Системы безопасности ядерных реакторов

Проводя сравнение различных  типов ядерных реакторов, стоит  остановится на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах  этих аппаратов: ВВЭР (Водо-Водяной  Энергетический Реактор) и РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный). Наиболее принципиальные различия: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК - канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности - его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую - произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.

Табл.3. Коэффициенты реактивности реакторов ВВЭР и РБМК.

Пояснение:

• В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.
• В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция и он разгоняется., что, в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.

Следовательно, при возникновении  нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор  ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит  разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК как нигде важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать в случае разгона, гася подъем температуры и вскипание теплоносителя. Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточно эффективными подобными системами, практически сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в нарушение всех инструкций и запретов были полностью отключены системы аварийной защиты), но о подобной возможности следует помнить.

Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.

3.4. Реактор на тяжелой воде.

(см. Приложение № 3. рис.5).

В Канаде и Америке  разработчики ядерных реакторов  при решении проблемы о поддержании  в реакторе цепной реакции предпочли  использовать в качестве замедлителя  тяжелую воду. У тяжелой воды очень  низкая степень поглощения нейтронов  и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР.

В качестве теплоносителя  первого контура может использоваться замедлитель - тяжелая вода, хотя имеются  реакторы, где теплоноситель - легкая вода, а контуры циркуляции теплоносителя и замедлителя разделены.

Конструкция реактора во многом аналогична конструкции реактора ВВЭР.

3.5. Реактор на быстрых нейтронах.

(см. Приложение № 3. рис.6).

Реактор на быстрых нейтронах  очень сильно отличается от реакторов  всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива  используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится  от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293). Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Плутоний используется также в военных целях.

В настоящее время  реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей.

3.6. Реактор с шаровой засыпкой.

(см. Приложение № 4.)

3.7. Сравнение.

Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана. За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

4. Рассмотрение системы управления и защиты (СУЗ)  
                   энергетических реакторов

4.1. Cистема управления и защиты в реакторе ВВЭР

Регулирование мощности реакторов и аварийная защита (прекращение цепной реакции) осуществляются твердыми кассетами-поглотителями из бористой стали (ВВЭР-440) и поглотителями из карбида бора (ВВЭР-1000).

На энергоблоке с  реактором ВВЭР-440 к кассетам-поглотителям снизу присоединены топливные части, аналогичные по конструкции тепловыделяющим сборкам. На энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 регулирование производится кластерными пучками, т.е. стержни с поглотителем в количестве 12 штук вводятся непосредственно в тепловыделяющие сборки.

Контроль за параметрами первого и второго контуров реакторных установок осуществляется с блочных щитов управления, на которых сосредоточены приборы, измеряющие основные технологические параметры. Контроль и управление энергоблоком с реактором ВВЭР-1000 осуществляются с помощью вычислительной системы.

Общее число кассет в  активной зоне реактора ВВЭР, включая  кассеты СУЗ, равно 349. Расположение кассет в активной зоне осуществляется по треугольной решётке с шагом 147 мм, размер шестигранных кассет  «  под ключ»  - 144 мм.

Кассеты СУЗ с помощью приводов, расположенных на крышке реактора, могут перемещаться в активной зоне. Введением в активную зону или выведением из неё кассет СУЗ компенсируется реактивность и регулируется мощность. При помощи этих же кассет осуществляется аварийная защита реактора.

Следует отметить, что  на реакторах ВВЭР используется довольно большое количество кассет СУЗ. Это  обусловлено тем, что 10-15 рабочих  кассет (в зависимости от обогащения U²³⁵) создают критическую массу, и, кроме того, сама компенсирующая кассета обладает малой эффективностью из-за небольшой длины диффузии в уран-водной решётке.

Кассеты СУЗ имеют  надставку, хорошо поглощающую нейтроны. На реакторе ВВЭР-365 кассеты СУЗ являются унифицированными и называются кассетами  АРК. Они выполняют функции аварийной защиты (А) путём быстрого вывода из активной зоны тепловыделяющей части и ввода поглотителя, регулирования (P), компенсации медленных изменений реактивности  (K)  путём частичного или полного введения в активную зону реактора делящегося материала.

