€:"Nufe1earn1 podaci za materijale reaktora RB", I BK -1430,VinSa,*l^^ »•»«••«' '•?*,

r'" li' nn.—mil •»•»•'" "' l'ii 1 • 1 "1 -\w

12. Z.Zdravkovlć" 1 dr.tf*Pripreraa RB za rad aa nultln eksperimentima i pofkritlčnira i kritičnim sisteraisaan, I - I I I , |IZ-085*009S*1961, Vinca,decesabar 1961,

13. 0. Sotić 1 dr . ; "Sovi start-up kanali 1 vlšekanalni analizator na reaktoru RB? IBK-1432, V1n«a, januar 1978.

it»Mi»<^li»i-n»niH»«liii'iii 1 (tm\

101.

0, šotic" i dr.: BKa11br1sanje snage reaktora KB", I BK-, 1390, Vinca, septembar 1976. 0. Sotic", S, \tMjSfi: u?Ggon 1 održavanje reaktora R6, Izveštaj o radu u \977V(lil'\W » Vinca, decembar 1 ©77* M. ProMć": "Improvement of tnerwolttutlnescence properties of the non-commercial dosimetry phosphors CaSO^-dysproslura and CaS04-Tm"» ffucl. Instr.and Methods, 1§1/3, pp.603»1978. P. Strugar i dr.: "Konvertor neutrona na reaktoru RB% XXI Konf. ETAN-a» Banja Luka, juni 1977. P. Strugar i dr»: "Karakteristike neutronskog konvertora reaktora RB", Konf. o korištenju nuklearnih reaktora u Jugoslaviji» Beograd, maj 1§7B.

n 'V'IM u i I M M . I 1 I i t w nuli n 'I " 'i r V

B. HarSićanln: "Osnovi analize seizmičke sigurnosti nuklearnih postrojenja*. 1BK-MC? , fin/* t ©*r«A*r ««??*. "Earthquake guidelines for reactor siting"* Technical reports

* v n - l i i i i M i M — a i n ii »i umi in»mi.« r—i nun HMlilli—nnBW'iiiiiiiir» m

series No. 1399 IAEA, Vienna, 1172,. i i i HinaihiTirnuii* mri i mutn ni:Wii'~Tni'T"nrTh'— •| n-1-l"'"Tr ~~ " —*•

Interna dokumentacija reaktora RB, Vinca, 1963. n, Pe§1€: "iaspodela temperatura » goriva 1 ooderatoru reaktora RBB, IJ|K- biće objavljeno. 1. M1r1Ć, t , Ubović"; "Third IAEA Nuclear accident intercosnarlson experlsent", 1BK-127S, ¥inča, ®aj 1974. 0. §otić, S. Vranić: "Po|on 1 održavanje reaktora RB« IzveStaj o radu u 1973. godini, I IK - M-4e-ol»jav1 jtmsw /<i7 f \I,HCA v&c&<wt9lS-

D. $tefanov1c*» 1 dr.:"Neka 1§k«stva sa visokoobocjac'enlra forivom na reaktoru RBM, Konf.. o kgriJšćenju nuklearnih reaktora u Jugoslaviji, Beograd, maj 1978. R. Marti ne 1 dr: "The K0A- methods applied on the fresh and irradiated fuel of research reactor RA at Vinca"» Konf. o korišćenju nuklearnih reaktora u Jugoslaviji, Beograd, maj 1978.

tQ2.

£7. $!, Ral H ć e-t. a l „ : "The experimental detVsi nat ion of the buckl ing in the bare heavy ^ater natural uranium c r i t i c a l asseebly IE% » M k k i ! l £ l l ^ ^ Vinca, Karefi 196Q.

Ž i . « . Pešic* i d r« ; "Anal i *a akddeata aa reaktoru nul te snage sa 80S obogaćenim sorivota", £ E l l ^ f i l f j - . . A I M l i » Zadar, j un i 1978.

29. M. PeSIć, P. HaHnkovlć: "Proeran RACAN1", I l t l M L . v i»£a» a p r i l 1978.

30. Interna dekutsentadj* reaktora RB, Vinfa* 1976. 3 1 . 8. i i a r t i nc ; w& »ethed fe r deierrainins the ef fect iveness of

a group ©f syewietHcally distr ibute«) absorber rods on the basis of the two-group *)*•»* d i f f us i on theory" , Bit 11 .M lor ia_ M i . r i ^ . L J « l i t J u J A ! j J l i J £ i J l » V1nfia, I9S2.

32. N. Ra1ft16 e t . a l . * 8tifeasureia©nt of safety rod ef fect iveness of the zero @«ar§y reactor R8", 8ul 1."Boris MdrlC.*....Ins,t.» Vo l . 3».JIe,.,J,7fl» Vinca, 1959.

33. K. S. Ran j "Basic nuclear engineering1*. Ullay Eastern L t d . , liea Bel h i , 1 i77.

34. S. Glass tone. A, Sessoaske: "Huclear reactor an§ inear in f " , Van Hostrand fteiahold Coup., U&w York, f§§7.

35. " 'Tabl ici f t s l gesMh v e l i č i n , Spravofinik ped redakc i je j aka­demika I .K.K ikotna* , A toaUdat , Moskva, 1976.

36. i . U. keepin : "Physics of nuclear k i n e t i c s " , Addison-Wesley Pub). Co»p., London, 196S.

103.

PRILOG A

OSNOVNE KARAKTERISTIKE I STRAŽIVAgKOG REAKTORA RB

Opjte karakteristike tip reaktora : termalni Istraživački reaktor

gortvo od prirodnog urana, 2% I 801 obogaćenog urana teška voda kao moderator bez hladjenja bez biološke zaštite

nominalna snaga reaktora ; promenlj 1 ve, do 10 kV/ (termalna)

namena t kritični eksperimenti istraživanja u reaktorskoj fizici ! tehnologlJI ozračlvanje materijala u I van reaktorskog suda obuka

lokacija : Vlnča, kod Beograda status : u operativnom stanju

prva kritičnost reaktora dostignuta septembra 1962. (pre i***»fTrwfc«|i.-*pnt <1*9.)

FlzISkl parametri reaktora 7 2 fluks neutrona* t 1 10 n/em s (maks,termalni u centru

(po 1 W) reaktora) 0.^5 IO n/era s ( s r e d . t e r m a l n i u Jezgru)

„ 7 ? e*i\fem#W 0.3© 10' n/ens s ( i s a k s . w t J u cen t ru reak tora

7 2 tfNummto 0.16 10' n/cm s (sred.%**4 u Jezgru) l 10^ n/cm s (maks. te rmaln i na bočnoj s t r a n i suda)

* Podaci »e odnose na standardno Jezgro sa 82 gorlvna elementa od 1% obogaćenog urana (videtl SI.40).

10ft.

odnosi reaktivnostl : maks.ugrailjena \.ZSt(z& jezgro od prirodnog urana, hladno I Čisto) tnaks.dozvoljena Q»S% (za svako jezgro) u cilju kompenzacije eksperimentalnih uredjaja (maks.O.Bt)

Jezgro

gorivo*

moderator*

Izgaranje

s proroenlj1vog obiIka^uglavnom cilin­dričnog (maks. 200 cm u preSnlku I oko 190 era. po visini), kvadratna rešetka sa promenljivlm korakom (raJn.7 cm) ? moguć I nepravilan raspored gorlvnlh elemenata«

i k 10 k§ prirodnog urana 273 kg 2% obogaćenog urana 1.33 kg %Q% obogaćenog urana

tiC380 K| telke vode (S^.^mol DgOj

s zanemariJIvo

Gorlvnl elementi

prirodni uran

2% obogaćeni uran

: cilindrična šipka metalnog urana prc&jfe^ 2.§ crn, dttžlne 210 cm falumlnl^amska obloga debljine 1 mm (£/./-V,

: cilindričan segment preSnlka 3.7cm, dužine 11.25 cm(Sl .1£ ) prstenasti sloj metalnog urana debljine 2 mm, dužine 9.5 cm. 385 g urana (7*7 0 2 3 5 U ) aluRiinljumska obloga debljine 1 mm forlvnl kanal od aluminij uma 0 ft3Almm.

