Безопасность современных атомных реакторов



Скачать 292.65 Kb.
Дата30.04.2016
Размер292.65 Kb.
А.Г.Компаниец

Начальник смены ОАО «СХК», участник ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС


Безопасность современных атомных реакторов


  1. Ядерные реактора XXI века

Наличие апробированных в энергетике ядерных технологий, доказанная экономическая конкурен­тоспособность и техническая безопасность делают ядерную энергию фаворитом в обеспечении значи­тельной доли производства энергии в наступающем XXI веке.

В крупномасштабной ядерной энергетике будут присутствовать реакторы различной функциональ­ной принадлежности: производство энергии, рас­ширенное воспроизводство топлива, производство изотопов и выжигание актинидов, при этом в ре­шение основной задачи производства энергии бу­дут вовлечены реакторы всех функциональных нап­равлений.

Сегодняшний и предполагаемый с учетом вос­точноевропейской и азиатской составляющих раз­вития ядерной энергетики вклад легководных ре­акторов в мировой ядерный парк с неизбежностью, диктуемой экономическими соображениями, ос­тавляет их в мировой ядерной энергетике нового века.

Вместе с тем прогнозируемое значительное уве­личение доли ядерного производства энергии тре­бует анализа места реакторов различных типов в крупномасштабной ядерной энергетике XXI века. Особенности этой новой фазы использования ядер­ной энергии, такие, как увеличение ее объема до десятков процентов в электроэнергетике, необхо­димость воспроизводства делящихся ядерных мат­ериалов, расширение областей применения и кру­га стран, использующих ядерные установки, дела­ют необходимым уточнить условия и требования, которые должны быть обязательными для реакто­ров, претендующих на существенную роль в ядер­ной энергетике будущего.

Разнообразие признаков и условий существова­ния крупномасштабной атомной энергетики опре­деляет необходимость наряду с совершенствовани­ем проектов ныне действующих реакторов прово­дить поиск и разработку реакторов нового поколе­ния. Предпочтение при выборе направлений новых разработок должны иметь предложения, которые вносят новое качество в решение проблем ядерной энергетики будущего. Невозможно предложить на перспективу единственный проект реактора, кото­рый бы наилучшим образом решил все задачи, сто­ящие перед ядерной энергетикой. В перспективе бу­дет функционировать ряд типов реакторов, каж­дый из которых может наилучшим образом решать ту или иную задачу крупномасштабной энергети­ки, и в числе этих типов, безусловно, будут реак­торы ВВЭР.

Тенденцией развития энергетических реакторов будет продолжение линии на их использование для производства электричества. С этой целью будет продолжено строительство реакторов большой и средней мощности, хорошо зарекомендовавших се­бя на предыдущих этапах.

Наряду с этим будут реализовываться линии в направлении дальнейшего увеличения мощности. В частности, масштабы российских энергосистем ев­ропейской части и требование конкурентоспособ­ности с ТЭЦ на органическом топливе обосновы­вают тенденцию увеличения единичной мощнос­ти блока, а нацеленность на мировой рынок дела­ет необходимым иметь для российского и зарубеж­ного применения российский проект энергоблока ВВЭР, не уступающий западным проектам по мощности и другим показателям.

Крупномасштабная ядерная энергетика не мо­жет быть реализована на использовании только урана–235. Подпитка делящейся компонентной из ес­тественного урана, постоянно вовлекаемого в топ­ливный цикл, будет не достаточна для функцио­нирования всей совокупности разнообразных реак­торов ядерной энергетики.

Воспроизводство делящихся материалов являет­ся одним из основных признаков ядерной энерге­тики будущего. Эта функция будет реализовывать­ся реакторами–размножителями. Основной функ­цией таких реакторов является расширенное вос­производство топлива, необходимого для обеспе­чения топливом всей структуры ядерной энерге­тики.

Таким образом, в будущей энергетике будут сосу­ществовать реакторы–размножители ядерного топ­лива и реакторы, потребляющие топливо. Их ко­личественное соотношение в крупномасштабной ядерной энергетике мира будет определяться нейт­ронным балансом всей структуры ядерной энер­гетики и уровнем воспроизводства топлива в ре­акторах.

Положительный нейтронный баланс системы ре­акторов ядерной энергетики при необходимости может обеспечить не только расширенное воспро­изводство ядерного топлива, но и выжигание наи­более опасных радионуклидов. Для этих целей может быть разработан специальный тепловой реактор–выжигатель.

Соотношение количества реакторов разного наз­начения зависит от совершенства их характеристик, областей использования, степени развитости ядер­ной энергетики и состояния решения проблемы об­ращения с радиоактивными отходами.

Следовательно, наиболее целесообразным пред­ставляется путь эволюционного совершенствова­ния зарекомендовавших себя реализованных про­ектов ядерного комплекса и создания ядерных тех­нологий нового поколения, базирующихся на опы­те предыдущих этапов, в частности создания и раз­вития концепции ВВЭР.