Кассета АРК состоит  из тепловыделяющей сборки и поглощающей  надставки (см.Приложение № 5. Рис.8). Тепловыделяющие сборки кассеты аналогичны рабочим кассетам. Хвостовики кассет АРК имеют демпфирующее устройство. Поглощающая надставка представляет собой шестигранную трубу 2  из нержавеющей стали с размером «под ключ» 144 мм с вкладышами 3 из бористой стали (2% бора по массе). Надставка с помощью хвостовика 4 соединяется с головкой тепловыделяющей сборки 5. Для прохода воды предусмотрены

отверстия 1. Общая длина кассеты АРК в сборе составляет 5700мм, масса -296 кг.

4.2. Cистема управления и защиты в реакторе РБМК

В активной зоне РБМК-1000 имеется 179 каналов  СУЗ. Стержни СУЗ предназначены  для регулирования радиального  поля энерговыделения (PC), автоматического регулирования мощности (АР), быстрой остановки реактора (A3) и регулирования высотного поля энерговыделения (УСП), причем стержни УСП длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх.

В вертикальные сквозные отверстия, образованные стояками нижней и верхней плит и отверстиями в графитовых колоннах, вставляются 1693 топливных канала и 179 каналов для стержней СУЗ реактора. Каналы представляют собой трубчатую конструкцию, состоящую из центральной, выполненной из циркониевого сплава части на высоте активной зоны и нижней и верхней концевых частей, выполненных из нержавеющей стали.

Стержни регулирования  перемещаются в вертикальных каналах (каналах СУЗ), пронизывающих графитовую кладку реактора. В каналах СУЗ  циркулирует вода для отвода тепла, выделяющегося в стержнях регулирования.        

Стержни регулирования делят на следующие группы: 3 группы автоматических регуляторов (АР), по 4 стержня в каждой группе; укороченные стержни поглотителя (УСП), 21 стержень; ручного регулирования (РР), 89 стержней; перекомпенсации и аварийной защиты (ПКАЗ), 36 стержней; аварийной защиты (АЗ), 21 стержень. Общее количество стержней СУЗ равно 179. Стержень ручного регулирования (Рис.9.) состоит их двух сборок – поглотителя и вытеснителя. Поглотитель собран из пяти звеньев  длиной около 1000 мм каждое, шарнирно соединённых  между собой. Каждое звено состоит из внутренней и наружной труб, между которыми заложены кольца поглотителя из карбида бора.

Конструкция стержней АЗ и ПКАЗ аналогична конструкции стержней РР.

Стержень УСП состоит  из трёх  звеньев поглотителя  и пяти звеньев вытеснителя. Конструкция  звеньев поглотителя и вытеснителя  такая же, как и аналогичных  звеньев стержня РР. В нижней части  стержня размещён поглотитель, а  в верхней -  вытеснитель.

4.3. СУЗ реактора CANDU

Так как перегрузка топлива  в данном реакторе производится на ходу путем проталкивания ТВС  от одного торца к другому, избыток  топлива над критической массой определяется практически температурным  и мощностным эффектами и отравлением ксеноном, вследствие чего требуется минимум компенсирующих средств. Компенсировать реактивность в тяжеловодных реакторах можно разными способами: подвижными поглощающими стержнями, размещенными в вертикальных каналах, пронизывающих толщу замедлителя; уровнем тяжелой воды в баке каландра; жидкостными стержнями, представляющими собой вертикальные трубы, заполняемые обычной водой, в которую можно добавить нуклиды, поглощающие нейтроны. Тонкое регулирование осуществляется обычно подвижными поглощающими стержнями. Для быстрого аварийного выключения используются все имеющиеся средства регулирования и компенсации реактивности, а также сброс тяжеловодного замедлителя из бака каландра и впрыск в него, например, борной кислоты.