***mmtimmmmmtmr*immm^imm*t**

* Ukupna raspoloživa količina (1978* godina).

105.

60% obogaćen! uran t cilindričan segmentu stog oblika kao segment sa gorivom od 2% obogaćenog u rana 9.^ g arana (7.5 % 2 3 5 U ) a leguri sa alumlnlJumora gorlvnl kanal od aluminij uma 0/^3/^1 mm >

Kontrola * * * *

sigurnosne Sipke : 2 alumlnlJumske cev 1^227 em, pravnika (đuže): 0 35/31 mm

kadmlJuraska obloga od vrha eevl sa unutrašnje strane u dužini od 100 era, debiJIne.1 mm trti** «*ia«»j* ».i"**;*

sigurnosne gipke s 2 alumlnljumske eevl duitne 163 cm, * k f a ć e* prečnlka 0 32/28 trna.

kadfflljumske obloga od vrha eevl sa unutrašnje strane u dužini od (f&SGfrm. , debljine ! mm. brzina dizanja 3.3 era/s* ~~*

prateći ni vomer i alumlnljumska cev dužine 130 em, preSnlka 0 32/28 mm. kedmIjumska obloga debljine 1 mm sa unutrašnje strane eevl ćelom dolinom. brzina kretanja 0.5 em/s.

kontrolna Sipka : čelična šipka preSnlka 10 mm, dužine 100 cm. brzina kretanja 0.5 em/s

kontrola reaktlvnostl: (l)promenem nivoa teške vode brzinom od 2.5 ero/min. 1 0.8 cm /min (punjenje), 1! em/ffitn I 1.7 em,/min (pražnjenje) (2) automatskim pomeranJew kontrolne Sipke ikmie se brzinom ©d 0.5cm/s)

*!)uže I kraće sigurnosne šipke se koriste u alternaciji.

106.

mehanizam "scram^'-a i automatsko flf ručno oslobadjanje sigurnosnih Sipki, pad sipki pod dejstvom gravitacije Yr*t*rn« rr«i»c foAm fVplct 4$

Parametrireaktlvnostl za Izabrana standardna Jezgra* jezgro sa Jezgro sa prirodnim 2% obog. uranom uranom

o2f.ro sa $%, obo§. oranom

brzina dodavanja reaktivno«ti povećanjem nivoa teške vode - većom brzinom s 3 pcm/s - manjom brtlnom t 1 pcm/s

6.7 pera/s 2*1 pcm/s

17 • 5 P&H0/ s 5.6;pcm/s

ukupna efektivnost - sigurnosne Ilpke

- pratećeg nlvomera - kontrolne Šipke - svih šfpkl

irzlna dodavanja reaktlvnostl Izvlačenjem - sigurnosne Šflpke - pratećeg nlvomera - kontrolne Sipke

koeficijenti reaktlvnostl - dp/dt - dp/dh

** s 0.7UK/k (kratka)

» 2.0% AM/k i 0,17Uk/k s 3.4% Ak/k

K S * Ak/k (duga)

2.5§Ak/k ®.19Uk/k 6.01 Ak/k

2.!Uk/k (duga)

3.8$Ak/k 0.20%Ak/k

9.9« Ak/k

: 23 pcm/s 50 pcm/s 70 psra/s i 7.7 pcra/s 9«S pcm/s 14.S pcm/s : približno 1 pcm/s u svim slučajevima

24 pcm/°C 19 pera/°C 70 ©em/em** 160 pcra/sra Aft

17 pcra/°C 429 pcm/cm**

temperaturskl koeficijent dh/dt(na 20°C) 5 0.34em/°C * * 0.12cm/°C 0.04 cra/°C

—liiiM^imim.nijai

* Ova Jezgra zajedno sa osnovnim karakteristikama prikazana su na Slikama 4 3 , H I k$.

** Eksperimentalne vrednostl.

107.

Reaktorskt sud

oblik t dimenzije

materijal reflektor

položaj

zaštita oko suda

s cilindar spoljaSnJeg prešnfka 202 cm, vising 231.5 era debljina zidova 10 rara (dna 15 ram)

! aluralnljura (99.51) : teSka voda unutar suda

debljina u zavisnosti od konfiguracije Jezgra

: podignut na visinu od hm od poda da bi se smanjilo reflektovanje neutrona ka njemu

: bez zaštite

Zgrada reaktora

prostorija u kojoj je smešten reaktor

ekolIna

: hala dužine 26.8 i»( širine 15.7 ra,, vlslnej 1.8 m zidovi od betona debljine 30 cm prema ©stalls prostorija u zgradi, a prema spolja od opeke

skrug Instituta za nuklearne nauke "Boris Kldrir* predgradje Beograda

Bote zračenja* m u l i ni*m*r*mi*UH**.miH>*0\mmtmtgn*tim

uz sud reaktora (sredina visine) u komandnoj sobi

i gama - 0.2 rero/Whj neutronska-Q.5 rem/Wh : gama -0,0*( rarero/y,h>neutronska-0.O7roreffl/Wh

Eksperimentalna oprema i ••• inwniiijinniip* uman m* vtr_mmam*im^t*ii*miim>*^mm*mi?itBi;MM\wimiiiJ*im

horizontalni kanal aluminljumskl kanal 0 21/15 ram, dutlng 205 em. na visini od 61 em od dna reaktorskog suda

* ProseSne vrednostl (bez konvertora neutrona).

108*

vertikalni kanali

konvertor neutrona

: veći broj kanala mogaše postavit! đul centralne ose reaktora u otvoru i

£**.... „ -- • • - •- . . . . . . . . . . . . _ .„ i , ^tia poklopcu suda)(djhnenzl j a 6.5 x 190 CBT^

~" —~~r~

t ploča kvadratnog preseka 110x110 cm , debljine 7.6 ero od gortvnlh segmenata od 801 obogaćenog orana na rastojanju od 10 cea od najbliže taške na sudu reaktora. spektar neutrona Iza ploče blizak f t s ionom fluks brzih neutrona (> 0.1 MeV):

oko a.105n/sra2s po 1 %l (na ploifl u centru)

osoblje pojoaa reaktora

potreban broj osoba t 1 šef pogona 1 operator reaktora 1 tehničar za održavanje instrumentacije

1 pomoć" operatoru i |»« »* 2 elektromehanlčara zs održavanje^odgo-varajućlh komponenti sistema

1 dozi metrista.

\m.

PRORAeyU IFEKT1VM0STI IIPKI Sll«IM©SMOG SISTEMA

Reaktfvnttst kratkihVupfef (SSI 1 s§£) *a Uabran© s tan­dardno jezgro sa gerivnift eleweniiraa oil prirodnog urana je izme-rena / 3 2 / , a reakt ivnoš t pratećeg nivoiaara 1 kontrolne šipke 2a ovo j ezgra , kao i neaktivnost svih Sipki sigurnosnog sisteraa za izabrano jezgro sa gorivnim elementima od 2% obogaćenog urana su proračunate i date u prethodnom I jvešta ju o s igurnost i / 1 / .