    1. АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения

В России новой вехой в развитии ядерной энергетики станет создание перспективного энергоблока с водо-водяным реактором повышенной безо­пасности и экономичности ВВЭР-1500. Об этом, как сообщили СМИ, заявил начальник Управления по атомному машиностроению и приборостроению Минатома России Геннадий Коряков на международной конференции "Ра­диационная безопасность: обращение с радиоактивными отходами и облу­ченным ядерным топливом» в Санкт-Петербурге".

Энергоблоки третьего поколения призваны стать основой электроэнергетики до 2020 года. Их концепция базируется на эволюции энергоагрегатов с реакторами типа ВВЭР и реакторами на быстрых нейтронах. Она предусматривает более совершенные эксплуатационные характеристики. Представитель Росатома России уточнил, что, согласно оптимальному варианту "Стратегии развития атомной энергетики России в первой полови­не XXI века", предусматривается строительство АЭС с энергоблоками ново­го поколения и пролонгация срока службы действующих энергоблоков на 10-15 лет.

Первый реактор ВВЭР был введен в эксплуатацию почт 40 лет назад (в 1964 г.) на Нововоронежской АЭС. Всего за это время было включено в сеть 60 энергоблоков с реакторами ВВЭР различных модификаций электри­ческой мощностью от 70 до 1000 МВт. В настоящее временя в эксплуатации находится 52 энергоблока, из них в России 14 энергоблоков: 6-е ВВЭР-440 и 8 - с ВВЭР-1000.

Реакторы ВВЭР сыграли определяющую роль на ключевых этапах ста­новления и развития ядерной энергетики Советского Союза и России:

• сооружение первых блоков Нововоронежской АЭС подтвердило техническую осуществимость надежных промышленных энергоисточников на ядерном топливе;


  • первое поколение серийных реакторов ВВЭР электрической мощно­стью 440 МВт продемонстрировало экономическую конкурентоспособность атомных электростанций;

  • второе поколение реакторов ВВЭР мощностью 440 и 1000 МВт, вы­полненных в соответствии с новыми требованиями безопасности, соответст­вующими сформировавшимся международным подходам, создало техниче­скую базу для уверенного присутствия на международном рынке реакторных технологий;

  • в критический для отечественной ядерной энергетики период после аварии на Чернобыльской АЭС энергоблоки с ядерными реакторами ВВЭР продемонстрировали свою безопасность, обеспечили устойчивость ядерной энергетики и возможность ее дальнейшего развития.

Работающие и реализуемые в настоящее время атомные элект­ростанции с реакторами ВВЭР современной конструкции обладают прием­лемым уровнем безопасности и обеспечивают конкурентоспособность на рынке электроэнергии. В конструкцию реакторов, эксплуатацию и топлив­ный цикл могут вноситься и вносятся усовершенствования, которые по­зволяют им удовлетворять постоянно повышающимся требованиям безопас­ности и экономичности.

Таблица. 1 Основные характеристики новых реакторов ВВЭР и западных реакторов аналогичной мощности



Характеристика

ВВЭР-440

ВВЭР-

640


АР-600 (США)

ВВЭР-1000

(В-320)


ВВЭР-

1000 (В-392)



N1300 (Франция)

ВВЭР-

1500


EPR

Электрическая мощность брутто, МВт

440

640

620

1000

1068

1330

1550-

1600


1630

Тепловая мощность, МВт

1375

1800

1940

3000

3000

3817

4250

4250

Давление в первом контуре, МПа

123

15.7

15.7

15.7

15.7

15.7

15,7

15,7

Давление в парогенераторе, МПа

4.6

7.1

5,5

6.3

6.3

7,1

7,34

7,8

Среднее/максимальное линейное знерговыделение твэла, Вт/см

127/325

100/265

135/350

166/448

166/448

170/445

125/340

155/405

Наружный диаметр твэлов, мм

9,1

9,1

9,5

9,1

9,1

9,5

9,1

9,5

Наружный диаметр корпуса реак­тора, м

3.84

4,54

4,4

1 54

4.54

4.83

5.42

5,4

Число петель (ГЦН)

6

4

4

4

4

4

4

4

В тоже время стратегическая линия на укрепление позиций ядерной энергетики привела к необходимости разработки атомных станций с реакто­рами ВВЭР нового поколения, обеспечивающими качественный шаг вперед в ожидаемом уровне их безопасности, опирающемся на «внутреннюю» безопасность и "пассивные" технические средства. Обеспечение устойчивой кон­курентоспособности требует упрощения и удешевления конструкции и по­вышения единичной мощности блоков.

Эти тенденции предопределили развитие третьего поколения реакторов ВВЭР.

Для удовлетворения требований потребителей электроэнергии в Рос­сии и возможных покупателей в других странах, а также для обеспечения необходимых экономических характеристик, по-видимому, требуется иметь ряд проектов энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР мощностью 500-650, 1000-1100 и 1500-1800 МВт (эл).

Блоки мощностью 500-650 МВт (эл.) предназначаются для регионов России и других стран с относительно небольшими энергосистемами и име­ют возможность регулирования мощности. Следующая разновидность бло­ков рассматривается для обеспечения как базовых нагрузок, так и в случае необходимости для регулирования мощности и частоты энергосистем. И, наконец, блоки мощностью 1500-1800 МВт (эл.), работая в режимах базовых нагрузок, могут обеспечить наименьшую себестоимость электроэнергии и повысить конкурентоспособность АЭС по сравнению с тепловыми электростанциями.


      1. Основные требования к безопасности АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения

Безопасность остается приоритетным направлением при эксплуатации АЭС и разработке новых проектов АЭС.

Под безопасностью АЭС обычно понимают такие свойства АЭС, которые позволяют предотвратить отрицательное воздействие радиоактивных веществ и ионизирующего излучения на персонал, население и окружающую среду.

При этом различают проблемы безопасности при нормальной эксплуатации (минимизация выбросов и сбросов, облучения персонала, объема радиоактивных отходов и т.д.) и при авариях на АЭС (а в настоящее время, особенно при тяжелых "запроектных" авариях, несмотря на то, что они имеют очень малую вероятность).

Проекты действующих отечественных АЭС с ВВЭР имеют солидный запас, позволяющий реализовать непрерывный процесс усовершенствований, обеспечивающий соответствие постоянно повышающимся требованиям безопасности и экономичности, а также продление сроков их эксплуатации с сохранением конкурентоспособности.

Тем не менее, тенденции на укрепление позиций ядерной энергетики, приводят к необходимости разработки АЭС с ВВЭР, обеспечивающих существенное повышение уровня безопасности, за счет качественного улучшения свойств "внутренней самозащищенности" и развитого применения "пассивных" элементов в системах безопасности при одновременном упрощении и удешевлении проектных решений и повышении единичной мощности энергоблоков.

Эти тенденции предопределили необходимость создания АЭС третьего поколения. Достигнутый уровень науки и техники позволяет уверенно прогнозировать скорое практическое воплощение таких технологий АЭС, для которых невозможна ситуация с тяжелым повреждением реактора, то есть невозможны недопустимые выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду. Эта технология получила название "Атомная энергетика, свободная от катастроф" или "АЭС четвертого поколения". Атомная электростанция, оснащенная такими технологиями в сочетании с конкурентоспособными экономическими характеристиками, является безупречным энергоисточником для развитого общества.




Рис.1 Проект АЭС нового поколения с блоками ВВЭР мощностью 1500 МВт

Работы по проекту АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1500 основы­ваются на 45-летнем опыте создания АЭС с реакторами ВВЭР и эксплуата­ции продолжительностью более 1000 реакторо-лет АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. При этом выполняются следующие основные кон­цептуальные положения:



  1. Эволюционный подход при решении технических вопросов.

  2. Ориентация на промышленную базу России.

  3. Использование результатов НИОКР по ВВЭР-1000.

  1. Выполнение требований современных норм и правил Ростехнадзора России по обеспечению безопасности, учет рекомендаций Меж­дународного агентства по атомной энергии и требований EUR.

  2. Обеспечение конкурентоспособности на рынке возможных по­требителей в России и за рубежом. Показатели энергоблока АЭС с ВВЭР-1500 по безопасности, эксплуатационной надежности и экономичности должны превосходить показатели ВВЭР-1000 и быть не ниже показателей европейских реакторов N4 и EPR.

Важной особенностью отечественных проектов АЭС нового поколения, в отличие от действующих АЭС с ВВЭР, является применение усовершенствованной системы безопасности, построенной на основе комбинированных каналов с пассивными и активными механизмами независимо друг от друга выполняющими основные функции безопасности (рис.2).

Пассивные системы могут самостоятельно выполнять все функции безопасности без активных систем и без вмешательства оператора. Эти системы способны функционировать даже в случае полной потери электроснабжения собственных нужд АЭС, включая аварийные источники переменного тока. В свою очередь активные системы могут обеспечивать безопасность при наличии энергоснабжения и управляющих воздействий.

В проекте АЭС с ВВЭР-1500 реализован принцип совмещения функций нормальной эксплуатации и безопасности в одних и тех же механизмах. При этом в случае возникновения аварийных режимов не требуется никаких специальных переключений. Это существенно повышает надежность выполнения функций безопасности, так как исключается "длительно не обнаруживаемый отказ" и кроме того дает существенный экономический эффект в связи с сокращением количества оборудования.

В проекте АЭС с ВВЭР-1500 для целей локализации продуктов аварии применены две защитные оболочки с вентилируемым пространством между ними. Внутренняя защитная оболочка обеспечивает герметичность объема, в котором размещена реакторная установка и воспринимает внутренние аварийные нагрузки. Внешняя оболочка способна противостоять всем природным, техногенным и антропогенным воздействиям на АЭС, характерным для конкретного места размещения АЭС. Удаление и очистка всех протечек из внутренней оболочки в вентилируемое пространство обеспечивается двумя типами независимых вентиляционных систем: активной и пассивной.