Efektivno'St sipki sigurnosnog sistema i a izabrano s tan­dardno jezgro sa goHvnlm elementima od §01 obogaćenog urana je izračunata prijenosi dvo§ruone difuitione t e r i j e pri eefisu su s igur ­nosne Šipke t r e t i r a n e kao °e rn i a apsorber i , a kontrolna Šipka kao " s iv i " apsorber. Ovaj postupak j e de ta l jno prikazan u radu / a t / .

U Tabelasa 9 i 10 da t i su podaci o fUUki® ka rak t e r i ­stikama svin postojećih l ipki sigurnosnog sistema koje su u upo# t r e s i na reaktoru , a takodje i granični položaji ovih i ipki u ižaoran is je igr i s ia .

Tabela f. Fizičke k a r a k t e r i s t i k e sipki sigurnosnog sistema.

% cei/f s./ 6</£-r*o9m/// ZlPtC' ' Pfz*r&-č'£-G /#rvfifi'&/z/:? 0££0?&rfe Su S.<&-

no.

Tabela 10., grani tn i položaji šietljslgurnosnog sistema u reaktoru. Vrednostl sa date u era.

pr irodni uran - 177.6 e«a Z% obogaćeni uran - 128.3 ero @Q% obogaćeni uran - 94.S CIB.

Podaci za j e ig ro sa gorivnira elementima od 89$ oboga­ćenog urana» koji su kor l ićeni u proračunu, dat i su u Tabeli H /11 9 2S / .

Tabela 11. Parametri Izabranog standardnog jezgra reaktora sa

•Upotrebijene su standardne oznake za obeležavanje parametara.

Efektivna dufin® apsorbera {sigurnosnih gipki) je ma­nja od k r i t i čne vis ine reaktora* Reaktivnost dellmično uronjenih apsorbera prema reakt ivnos t l potpuno uronjenihMsoje se debljaju proračunima, odredjena je priaenora perturbacione metode preko i z raza :

t i t .

e s f f JL sin Ife/KcA z

H - i *

§de je Hc kri t ična visina reaktora, a f i »? su rastojanja od centra jezgra do gornjeg, odnosno donjeg kraja apsorbera.

Sve iipke sigurnosnog sisteaa nalaze se na rastojanju od 22.6 ero od centra jezgra reaktora. Proračuni su izvršeni za pojedinačne Šipke, a takođje i za njihov© kombi nad je uvodje-njecn odgovarajućih koeficijenata Interferencije / ! / . Dobijenl rezultat i prikazani su u Tabeli 12.

TajeJj_J^. Reaktfvnost Iipk1 sigurnosnog sistema reaktora sa jezgrom od gorivni« eteroenata od 10$ obogaćenog urana.

SBi^.^Ba<Sa-t«' ;^<g'WlS.IWB^-.<WW-*^l' 'l ' l l-TMI.IIIW*^JBt i

Sipka »%«»

{%)

$51 i l l SS2 (du§a) 3 .8

(*)

2 .1

4.3

3.8

9,9 sssssisKsaESKSs ^ S 3 I ^ S C S ^ 3 K ^ 3 ^ Z ^ ? S ^ W # '

Kako kontrolna iipka koja j© izradjena od nerdjajućeg eel i ka Ima radi jus 8.5 co, a ne 1.2 cn kao §to je prikazano u ranijem Izveltaju © sigurnosti, ponovo je proračunata reaktiv-nost ove šipke Za sva tri Izabrana jezgra. Oobijeni su sledeći rezultati*,

za jexgro ©d prirodnog urana - 0.17% za Jezgro ©d 2% obogaćenog urana - 0.19S za jezgro od &Q% obogaćenog urana - 0.20%.

112.

PR ILOS C

RASPODELA TEMPERATURE U JEZSau REAKTORA

' * ^MgA..^i..-PrPf>ft.y.yteBperatttry u gorivu i moderatora fiodel koji je pHmenjen za proračun raspodele tempera­

ture u gorivu I moderatoru reaktora detaljno je opisan u radu /22/» Ovde če b i t i iznete sasuo osnovne postavke tog modela.

Razvijeni Model se može primeniti na nuklearni reaktor bez jSKiMHM*«* sistema za prinudno hladjenje,, t j , b&z odvod jenja toptot* protokom alađioca dul porivnih elemenata. Jezgro reak­tora može da bude formirano samo od gorivnih **K«ana»a segmenata cevastog tipa sa ©bogačeniss gorivom (Si .12) . Ono mora da bude aksijalno simetrično* sa 111 bez radijalnog reflektora i bez ak-sijalaog reflektora. Pretpostavljeno je da sva ©slobodjena m* jKtit energija (toplota) potiče isključivo ©d f i s i ja u gorivnim elementima reaktora.

Prostorna raspodela fustine snage reaktora koja je pro­porcionalna ukupno® broju f i s i j a , rapže se preko difuzione jed-načine za cil indričan reaktor predstaviti kao;

P (rti\ s C% tee) <*j ffitl f

gde su ft 1 «< aks i ja ln i , odnosno radijalni laplasijani jezgra. Integralna snaga reaktora deflniSe se kao*.

V

gde je V ukupna zapretnina jezgra reaktora. Pod "radom reaktora na snazi" podrazumeva se da reaktor duže vremena bude na snazi PQ koja se održava ručno i l i automatski (sa mogućim osci laci ja­ma unutar dozvoljenih granica).

Pretpostavljeno je da je generisana energija prilikom prelaznog perioda dizanja reaktora na snagu od kritičnog nivoa (P j) do željene snage (P ) zanemarijiva u odnosu na ukupan rad reaktora: ^

[?m*t/Tdt « ?.tv > 9

113.

*c»

UZ: p o * p 0 1 e X p ^ t « t > ' T ^ f d e ^ T s t a & 1 " l n a pert©4a reaktora sa ko-jora se u vretaen« t w j o4 psčetne snage P ^ des t t le zadana snaga PQ» Vreiae t^ omačava t ra jawje rada reaktora ne snazi pQ .

Uzi$iaju€l « otazir zafitevanu stmetrf jtt j ezgra , polo-v1na jezgra se moie pode l l t t u NZ»9R prstenast ih zona, take da de© ©slobodjene energl je u i j - t o j zoni ao2e da se predstavi u

pri četuu je 1 | , J » 1 , Plzigfci rad i jus jezgra Je oznateti sa a a k H t i č n a v is laa reaktora sa H , Indeksl i , j ina ju slerfeće vred-n o s t i ; 1»1,2, . ,*»NR| j * S , 2 , . . « , N 2 , Usvojeria je da se prva aks i -ja lna zona na la t l u centra reaktora , dok j@ poslednja na p e r f f e r l -j l jezgra sa spoijaSnjooi §ranicosa H

e / 2 * Prva rad i j a lna zona j e c iHn t i r i čna i abuhvata centralnu osu reaktora* a ostale zone su prstenastof o b l l k a , p r i temu je rad i jus R£ spol jašnja graniea po-sleanje zone.

Prstewaste zem u rađtjalnoai praveu b l ra ju se t&k© da sadrte ceo bre j gortvnta eleaenata* U jednej zoni se ne §*?ogu na-lazi fc i gor ivn i e leaent l raz11£1tof t tpa (obogaćenja). Pretpo-stavl jen© j e da j e gortvnf element honogen dui aks i ja lno§ pravca j e z j r a reaktora, 0 nje«u su deffsnsane oblast foHva 1 t r l ob-las t f Bioderatora ( v l de t t Odeljak 10.3.2 1 $1.12).

tfodel sad r l i tsslov da sa prstertaste zone terro i tk l i zo -lcvane, t j . da ttmedju n j i i i nena prenosa t op lo te . Ova aprokstraa-c1Jas fcojora se zaaeaaruje povećanje temperature rad i ja lnog ref lek-tora 9 ofraniSava ojegovu prlneou na j@2§ra sa ve^in korakosn re -§etke, odnosno na slugajev© roanjef Integralnog rada reak to ra . .