Аварийная остановка реактора обеспечивается как традиционными механическими органами защиты, число которых увеличено до 121, так и быстрым вводом в первый контур борной кислоты. Механическая система защиты позволяет обеспечить (с учетом застревания одного из органов регулирования) останов и расхолаживание реактора до температуры менее 100°С без ввода борной кислоты. Это увеличивает безопасность АЭС при авариях, приводящих к глубокому расхолаживанию первого контура или связанных с несанкционированным попаданием в реактор чистой воды.

Системы пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов обеспечивают неограниченно длительный отвод тепла от реакторной установки к окружающему воздуху через специальные теплообменники, при авариях сопровождающихся полной и длительной потерей источников переменного тока на АЭС. Пассивная аварийная подпитка первого контура борным раствором при авариях с потерей теплоносителя первого контура, осуществляемая на гравитационном принципе с помощью системы гидроемкостей, позволяет обеспечить аварийное заполнение активной зоны без ввода в действие активных систем аварийной подпитки.

В проектах АЭС нового поколения предусмотрены системы для управления запроектными авариями, связанными с плавлением ядерного топлива. Для обеспечения безопасности в этом случае предусмотрены технические средства удержания расплава в корпусе реактора, а если это по каким-либо причинам не получится, то – в специальном устройстве, размещенном под корпусом реактора.

АЭС с ВВЭР-1500 – это проект АЭС третьего поколения, обладающий высоким уровнем безопасности и экономичности.

Он является:


  • эволюционным проектом, для воплощения которого не требуется значительных затрат средств и времени на НИОКР для обоснования нового оборудования;

  • технологической "промежуточной стадией" перед решающим рывком к технологиям АЭС, "свободным от катастроф".

Прогнозируемое дальнейшее развитие концепции легководных реакторов должно с очевидностью про­демонстрировать важный элемент ядерно–энерге­тической стратегии XXI века – технологическую пре­емственность, опирающуюся на аккумулировавший огромные средства научный и технический потен­циал и развитую промышленную базу, которые дол­жны давать максимальную отдачу и решать эко­номические задачи как ближайшего будущего, так и отдаленной перспективы.


    1. БЫСТРЫЙ СВИНЦОВООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР

БРЕСТ – 300
БРЕСТ-300 (быстрый реактор естественной безопасности) относят к реакторным установкам третьего поколения и предназначен для демонстрации ядерной технологии естественной безопасности, являющейся основной крупномасштабной ядерной энергетики следующего этапа. Реализация в проекте физических и химических качеств и закономерностей, присущих ядерному топливу, теплоносителю и другим компонентам ядерной системы, должно позволить детерминистически исключить аварии с радиоактивными выбросами, требующими эвакуации населения, одновременно упростив и удешевив АЭС и резко снизив удельные расходы урана.

Создание АЭС с быстрым реактором позволит обеспечить требования естественной безопасности как реактора и АЭС, так и технологии топливного цикла, включая обращение с радиоактивными отходами РАО, например, выделения высокоактивных отходов с целью их дожигания в реакторе. На опытно-демонстрационном реакторе должны проводиться следующие исследования работы реактора в различных режимах, отработки технологических процессов и систем, обеспечивающих работу реакторной установки и топливного цикла:



  • уточнение теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик реактора с последующим тестированием программ расчета соответствующих процессов, как в штатных, так и в аварийных режимах;

  • окончательная отработка контурной технологии свинцового теплоносителя;

  • отработка режимов очистки, свинцового теплоносителя, контроля и поддержания технологических параметров;

  • отработка режимов разогрева реактора и теплоносителя при заполнении контур;

  • проверка работоспособности железобетонного корпуса: теплоизоляции, системы его охлаждения;

  • отработка режимов перегрузки топлива;

  • исследовании эксплуатационных характеристик твэлов, ТВС, органов СУЗ, парогенераторов, насосов и другого оборудования в зависимости от ресурса и при проведении исследований аварийных ситуаций;

  • диагностика корпуса, ПГ, насосов, твэлов, материалов и др.;

  • исследование следующих аварийных ситуаций;

  • с вводом положительной реактивности;

  • с остановкой насосов I-го контура;

  • с остановкой насосов II-го контура;

  • с захолаживанием свинца на входе в активную зону;

  • с различным уровнем теплосъема от I-го контура;

  • имитация разрыва трубки парогенератора;

  • с замораживанием - размораживанием ПГ или его модели;

  • с наложением вышеперечисленных аварий.

Аварийные ситуации должны рассматриваться как со срабатыванием систем аварийной защиты, так и без их срабатывания.

  • отработка основных систем безопасности реактора;

  • отработка нового оборудования паротурбинной установки.

После окончания проведения необходимых исследований и демонстраций реактор переводится в опытную эксплуатацию с производством электроэнергии, тепла и изотопной продукции.

Рис.3 Общий вид реактора БРЕСТ–300: 1–насос; 2–корпус; 3– термозащита; 4–СУЗ;5–активная зона; 6–опорные стояки; 7–разделительная обечайка; 8–хранилище ТВС; 9–парогенератор; 10–бетонная шахта; 11–поворотные пробки




      1. Анализ безопасности реактора БРЕСТ–300

Несовершенство современных вероятностных подходов обоснования безопасности является следствием несовершенства современных реакторных концепций, допускающих запасы и эффекты реактивности, значительно превышающие эф, применение теплоносителей с низкой температурой кипения и высоким давлением, горючих веществ и т.д. Им поэтому присуши потенциальные опасности аварий разгона на мгновенных нейтронах, потери теплоносителя, пожаров и взрывов с большими выбросами радиоактивности, предотвращение которых требует наращивания инженерных систем и барьеров, обладающих ограниченной надежностью и ведущих к удорожанию АЭС. Ограничение по максимальному запасу и значениям положительных эффектов реактивности < эф является весьма важным, поскольку нельзя исключать аварий, вызванных внешними диверсионными воздействиями, приводящими, например, к разрушению всех приводов СУЗ с дальнейшим быстрым выбросом из активной зоны поглощающих стержней, что возможно в любом из реакторов PWR, BWR, LMFBR. При такой аварии скорость ввода положительной реактивности может оказаться существенно выше скорости реализации отрицательных обратных связей (например, вскипание теплоносителя с учетом постоянной времени твэлов), что приведет к разгону реактора на мгновенных нейтронах с аккумуляцией всей выделившейся энергии в топливе, последующим его расплавленном и частичным испарением, с преобразованием ядерной энергии в механическую со всей совокупностью возможных последствий.

Выход из положения состоит в переходе к новой ядерной технологии естественной безопасности, в которой главными "барьерами" выступают вполне надежные природные качества и закономерности. В этом случае можно рассчитывать и на преодоление свойственного традиционным технологиям противоречия между экономикой и безопасностью.

Надежность природных "барьеров" делает возможным детерминисти­ческое исключение опасных аварий, а поэтому и надежное прогнозирование безопасности. Центр тяжести работы по обоснованию безопасности переносится на детерминистический анализ любых возможных исходных событий, рассматриваемых как проектные. Категория запроектных аварий при этом исключается – Детерминистический подход состоит в поиске, прежде всего, естественных средств преодоления опасностей (фундаментальные природные закономерности, свойства материалов), в выборе технических решений, обеспечивающих большие запасы до критических температур, нагрузок и др. Важную роль при оценке и сравнении технических решений играют качественные критерии, простота, пассивность и непосредственность действия средств безопасности. С этой точки зрения обратные связи, реагирующие непосредственно на изменение температуры топлива, теплоносителя и других основных элементов конструкции (эффект Доплера, температурные расширения) или расхода теплоносителя, оцениваются выше тех, которые требуют специальных устройств.

"Пассивные" средства зашиты и охлаждения реактора, играющие важную роль в обеспечении естественной безопасности, различаются между собой и должны ранжироваться по степени надежности. Опасные последствия аварии можно считать исключенными, если она не достигает опасных пределов при отказе активных систем защиты и пассивных средств непрямого действия, обладающих ограниченной надежностью. Тем самым на активные средства защиты возлагается задача сохранения реактора в работоспособном состоянии, имеющая скорее экономическое значение, и здесь в полной мере применимы вероятностные методы оценки надежности, так как речь идет о событиях с вероятностью выше 10–3–10–4.

Анализ безопасности свинцовоохлаждаемого реактора явился первой попыткой осуществления такого подхода. Анализ проводился по ходу разработки конструкции, и не но всех случаях был выдержан принцип рассмотрения аварий без учета пассивных средств непрямого действия. Если их влияние оказывалось существенным с точки зрения безопасности, это служило поводом для поиска более надежных средств,

Разумеется, безопасное протекание "обычных" аварий, относящихся сейчас к категории проектных, обеспечивается и в любом другом проекте АЭС, удовлетворяющем современным требованиям. Качественно более высокий уровень безопасности проявляется в наиболее тяжелых авариях, относящихся сейчас к разряду запроектных или вовсе не рассматриваемых в современных проектах, и связанных, как правило, с внешними диверсионными воздействиями.

На концептуальной стадии программа естественной безопасности была выполнена лишь в том объеме, который позволил показать, что реактор обладает многими возможностями для предотвращения опасного развития крайне тяжелых по радиационным последствиям аварий.

Табл.2 дает представление о наиболее опасных авариях, а также о факторах и мерах, способствующих их исключению в быстром реакторе со свинцовым охлаждением.