P©laze£i @d navedenlh zahteva i aproksituacl ja, korfS-čanjasi «sl©va teplotnog balansa, raogu se naplsat i jednaSine koje def ln lSu promenu teraperature u jednoj zonf reaktora;

za oblast gprlva (g)s

114,

za oblast moderatora (tuf):

At *

za oblast moderatora {ml)i

za oblast moderatora (mS) ;

i: ;; <£*%> W * V s 'j r T ;i , t , T V t t) 1 m

^de su: »J^.isj^ (1*|»IH1 »raZ^mS)- ukupne mas© i specifičneteopl©^ materijala 1 u prstenastoj zoni 1j$ h ] ^ , S J ^ - ekvivalentni koe­f ic i jent i prenosa topi ote 1 odgovarajuće površine kroz koje se toplota prenosi.

Prelaskom na proroenljfve koje predstavljaju promenu odgovarajućih temperatura u odnosu na početno ravnotežno stanje (kada su sve temperature međjusobno jednake), dobija se sistem diferencijalnih jednačina koji j e p© oblika identičan sa pret­hodnim 1 u kome ffgttrlSii odgovarajuće promene temperatura u pr­stenastoj zoni A?J ( t ) , Taj sistem jednačina je anali t ički re-šiv 2a svaku pojedinačnu zonu 1j (korist i se Laplaee-ova trans­formacija),, Rešenja su oblika:

AT|j(t) * A | V S 1 % * s]VS2 * * CJVS3 * • ®\h * l}f

Preraa razvijenom modelu, reallzovan je numerički pro* gram u jeziku FORTRAN IV pod nazivom RASTUR,

£. Izračunavanje koeficijenata prenosa topi ote . u i « fi-ftii i ..umi in i r -M i i r IM • •• • • i " - - i • * " " - - i r - r i i' - - - T • ' -i • • • r » • i i ' T ^ I

Brzina prenoSa topi ote sa goriva na okolni moderator, koja se ostvaruje kondukcijon 1 konvekcijom, loole da se prikaže jednačinom:

q • h$ A T , gde je S površina kroz koju se prenosi toplota , li ukupni koefici­jent prenosa topi ote sa goriva na moderator, a AT razlika tempfc-

115.

ratara Izmedju centra gorivnog elementa 1 okolnog moderator«. Za slučaj prenosa topi ote i* oblasti goriva (g) u okol­

ni moderator (al 1 m2), U slučaju goHvnih elemenata od obogaće­nog urana, a takodje 1 za slučaj prenosa toplote sa goriva na mo­derator kod gorlvnih eleroenata od prirodnog urana, ekvivalentni koeficijenti prenosa toplote se BIO§U definisat i kao /33/ :

j d e su: r* i r^ * unutrašnji, odnosno spolj&Sitjl radi jus košulj i­ce gori vat % * * « . - koeficijenti kondukcije toplote 2a gorivo* odnosno košulji cut, * - koeficijent konvekcije toplote sa košu­l j ice na okolni moderator. Za nuklearni reaktor bet sistema za prinudno »ladjenje, prosttraaje toplote konvekcijom odvija se pu~ tero tzv, prirodne konvekcije koja se o§leda u turbulentnon s t ru­janju f l u i t t usled r az l i č i t e temperature, pa i gusti ne, u raznim slojevima fluida. Koeficijent konvekcije toplote sa košuljice go­riva na okolni moderator, u slučaju pHrodne konvekcije, odredju-je se prema re lac i j i t

©C » —— Mu j

gde sus l - visina košuljice goriva (Hc), A - toplotna provodnost moderatora i Uu - »usseU-ov broj , koji za slupaj prirodne konven­ci je i znos i /3^ / :

R<

D.r if a

o.SY (U.) a* At> < K« <*«> 9. *5 C R») **5 ^ t . ' < U < . o l

R je Rayle|gfi-jev ©roj koji se izračunava preko proizvoda Gras-hof-ovog i Prandtt-ovog broja /33/s

R* * <Tr.?r , <Al>

*hf - koeficijent prenosa toplote sa goriva na moderator m\ h£ - koeficijent prenosa toplote sa goriva na moderator ro£.

us.

gde sat f - fttstlna moderatora* |i * zapreisinski koeficijent Sirenja moderatora, gQ- ubrzanje zeiiljine teže, <AT> «, razlika srednjih temperatura iznedju košuljice goriva 1 moderatora, dfnaalCM koeficijent viskoznosii »©deratera i e- specifična to-plota sioderatora*

la slogaj prenosa toplote kroz alurainijtwskl yoriv-ni kanal (za gorivni element ed ©o©§a€enog tirana) iz oblasti mo­deratora raž u ©blast iBoderatora »3, ekvivalentni koeficijent pre« nosa topi ote se definite kao /34/t

i. . -i. + >«?^, » i. ,

gde su of« .- rfv koeficijenti konvekcije toplote sa košuljice na unutrašnju oblast moderatora («£)» odnosno na spoljašnju (t»3).

u Tabeli 13 dati su podaci za teška vodu, aluminijum, uran dioksid i metalni tiran koji su potrebni za proračun koefici­jenata prenosa toplote /3S/ f a u Ta&eli 14 sa date vrednostl ovih koeficijenata koje su odradjeiie za slučaj rada reaktora na snazi 1 za slučajeve aaksiaalnog nlpotettgfcog udesa na reaktoru.

Tabela 14. Koeficijenti prenosa toplote za izabrana standardna jezgra reaktora u tisi »visa rada od 1 fctfh i u slueaju aiaksiroalnoi «ipotetiek©§ udesa.

t ip jezgra S3CSSnSSE?2!Si.£SidWUA^^

lo: kmf. prenosa toplote (W/em °C)

jezgro sa gorivniai eleia. od prirodnog »rana (SI.43) jezgro sa forivflfw «!«». ©d 2& obogaćenog urana (SI.44)

jezgro sa SOI oDogać

n

rad na snazi

B.2QQ 10 -3

jtz.gr* sa \Z% obo§aee

;iaks. udes

ZAU IO""2

wsmawwJwmuLiL

m.

N O

.Ml <n «»s

> U 1

* «" ** * s .

v \ a ca ^r © C M

i 4 - * ' }S O c *> r

t -

• •— C5 «-*-**

• «

c* I i r > «^* TJ, © © 2 \ ** B C I ft O v>

*> IT

*• ^

19 •>-» • r * $-<y

4 ^ ns 6

- C •r«

. * t f l

O 4 « J * «f (U i .

• s . • 3 6

E £5 t~ « _ -

<"? - < +»

+» O

f * ««s»

& o O O '

* * g » -s»

« o o <•*»•

ex W)

i <a r» c ! 01 < - s &.. a »

«r- O j a K/i s •*<» c

«j-»'

XJ 3 ) ••-a

US • 1

«*- o ai **• o >**

•M _ o ™-o. • t -* o. 9» I ft)

•»•»

o . > (A

* c * * • • <0 C I <s s

**» 1 "r- t> Jrf *» S . » U W M

< i * U .

4 <*>

<0 r"» CU

J»I mi H " |

</» O i 3 « ~ * en A ^ ~

^•^

* i d "r» +* J-tf» ft> U 4r* > <a

8

cH o o o i f l o m o CM co «* t o is, cr>

O Ć*> O CM CM W> n© n o «~" t o *5P ngj CM «r> P>» t o «* co

• • • • * •

* • *o o o o ©

o o o o o o o o o o

* - CM <*> «* t o M> o • « * • •

so <n Ps ««*• o t o " * • en O O O N ' S f N m N l O so<opsej>o«-o« ,o • • * » * * • •

«> *o to %£> to no »JD to

o o o o o © © o * - « M P T f S T W> O

MM»~

. «3* •«-*- r** c*> fO co C V # Q G 5 0 < S > CM CM CM <NJ <NJ CM

* • • • # • ^ «^f <t" "C " 5j» *3^

i

o o

O t o O O O G> O ( M «VJ <*> «d" WS < » O

w *

o o o o o o o i f l O O d O « «

* * N « t f l i O N

< J o o o o o o N i * « J 0 3 O

* • « * 0 » 1 0 CM O u j o t o o r t 0 « 0 > N « ) *-• o o o ©

* • * • • • > • • * • • • * <•«•

est (0 • - -a >w o a> > +» 1

o o o o o o o o o cr> «* u» ws o* r* f>

• * C M c » <*» « 3

M CO « * • * 0 0 O « • ps» gp> CO » - 4tf ( ^ < \ i O C3 • * «M Cs» CM «K>

« * # » • • • CM PvJ CvJ Pv» Oil CM 0 4

t J O o o o o o o o o «M' s»- c*»' w> ' t o "sf r»» =s#

* * «-» CM <*} (TO U 5

O ^ - O C O ^ O C M P ^ ' « * O C s » s f > y > O ' « S ' « » ' C 0 Q ) < n o t s t Q O o o

• « « * • • « *

.»., •.^.•ma.-ta-BW.i; r...-jL....-T-r , - i ^1

o o

i f l W O S O O O O C M Q E > ^ > e M « * L f > « n o

CM <*9 U» V0 0 > <— »—

o>r«.c?>«»<*)*,,"a,ps « * » | s . C 0 * - l / » 0 0 C M C O C M C M e M O C J O C M v -

• • • • • * • • o o o o o o o o

SJ> 1 O 8 o a o o o o t CM e*s to. <n •**• p» i

» • • i M M W N l

| t*. «* co un r^ oo i 1 •»•» CM *"» «*• y > PS 1

vtp *"* • - • w*» «r* *^» i

• • * • • • | O O O O « - « ' ' - ' « - ' « * } O O O O O O I

1 a> © 1 O O C 3

o o . - « *

• ^ l i > CJ» Ps Mfrtf*'

• • « •

P s P ) O < 0 N N

t j o

O O CJ CM * 0 O

w> o vo <J3

0 » C M en«© a «»<*» • • 1 — CM CM H»

» s

• r - O s o 3 • *

r*» f«» f 0

•

o o t © O O «•" •

O i O P « « - < i f l t O N — , — I t I J w O O O

* - <£> P s

* • <£) Ps CM » « • •

CM p s CM 0 0 &iu»rt ufi

o o o o

* - s C M « - ^ 0 • — O O

U VO * * - « M " ^ C O f > " — * • « - » P S > « - » w - • *

v r s , ^ «— < * » » H O 1 O * * CM O CM I I

t f nO * P s a% CO no 0(3 ps »— •*-* * * * * * *"*

•r» ( 3

i— C 10 rt»

+ J t . U4 3 •SP

1

i 1

1

O o o o o o o o o

0%<O <& C M O O CM n o 0 0 » - t o

v— « *

ps CM u» o coat ur> » • O V M f l K)<M ^ »• o o o o o o

» • • • * • • o o o o o o o

o o o o o o o o o CM © \ «SP nO *&«& ""*

• - CM W O CM • *

<y» <3" CM CO psCM « » C » « 3 P s Ct> » C M CO CM CM CM CM CM<*> f »

• * • « « * * o O o o o o o

o o o o o •*•»

1 t o CM

no t o

• t o f*i

o ° o • O O CM •*»

d «>

! o» •• 1 O ' V

T 3 •r« Cfl

e ^e (O O &> T -3 -O

118.

3* lemperatura u gorivu i moderatoru jezgra sa gorivnici elementima od 2% obogaćenog urana

Proračun raspodele temperature u gorivu i moderatoru izvršen je za standardno jezgro sa gorivni® elementima od 2% obogaćenog urana čiji je presek prikazan na SI.40.* Razmatran je slučaj rada reaktora na snazi od 1 kW u trajanju od jednog časa. Fizički parametri izabranog jezgra dati su u radu /14/.

Pretpostavljajući da je snaga reaktora na kritičnom nivou 50 mU (PQJ) i da raste sa stabilnom periodo« od 30 do 90 sekundi, ukupna gene-risa«a energija u toku prelaznog režiraUdo snage od 1 kfei iznosila bi od 0.: do 2%. Ovaj rezultat pokazuje da se ta energija može zanemariti u odnosu na uku­pnu generisanu energiju.

Jezgro je podeljeno nasedasi radijalnih i pet aksijalnih prs­tenastih zona , m način koji je prikazan u Tabeli IS.

Tabela 16. Granice radijalnih i aksijalnih zona u jezgru i broj gorivnih

i i

1 2 3 4 S 6 7 1

elemenata u njima

radijalna zona

Ri (CH»)

9.33 15.04 £ 9 « Wa3

32.55

•

,

2 4

10 to

42.34 1 18 49.44 16 57.BD J 22

aksijalna zona

j

1 2 3

I 4 i

i

2i (era)

9.90 19.79 29.69 39.58 49.47

i ->

Rezultati proračuna dobijeni korištenjem prograsna RASTUR dati su na Slikama 41 1 42. Vidi se da je porast temperature 1 u gorivu 1 u moderatoru, pri ovakvim uslovima rada reaktora, veoma mali.

* Ova konfiguracija jezgra reaktora je kortšćena u sprezi sa konvertorora neu­trona, a sa njim je vršena i kalibracija snage reaktora /I4/.

119.

4. TermlSko naprezanje u košuljici gorivnog sloja

Posraatrajuči košuljica gorlvriog sloja kao cilindar spoljašnjeg radljusa r^ i unutrašnjeg radljusa r. » uz tislov da je debljina koSuljlce ma­la:

vrednostl tangecijalnog napona na unutrašnjoj 1 spoljašnjoj strani košuljice mogu se aproksimirati sledećim Izrazima /34/:

2LN unutrašnja strana . « * 2.) 2 M-») 3

g* A T K H - S L N spoljagnja strana,

gde su: E - Young-ov modul elastičnosti materijala košuljice; .< * termički koeficijent linearnog širenja materijala košuljice; >> - Polsson-ov odnos za materijal košuljice; A T K - pad temperature duž košuljice. Ova naprezanja imaju kompresivnl karakter na unutrašnjoj strani košuljice, a rastežući na njenoj spoljašnjoj strani.

Košuljica gorivnog sloja je od aluminijuma i nalazi se na sredr-njoj temperaturi koja* pri normalnom radu reaktora na snagama do 10 kW, sigur­no ne prelazi 40°C. Pri toj temperaturi* pojedini parametri aluminijuma Imaju sledeće vrednostl /3S/: E » 6.85 10 f 0 H/f/» e( * 23 IO"6 /°G i V « 0.36. Radijusi košuljice gorivnog sloja iznose?