Таблица 2 Тяжелые аварии, исключенные в реакторе БРЕСТ свойствами внутренней безопасности





Класс аварий

Меры, исключающие аварии

1


Разгон на мгновенных нейтронах:

Высокая температура кипения Рb – низкая степень преобразования энергии вспышки в механическую

• аварии или ошибки в управлении

Быстрый реактор, исключение отравления, КВА=1, выг<<эф. Нитридное топливо с высокой теплопроводностью – небольшие по величине мощностной и температурный эффекты реактивности, полный запас реактивности tot<эф

• пустотный эффект и другие аварийные изменения состава и геометрии A3, ведущие к росту реактивности

Интегральный пустотный эффект отрицателен. Высокие температура кипения и плотность свинца (давление столба Рb) исключают кипение, попадание в активную зону опасных объемов пара (при разрыве труб ПГ) и газа (при разгерметизации твэлов). Жесткое дистанционирование топлива

• разрушение A3 с образованием вторичной критмассы


Исключение быстрого разгона, потери и кипения свинца, большие запасы до плавления оболочек и таблеток. Близость плотностей топлива и свинца и конвективные течения, препятствующие компактированию таблеток

2


Потеря теплоносителя:

• разгерметизация или разрушение 1–го контура, выкипание или выгорание теплоносителя



Высокая температура кипения и низкое давление теплоносителя, герметичная шахта, ограничивающая падение уровня свинца, химическая инертность Рb, его замерзание с герметизацией трещин

3


Потеря охлаждения A3:

• блокировка расхода через ТВС;

• кипение теплоносителя;

• остановка насосов;

• разрыв коллектора;

• опрокидывание циркуляции;

• перекрытие тракта циркуляции теплоносителя;

• и др.



Бесчехловые ТВС, радиальные перетечки свинца; Ткип=2600 К; высокий уровень естественной циркуляции, большая тепловая и гидродинамическая инерция свинцового контура; отрицательные обратные связи

Схема 2–го контура, исключающая заброс: холодной воды в ПГ, паровой привод питательного насоса. 4 петли охлаждения и–общей раздачей свинца, незамерзающие байпасные тракты, большая разница плотностей свинца и его окислов при малых скоростях свинца



4


Потеря охлаждения со стороны 2–го контура или со стороны средств отвода остаточного тепла

Обратные связи; неограниченный по времени пассивный отвод тепла воздухом через шахту реактора.

5


Другие аварии с достижением температур, нагрузок и давлений, критических для топлива, тепло­носителя и других компонентов:

• неисправность оборудования

• ошибки управления


Большие запасы до критических температур и напряжений в оболочках твэлов; при аварии в ПГ–сброс пара через разрывные мембраны в барботеры Небольшие реактивности, плавное протекание переходных процессов, большие запасы, простота управления, автоматизация

6


Пожары и взрывы:

• аварийный контакт горючих теплоносителя, замедлителя с воздухом, водой или паром



Химическая инертность свинца

• образование опасной концентра­ции водорода

Вода 2–го контура не подвержена радиолизу; образование водорода при авариях в ПГ невелико; авария в ПГ – см. п.5

• паровой взрыв

Высокая Ткип свинца

7


Аварии при транспортировке топли­ва и РАО

Переработка и фабрикация топлива, а также контролируемое хранение продуктов деления на площадке АЭС

8

Распространение РАО из мест захоронения:

Возврат в реактор и сжигание актиноидов

• разрушение инженерных сооруже­ний могильников

Распад остальных РАО в обслуживаемых хранилищах

• миграция РАО

Радиационно эквивалентное захоронение РАО без нарушения природного радиационного равновесия. Устойчивые физико-химические формы РАО

9

Внешние воздействия:

• природные (сейсмика и др.)

• терроризм, ракетное нападение (неядерное)

Подземное размещение реактора и производств топливного цикла, противосейсмические инженерные меры



10

Распространение ядерного оружия

Замыкание топливного цикла при АЭС. Исключение производства Рu оружейного класса и выделения Рu при переработке, высокая радиоактивность топлива. Меры по гарантиям

Указанные меры принципиально просты, многие из них известны и используются в современной ядерной технике. Кроме того, проблема разработки новой ядерной технологии состоит в исключении не тех или иных опасностей, а их совокупности.

Новая ядерная технология, принятая и апробированная в опытно-демонстрационном реакторе БРЕСТ-300, будет использована при дальнейшей разработке проекта коммерческого свинцовоохлаждаемого реактора БРЕСТ-1200 электрической мощностью 1200 МВт.


    1. Реактора БН

Дальнейшее развитие атомной энергетики связано с решением нескольких основных проблем – сырья, РАО и ОЯТ. Для решения этих задач необходимо развитие реакторов на быстрых нейтронах, которые могут нарабатывать топливо и дожигать накопленные атомными станциями отходы. Правильность выбора такой стратегии развития атомной энергетики и ее возможность подтверждает опыт эксплуатации реактора БН-600, который надежно работает на Белоярской АЭС уже 28-й год.

Дальнейшая работа по быстрым реакторам связана с проектированием новых энергоблоков повышенной безопасности с улучшенными экономическими показателями. Большое значение для практического комплексного освоения быстрых реакторов и топливного цикла имеет реализация проекта БН-800. Энергоблоки мощностью 800 МВт с реакторами на быстрых нейтронах, являются по существу модифицированной и улучшенной версией БН-600.