- za gorlvnl segment od obogaćenog urana (SI.12): r. * 1.75 cm, r2 * 1.85 cm (spoljašnja košuljica) r. * 1.45 cm, r^ » 1.55 cm (unutrašnja košuljica)

- za gorivni element od prirodnog urana (Sl.11): r* * 1.25 em, r 0 • 1.35 cm . Analizirajući ponašanje gorivnog segmenta sa 256 obogaćenim ura-

nom u uslovima rada reaktora iznetlm u tački 1.3 ovog Priloga, dobija se da tangencijalni napon na unutrašnjoj strani košuljice iznosi oko -123 kp/cra ,

120.

2 * a na spoljašnjoj oko 124 kp/cm • P H tome je pretpostavljeno da pad tem­perature dttl košuljice iznosi to«^ Sto je sigurno prevelika vrednost. Posroa-trajući ponašanje gorlvnog elementa od prirodnog urana u Istim uslovima rada reaktora, dozvoljavajući mogućnost da pad temperature duž alurninijumske košu* Ijice iznosi i E0°c (što je takodje precenjena vrednost), dobijaju se vred-nosti od -259 kp/cm2 i 246 kp/cm2 na unutrašnjoj, odnosno spoljašnjoj strani košuljice.

Kako fnaksiraaliK) dozvoljeno tangencijalno naprezanje alumi-nijuma na temperaturi od 40°c iznosi oko 885 kp/cniŽ /35/, vidi se da su pro-cenjene vrednosti {koje su sigurno vile od stvarnih) dosta niže, tako da ne treba očekivati nikakva oštećenja košuljice gorivno§ sloja.

* Vrednosti su vrlo bliske za unutrašnju i spoljašnju stranu košuljice go-rivnog sloja.

SI. *» 0. Presek standardnog j e z g r a resktora s a norivnin e 1 e n e n -tima od 2% obogaćenog urana. Korak rešetke 8/7 cr.

i t

3 0 Jl

C> —i —i V

0 » 1 .. —

u

o E t- t-< <:

" ^ \ \

\

E E 1- 1-< <:

-H \ k X

/ /

•

id-—

"if"—

^

© \ '

©

©

/

® —

©

®

\ 1

\

© j 7

"~i '

u k

7 / r—

/ r

/ -i r

4-~ \

•

1

—

- —

« V. N V

c. - - - ' m v , • — "D

O i c i P. -^ 0 «

— J * •>

—! L. T) «C

121.

PRILOG D

ANALIZA MAKSimUOG JHWTETISK0S I M S A m EEAKT0RM

t. Teorijski postupak

ftoctel terllćt« u analizu pobašanja reaktofea 8B pri oekon~ trolisanosi uvodjenju pozitivne realtivnosti u kritičan sisttn opisa« je u ra­dovima /E8/ 1 /2§/. 0» se zasniva na adljabatsfeoj aproksimaciji jednogrupne kinetike reaktora 1 zonal«© zavisno« teraperaturskonj polju u reaktoru u radijal­no© pravcu, y njemu su sadržani sledeće pretpostavke:

- vrenje feneraeij© trenutnih neutrona u sistemi je konstantno za vran trajanja udesa;

- ukupna oslobođena attiic*tx«i snaga potiče isključivo od fi-sija, t prostorna rupodftU gustine snage iaa oblik 8es-sel-ove funkcije f (<**);

- spoljašnja reaktivnost se y sistem uvodi linearno 1 pro­storno nezavisne;

- teeperaturskl koeficijenti reaktivaosti 1 koeficijenti pro­nosa topiote su nezavisni od Tempirature;

»-fasraperatura tfeU ootferater« (ay vfđetl 0deljak 10,3.2) 1 reflektora su prostorno nezavisne;

- saneaaren je prenas toplote sa reaktora na okolinu. &ko se pretpostavi da prostorna raspodela fluksa neutrona ti

sistemima vresse udesa, zadržava 1$t1 oblik ka© pri kritičnom stanju, onda vre­menska promena snage sistema može da se Izrazi jednačtnana prostorno nezavisne kinetike /U/t

<M <tj At

fW-(b Aft)

AW

- Prt)

?(t) - *) *i <«

w

) a* <i*# •• t HG-

122.

gde su: f (t) - ukupna trenutna reaktivnost sistema; £<aZ^j) Hi^i ~ efek­tivni prinosi i konstante raspada "roditelja" zakasne!ih neutrona (i fotoneutro-na) u grupi j ; A(t) - vreme generacije neutrona u sistemu (konstantno za vre-me udesa); W,(t) - "ekvivalentna snaga" zakasnelih neutrona ( i fotoneutrona) u grupi j ; P(t) - trenutna snaga reaktora,

Deobom jezgra reaktora na ukupno NR radijalnoh zona u kojima se može nalaziti samo ceo broj gorivnih elemenata istog tipa, deo ukupne oslobo-djene gRBngx^BXii snage u zoni (i) se može predstaviti kao:

gde su: R - radcijus jezgra; R. - spoljašnji radijus radijalne zone jezgra. S obzirom da se u svakoj radijalnoj zoni, u svakom trenutku,

oslobadja snaga fi P(t), mogu se na osnovu principa održanja energije (top-lote) pstaviti jednačine za proraenu srednjih temperatura goriva i moderatora u sledećem obliku:

za oblast goriva od prirodnog urana (g):

za oblast goriva od obogaćenog urana (g):

at * za oblast moderatora (ml) :

tfiT«.,, M

za oblast moderatora (m2):

; i A^mx **'

dt 1 0 T», rt* » *•** C

tisi { TJM-TJ.M} ~ tj$j {T^m-rJ:%m} , T M > « ^

m «H. C »* """TT"" S I . - . 1 4t © T-*. (t) » «•© c

za oblast moderatora (m3):

* Način formi tanja oblasti moderatora ml, m2 i m3 u zoni sa gorivnim elei.icnti-n>a od obogaćenog urana objašnjen je u Odeljku IO.J.C'.

123.

pri čemu je q(i) = 1 ili 0, u zavisnosti od toga da li je gorivo u zoni (i) od obogaćenog ili prirodnog urana. U ovim jednačinama pojedine oznake imaju sledeća značenja: T' - srednja temperatura goriva u zoni; T .- srednja tem-

g nil peratura dela moderatora (ml) u zoni sa gorivnim elementima od obogaćenog ti­rana; " P - srednja temperatura dela moderatora (m2) u zoni sa gorivnim ele­mentima od obogaćenog urana; T - srednja temperatura okolnog moderatora (m3) uključujući i feflektor ako postoji; m,, cl (l=g,ni1 ,m2,ni3) - ukupne mase i specifične toplote materijala 1 u zoni i; hj, s] - ekvivalentni koeficijenti prenosa toplote i odgovarajuće površine kroz koje se toplota prenosi, u slu­čaju gorivnih elemenata od obogaćenog urana; h,S - koeficijenti prenosa top-lotejša goriva od prirodnog urana na moderator (rn3) i odgovarajuće površine kroz koje se ta toplota prenosi.

Navedene temperature su srednje temperature po visini re­aktora, pa ako se usvoji da raspodela snage reaktora u aksijalnom pravcu ima oblik cos(^z), a takodje i raspodela temperature (jer nema prinudnog hla-djenja duž gorivnih elemenata), maksimalna temperatura goriva ili moderatora u zoni (i) može da se izrazi kao /34/:

9de j e : * IV*« • * * <f > & sin ((Ht«/£)

pri čemu su: H - kritična visina reaktora; p - aksijalni laplasijan jezgra reaktora.

Predstavljanjem svih promenljivih u jednačinama kinetike re­aktora kao promena u odnosu na početni - stacionaran režim, dobija se sistem nelinearnih diferencijalnih jednačina prvog reda. Numerički program RACAN1 ko­ji rešava ovaj sistem jednačina daje snagu reaktofca u funkciji vremena, ukup­nu generisanu energiju u svakom trenutke (računajući od početka udesa), reak-tivnost sistema u svaknm trenutku i promene temperature goriva i moderatora po svim zonama reaktora u funkciji vremena /29/.

2. Primena modela na izabrana jezgra reaktora

Vreme generacije trenutnih neutrona u reaktorskom sistemu odredjeno je za temperaturu od 300 K prema *eiasx£x dvogrupno.i relaciji:

124.

*

gde su: v«, v? - srednje brzine neutrona u brzoj i termalnoj grupi u ćeliji reaktora; <$J - makroskopski presek za totalno rasejanje neutrona iz brze ener­getske grupe; 5*x - makroskopski apsorpcioni presek za neutrone u termalnoj grupi, ostale oznake imaju standardna značenja.

Koeficijenti prenosa toplote su računati na način objašnjen u Prilogu C (Ode!jak 2). Oni su odredjeni za pretpostavljene srednje razlike temperatura u toku udesa i smatraju se nepromenljivim. Brzina s= kojom se uvo­di spoljašnja reaktivnost u sistem odredbena je kao:

gde je iSf/dlf promena reaktivnosti sistema sa promenom nivoa moderatora u blizini kritičnog nivoa, a »*/*tr je brzina kojom se moderator ubacuje u reaktorski sud. Maksimalni priraštaj reaktivnosti ograničen je u proračunima na 1000 pcm (Odeljak 10.3).

Temperaturski koeficijenti za gorivo i moderator su odredjen4 korišćenjem programa TWENTY GRAND za proračun kritičnosti izabranih reaktor-skih sistema sa temperaturski zavisnim dvogrupnim parametrima koji su odre­djeni kondenzovanjem višegrupnih parametara u ćelijsklm proračunima. Posmatra-jući nezavisna izabrane radijalne zone i materijale u njima (gorivo, modera­tor - ml,m2 i m3) dobi jaju se njihovi temperaturski koeficijenti reaktivnosti koji se smatraju nezavisnim od temperatute.

(1) Standardno jezgro sa gorivnim elementi ma od prirodnog urana

Presek ovog jezgra prikazan je na SI.43. Na slici su nazna­čene i radijalne zone na koje je reaktor podeljen. Osnovne karakteristike ovog sistema su sledeće:

korak rešetke - 12 cm broj gorivnih elemenata - 208 tip goriva - prirodni uran čistoća moderatora - 99.79 ^mol D?0 kritična visina teške vode (H ) - 177,i cm

125.

97,0 cm radijus jezgra {R ) radijalni laplasijan («<) aksijalni laplasijan ( & ) materijalni laplasijan (B2) koeficijent reaktivnosti *?/»»-

Kako se teške voda ubacuje u reaktorski sud brzinom od 0.S ili 2.5 cm/min, dobija se da brzina kojom se spoljašnja reaktivnost uvodi u sistem iznosi 1, odnosno 3 pcm/s. Reaktor je podeljen na šest radijalnih zona čiji su radi jusi i broj gorivnih elemenata u njima dati u Tabeli 16.

0,

0

a. 7>;

(m

. JJt cm -1 3171 cm

494 10~4 a

pcm/cr-\ kr i t ičnom

*

nivou)

Tabela 16. Granice izabranih xs« radijalnih zona u reaktoru i broj

broj

zone

1 2

3 4

5

6

gor ivn ih elemenata u njima

spo l jašn j i rad i jus

zone (cm)

13.54 23. 'b

48. o2 63.51 |

82.36 J 97.U4

broj gorivnih elemenata u zoni

Koeficijent prenosa toplote sa goritfa na moderator iznosi 2 o <-^Mđ£T,vi^x^

0.02166 W/cm C (videti Prilog C ) . TemperatursSi koeficiJeTnTiKa gorivo

i moderator dati su u Tabeli 17.

Tabela 17. Temperaturski koeficijenTN^"gorTvo i moderator u pojedinim

bro j

1

2 3

4

5

I 6

zone

zonama reaktora

^ f / l T f (p

-0.15

-8.11

•o.to -0.20

-0.34

*?/m\ (pcm/°C)

/ r,'

126.

Podaci za zakasnele neutrone uzeti su iz K8«xj;«§xixx prethodnog Izveštaja o sigurnosti /!/ i dati su u Tabeli 18.

Tabela 18. Podaci za zakasnele neutrone u jezgru sa gorivnim elementima od prirodnog urana

3 ! 4 13.17 27.u.t 3 0.111 0.JU1 1

Rezultati proračuna maksimalnog hipotetičkog udesa na reakto­ru sa ovim jezgrom prikazani su u Odeljku 10.3.1.

(2) Standardno jezgro sa gorivnim elementima od 2% obogaćenog urana

Presek jezgra je prikazan na SI.44. Na slici su naznačene i radijalne zone na koje je reaktor podeljen. Osnovne karakteristike (5vig siste­ma su sledeće:

korak rešetke broj gorivnih elemenata tip goriva čistoća moderatora kritična visina teške vode (H )

v c' radijus jezgra (R ) radijalni laplasijan («i) aksijalni laplasijan (ft> ) 2 materijalni laplasijan (B ) koeficijent reaktivnosti ^f/SH-

16 cm 52 (sa po 14 segmenata) 2% obogaćeni uran - metal 99.30 % mol 020

- 128.3 cm 65.1 cm 0.02*10 crn"1

r 0.':L'J22 cm"1

r- 11.20 10"' cnf^ - 160 pcm/cm

(na kritičnom nivou)

Brzina punjenja reaktorskog suda teškom vodom od 0.8 i 2.L. cm/min izaziva porast reaktivnosti u kritičnom sistemu od 2.1, odnosno 6.7 pcm/s. Reaktor je podeljen na šest radijalnih zona na način prikazan u Tabeli 19.

127.

Tabela 19. Granice izabranih radijalnih zona u reaktoru i broj gorivnih elemenata u njima

broj zone

1 2 3 4 5 6

spoljašnji radijus zone (cm)

18.0b 31.27 36.11

51.07 65.1 U 100.0

broj gorivnih elemenata u zoni

4 8

rt 20 0

Koe f i c i j en t i prenosa top lote imaju sledeće vrednosti (Pr i log C)

0.0134 W/cm2 °C

h2 = 0.0120 W/cm2 °C h3 = 0.0431 W/cm2 °C.

Vrednosti temperaturskih koeficijenata reaktivnosti za gorivo i moderator date su u Tabeli 20.

"labela 20. Temperaturski koeficijenti reaktivnosti za gorivo i moderator u pojedinim zonama reaktora

br&j zone

1

2 3 4

5

6

7f / T T j ,

(pcm/°C)

*r/TTmi

(pcm/°C)

-0.150 -0.G8O

-0.2G1 -4.653 -0.132 -0.774 -0.470 < * * * - * • « * -0.4G7 -2.744

I o I o Podaci za zaka snele neutrone t*»

•df/-»Tm&

(pcm/°C)

-0.3G9

-0,730

-C.342 -1.213 -1.212

o 4e*»*»«-»##»-9&*ii»

**r /3T„.j

rPcm/°c)

-19.3 r

uui»~^Xaafmti m*~-©- <»ltf« it« "i« pr£}U>d!»>»* JVvejktje. » to\nr*«ft* /*/ * «*at.' u* n TA^ £ 1 .