Рис.4. 1-Шахта; 2-Корпус; 3-Главный циркуляционный насос 1 контура; 4-Электродвигатель насоса; 5-Большая поворотная пробка; 6-Радиационная защита; 7-Теплообменник "натрий-натрий"; 8-Центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9-Активная зона.





Табл. 3. Характеристики БР

Французский Феникс и английский PFR БР имеют почти одинаковые с БН800 размеры корпусов, но российский реактор более чем в 3 раза мощнее; реактор БН-800 по удельным натуральным показателям более чем в два раза компактнее СФ. Эти преимущества обеспечены оригинальной конструкцией российских БР средней мощности.

Физические свойства реактора на быстрых нейтронах таковы, что горючим в нем может служить плутоний с весьма широким изотопным составом. Таким образом, реактор БН-800 может работать как на плутонии, извлекаемом из отработавшего материала активной зоны тепловых реакторов (ВВЭР), так и на оружейном. Смешанное оксидное уран-плутониевое топливо является основным вариантом, однако по ряду причин (повышение запасов безопасности, нераспространение) не исключается использование более плотного мононитридного топлива (МНТ), на котором коэффициент воспроизводства активной зоны реактора БН-800 достигает единицы даже без зон воспроизводства.

Использование бридинга для долговременного гарантированного топливообеспечения атомной энергетики (АЭ) было и есть главной целью разработки БР. С вводом в систему БР несоизмеримо расширяется топливная база АЭ, благодаря вовлечению в оборот всего добываемого, а также отвального урана. Экспертные оценки показывают, что использование только урана U238 из лежащих на поверхности земли отвалов обогатительного производства обеспечит топливом АЭ на сотни лет.




      1. Безопасность работы реакторов на быстрых нейтронах

Сложность установки, применение такой агрессивной среды как натрий при высокой температуре, высокая энергонапряженность активной зоны реактора и очень жесткие условия работы ТВС, наконец, уникальность установки потребовали принятия ряда специальных схемных и конструктивных решений для обеспечения высокого уровня безопасности ее работы. Так, в схемы и конструкции реактора и его систем заложены следующие основные технические решения и использованы специальные системы, которые обеспечивают ядерную, радиационную и общую техническую безопасность как при нормальных, так и при аварийных ситуациях:

  • высоконадежная система управления и защиты реактора, способная обеспечить поддержание мощности реактора на любом необходимом уровне и быстрое гашение ядерной реакции при превышении рабочих параметров сверх установленных значений;

  • интегральная компоновка реактора, при которой все основное оборудование и трубопроводы первого контура находятся внутри корпуса реактора, что исключает необходимость в многочисленных помещениях и разветвленной системе трубопроводов большого диаметра с высокорадиоактивным натрием;

  • корпус реактора и вспомогательные трубопроводы первого контура заключены в страховочные кожухи, предотвращающие утечку натрия даже при разрыве корпуса;

  • компоновка оборудования контуров обеспечивает даже при обесточивании собственных нужд достаточный теплоотвод от реактора за счет естественной циркуляции натрия;

  • предусмотрена система автоматики и блокировок, обеспечивающая безопасные и наиболее благоприятные условия работы реактора и оборудования;

  • система электроснабжения механизмов собственных нужд для целей аварийного расхолаживания предусматривает питание электроэнергией от различных автономных источников высокой надежности;

  • биологическая защита реактора, при которой уровень излучений в обслуживаемых помещениях не превышает регламентированного при любых режимах;

  • система трех последовательных барьеров с целью исключения распространения продуктов деления во внешнюю среду;

  • средства контроля герметичности ТВС;

  • вентиляционные системы, обеспечивающие очистку на специальных фильтрах радиоактивного воздуха и газов перед выбросом в атмосферу;

  • пространственное разнесение систем, обеспечивающих безопасность установки;

  • комплекс систем, обеспечивающих аварийную защиту, отключе­ние и сброс давления в парогенераторе (или отдельной его секции) при появлении межконтурной течи в нем;

  • комплекс систем пожаротушения натрия;

  • применение промежуточного (второго) натриевого контура для полного исключения возможности контакта радиоактивного натрия первого контура в парогенераторе с водой;

  • низкое давление в корпусе реактора (менее 0,2 МПа);

  • высокая тепловая инерция активной зоны и корпуса реактора, что существенно облегчает течение некоторых аварийных режимов.

  • дополнительная к имеющимся штатным и действующая на пассивных принципах система прекращения цепной реакции в реакторе, включающая борные стержни, взвешенные потоком теплоносителя над активной зоной, – при снижении расхода теплоносителя ниже 50% поглощающие нейтроны стержни самопроизвольно опускаются в активную зону и глушат реактор без достижения им предельных температур.

Многолетняя эксплуатация быстрых реакторов подтвердила достаточность и эффективность предусмотренных мер обеспечения безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было ни аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, ни облучения персонала и тем более местного населения. Быстрые реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе и управлении.