128.

Tabela 21. Podaci za zakasne!e neutrone u jezgru sa gorivnim elementima od 2% obogaćenog urana

grupa 2.II 0.0124

14.0 0.03L

3 12.b 0.111

4 25.3 0.30

5 7.36 1.1 3G

2.b9 3.012

Rezultati proračuna maksimalnog hipotetičkog udesa na reak­toru sa ovim jezgrom prikazani su u Odeljku 10.3.2.

(3) Standardno jezgro sa gorivnim elementima od 80% obogaćenog urana

Presek jezgra je prikazan na Slici 45. Na njoj su naznačene i radijalne zone na koje je reaktor podeljen. Osnovne karakteristike ovog sis­tema su sledeće:

korak rešetke broj gorivnih elemenata tip goriva čistoća moseratora kritična visina teške vode (H )

c radijus jezgra (R ) radijalni laplasijan {©<) aksijalni laplasijan (ft,) materijalni laplasijan (B ) koeficijent reaktovnosti ?f/dti-

13 cm 37 (sa po 12 segmenata) 80% obogaćeni urandioksid 99.43?: mol D20 94.5 cm 44.G cm 0.02643 af]

0.02693 cm"1

16.60 10"4 cm'2 420 pcm/cm (na kritičnom nivou)

Brzina punjenja reaktorskog suda tenkom vodom od 0.;..! ili 2.t- cm/min izaziva porast reaktivnosti u kritičnom sistemu od 5.6, odnosno 17.5 pcm/s. Reaktor je podeljen na sedam radijalnih zona na način prikazan u Tabeli 22.

129.

labela 22. Granice izabranih radijalnih zona u reaktoru i broj gorivnih elemenata u njima

broj zone

spoljašnji radijus zone (cm)

broj gorivnih elemenata u zoni

(Prilog C): Koeficijenti prenosa topi ote imaju sledeće vrecn>'s:i

h1 - 0.J\9-\C t/cn^ °C

h£ = 0.01838 W/cm2 °C h3 = 0.04J31 k/cm2 °C.

Vrednosti temperaturskih koeficijenata reaktivnosti za gorivo i moderator date su u Tabeli 23.

Tabela 23. Temperaturski koeficijenti reaktivnosti za gorivo i moderator u

broj zone

1

2

0

4 5

6

7

pojedinim zonama reaktora

-bf/ *T j (pcm/°C)

-0.040

-u.131 - U . \c'J

3 f / i T w ,

(pcm/°C)

- u . i i a - J . U U t

-L.uUU

-u.338 -7.768

-U. 101 -t.Jt.7

-U.L72

I ° -u.<i43

0

•Jf/>T»|.

(pcm/°C)

-u.314 - 1 . ^ / ~S.£o4 -J.4J3 ~ 1 . U L. U

| -2 .7 .J

0

* f / STM}

(pcm/°C)

j

- i t . o j

.

130.

Podaci za zakasnele neutrone su uzeti iz rada /36/ za izotop tJJU,, dok su fotoneutroni zanemareni pošto ne uticana reaktivnost sistema jerWreme ekskurzije snage vrlo kratko. Oni su dati u Tabefci 24.

235,

Tabela 24. Podaci za zakasnele neutrone u jezgru sa gorivnim elementima od 80% obogaćenog urana

grupa 1 *•«•* 2.43 *<$-«) 0.0127

2 13. u3 0.0317

3 12.UJ O.llu

4 26.0:3 0.311

5 8. i 9

1.4UL

6 1 .uC 3.870

Rezultati proračuna maksimalnog hipotetičkog udesa na reaktor*sa ovim jezgrom prikazani su u Odeljku 10.3.3.

' i r o j f j o r i v n l h e l e n e n a t a : ?.nf\ k r t t Una v l s t n a te *ke vode: I 77. ^ er-radljus jeznra: ^7.6 ctn

Sl. 1*3. Presek standardnog jez^ra reaktora $a rjorlvnlm elementlma od -t>rlrodne«j urana. Korek re^etke 12 cn,

SI.M. Presek atandardnog Jezgra reaktora se norlvnlm elementlna od 24 oboqatfencg urana, Korak reSetkr ificm.

1(5. Presek standardnog Jezgra reaktora sa gorlvnlm elcnentlma od 80? obogaćenog urans. KoraV reSetke 13 cm.

131.

PRILOG E

MANIPULISANJE NUKLEARNIM GORIVOM NA REAKTORU

Proces rukovanja gorivom na reaktoru RB može da se razloži na četiri dela koja sačinjavaju:

- uskladištenje goriva, - prenos goriva od mesta uskladištenja do reaktora^ - stavljanje goriva u reaktorski sud, - vadjenje goriva iz reaktorskog suda i prenos do mesta uskladištenja.

Nuklearno gorivo na reaktoru čine gorivni elementi od pri­rodnog urana i gorivni segmenti od 2% i 80% obogaćenog urana (videti Odeljak 3,2). Kako je izgaranje goriva na reaktoru RB zanemarijivo, te nije potrebna posebna prostorija za odlaganje goriva, ono je smešteno u dva drvena sanduka koji se nalaze u hali reaktora blizu ivice bazena u kome je postavljen reaktor. U jedan sanduk stavljaju se gorivni elementi od prirodnog urana, a u drugi gorivni segmenti od obogaćenog urana.

Gorivni elementi od prirodnog urana zauzimaju u sanduku vertikalan položaj, oslanjajući se «?» dno sanduka. U gornjem delu sanduka na­lazi se drvena ploča sa otvorima prečnika 3 cm koji su rasporedjeni u obliku kvadratne rešetke koraka 8 cm, u koje se ubacuju gorivni elementi čime je o-bezbedjen njihov stabilan položaj. Gorivni segmenti od obogaćenog urana na­slagani su jedan na drugom u aluminijumskim cevima prečnika $ 43/41 mm. U jednoj cevi može da stane najviše do 20 segmenata (cev je dugačka 225 cm). Ove cevi postavljaju se takodje u vertikalan položaj, u drugom sanduka, i os­lanjaju se na njegovo dno. U gornjem delu sanduka nalazi se drvenabloča sa otvorima prečnika 4.6 cm u koje se ubacuju ove cevi čime je obezbedjena nji­hova nepokretnost. Izvršeni proračuni pokazuju da, u slučaju da se ovi san­duci napune običnom vodom, takav sistem ne bi mogao da postane kritičan /21/.

Gorivni elementi od obogaćenog urana prenose se ručno od sanduka do reaktorskog suda. Potrebna "prepakivanja" gorivnih segmenata u aluminijumskim kanalima vrše se bilo na stolovima postavljenim uz sanduke,

132.

bilo na gornjoj platformi reaktora. Prenošenje gorivnih elemenata od prirod­nog urana vrši se pomoću krana. Za tu svrhu konstruisan je poseban nosač na ko­me se mogu okačiti najviše 6 gorivnih elemenata. Oni se obavezno prenose u vertikalnog položaju kako bi se izbegla moguća iskrivljenja aluminijumskih ka­nala.

Stavljanje gorivnih elemenata u reaktorski sud i njihovo vadflenje iz stela vrši se samo onda kada se sva raspoloživa količina teške vo­de nalazi u rezervoaru, tj. kada je reaktorski sud prazan. Otvori na potpor­nim pločama u koje se stavljaju »^taffrtflagk gorivni elementi (Odeljak 3.1) imaju prečnik od 4.7 cm, pa se posebnim plastičnim i aluminijumskim prsteno-vima obezbedjuje njihova nepokretnost u reaktorskom sudu.