Перевод атомной энергетики, наряду с "тепловыми" реакторами, на быстрые реакторы-бридеры, а также на замкнутый топливный цикл позволит создать безопасную энергетическую технологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества


Заключение:

Разрабатываемый сегодня в России проект реактора ВВЭР-1500 имеет хорошие перспективы для конкуренции с аналогичными европейскими реакторами, отвечая современным мировым требованиям и по безопасности, и по экологическим и экономическим параметрам. Важный фактор устойчивости инновационного развития — это серийность в строительстве новых АЭС, в обеспечении которой Россия имеет большой опыт. Изготовление модулей АЭС в заводских условиях и сборка их на площадке строительства существенно ускоряет создание новых АЭС.

Прогнозы развития атомной энергетики на ближайшие 50–60 лет убеждают в необходимости кардинального расширения ее минерально-сырьевой базы, способного обеспечить значительный рост производства ядерного топлива как для традиционных тепловых реакторов, так и для реакторов нового поколения. Кроме того, необходимо оперативное освоение месторождений полезных ископаемых для расширения производства конструкционных материалов атомной энергетики. Замкнутый ядерный топливный цикл на базе реакторов на быстрых нейтронах позволит в перспективе обеспечить атомную энергетику на длительную перспективу.
Россия — единственная страна в мире, продолжающая успешно эксплуатировать промышленный демонстрационно-коммерческий реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-600. Этот опыт привлекает к себе внимание специалистов всех стран, развивающих программы быстрых реакторов: была решена основная задача — продемонстрирована длительная, эффективная и безопасная работа энергоблока с реактором на быстрых нейтронах. Реализуется проект реактора БН-800, который должен стать основой для промышленного производства электроэнергии на АЭС.

Эти проекты вобрали в себя 60-летний опыт конструирования, расчетно-теоретического и экспериментального обоснования проектных и конструкторских решений при создании оборудования реакторных установок различных типов для атомных станций. Проекты разработаны на базе современной нормативно-технической документации РФ с учетом ее развития, учета международных требований и рекомендаций Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), требований Европейских эксплуатирующих организаций (EUR), публикаций Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG).



Последнее поколение усовершенствованных реакторных установок обеспечивает качественно новый, более высокий уровень безопасности, позволяющий в будущем успешно реализовать программу развития атомной промышленности РФ.

Федеральные законы

  1. № 170-ФЗ от 21 ноября 1995 г. Федеральный закон "Об использовании атомной энергии"

  2. № 2395-1 от 21 февраля 1992 г. "О недрах"

  3. № 4871-1п 27 апреля 1993 г. "Об обеспечении единства измерений"

  4. № 5485-1 от 21 июля 1993 г. "О государственной тайне"

  5. № 68-ФЗ от 21 декабря 1994 г. "О защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера"

  6. № 69-ФЗ от 21 декабря 1994 г. (с изменением от 18 апреля 1996 г. № 32-ФЗ) "О пожарной безопасности"

  7. № 74-ФЗ от 19 июня 2007 г. "Водный кодекс Российской Федерации"

  8. № 174-ФЗ от 23 ноября 1995 г. "Об экологической экспертизе" Принят Государственной Думой 19 июля 1995 г., Одобрен Советом Федерации 15 ноября 1995 г.

  9. № 3-ФЗ от 9 января 1996 г. Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" Принят Государственной Думой 5 декабря 1995 г.

  10. № 29-ФЗ 3 апреля 1996 г. "О финансировании особо радиационно опасных и ядерно-опасных производств и объектов"

  11. № 27-ФЗ от 6 Февраля 1997 г. "О внутренних войсках Министерства внутренних дел Российской Федерации"

  12. № 116-ФЗот21 июня 1997 г. "О промышленной безопасности опасных производственных объектов

  13. № 117-ФЗот21 июля 1997 г. "О безопасности гидротехнических сооружений"

  14. № 35-ФЗ 06 марта 2006 г. "О противодействии терроризму"

  15. № 52-ФЗ 30 марта 1999 г. "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения"

  16. № 77-ФЗ 14 апреля 1999 г. "О ведомственной охране"

  17. № 92-ФЗ от 10 июля 2001 г. "О специальных экологических программах реабилитации радиационно загрязненных участков территории"

  18. № 195-ФЗ от 30 декабря 2001 г. "Кодекс Российской Федерации об административных правонарушениях"

  19. № 196-ФЗ от 30 декабря 2001 г. "О введении в действие Кодекса Российской Федерации об административных правонарушениях"

  20. № 7-ФЗ от 10 января 2002 г. "Об охране окружающей среды"

  21. № 184-ФЗ от 27 декабря 2002 г. "О техническом регулировании"


Поделитесь с Вашими друзьями:


База данных защищена авторским правом ©ekollog.ru 2017
обратиться к администрации

войти | регистрация
    Главная страница


загрузить материал