Системы безопасности ядерных реакторов

 

4.4. СУЗ реактора БН-350

Система управления и защиты реактора БН-350 имеет всего 12 органов – 2 стержня  автоматического регулирования (АР), 6 компенсирующих стержней (КС), 3 стержня  аварийной защиты (АЗ) и 1 стержень температурной  компенсации (ТК).

 

4.5. ТВС АР

ТВС под стержень АР по внешней геометрии и материалу шестигранной трубы подобна ТВС активной зоны. В центральной части ТВС по длине верхней торцевой зоны воспроизводства и активной зоны размещена направляющая гильза для стержня АР. Гильза представляет собой втулку с наружной шестигранной поверхностью.

ТВС содержит твэлы активной зоны, твэлы  верхней ни нижней торцевых зон воспроизводства. В торцевые зоны воспроизводства  загружена обедненная двуокись урана (см. Приложение № 5. рис. 10). Стержень автоматического регулирования состоит из трех звеньев, соединенных между собой шарнирно. Два верхних звена - удлинительная труба с захватной головкой. Нижнее звено, которое является поглощающей частью стержня, выполнено в виде пучка из 7 пэлов, заключенных в чехловую трубу. Поглотитель - брикеты из карбида бора 60% обогащения по B¹⁰.

 

4.6. Компенсирующий стержень

КС выполнен комбинированным: с поглощающей  и топливной частями. Поглощающая  часть набрана из удлиненных твэлов торцевой зоны воспроизводства, топливная  часть - из твэлов активной зоны.

КС имеет  чехловую трубу диаметром 88 мм. Внутри трубы  в верхней (поглощающей) части  расположены твэлы торцевой зоны воспроизводства, которые дистанционируются  между собой и с чехловой трубой проволочными поперечными решетками. Твэлы заполнены по высоте брикетами обедненной двуокиси урана.

В нижней части расположены твэлы активной зоны. В твэлы загружены втулки из двуокиси урана, обогащенной на 17% вес. по урану-235. Твэлы дистанционируются  между собой проволокой диаметром 0,85 мм.

 

4.7. Стержень - температурный компенсатор

Стержень ТК состоит из захватной головки, наконечника, двух удлинительных труб и двух рабочих  звеньев, соединенных при помощи резьбовых шарниров.

Рабочие звенья состоят из чехловой трубы, внутри которой  помещены 7 поглощающих элементов (пэлов) и 6 вытеснителей.

Пэлы верхнего рабочего звена заполнены горячепрессованными  блочками карбида бора с обогащением 80% по бору-10. Пэлы герметичные с компенсационным  объемом, при изготовлении заполняются  гелием.

(см. Приложение  № 5. рис.11).

В нижнем рабочем  звене пэлы с такими же оболочками, что и в верхнем, заполнены  блочками карбида бора 60% обогащения по B¹⁰. Все пэлы нижнего звена в верхней части объединены в общую газовую камеру, из которой выведен узел негерметичности - газовый затвор. Внутренняя полость пэлов при изготовлении заполняется натрием.

 

4.8.Стержень аварийной защиты

Стержень АЗ состоит из головки и четырех  звеньев, соединенных шарнирами. Из них одно звено - удлинитель и три  звена рабочие с поглощающими элементами.

Рабочие звенья состоят из чехловой трубы 73х1 мм, внутри которой размещены 7 пэлов и 6 вытеснителей. Нижнее звено выполнено с негерметичными пэлами, которые заполняются натрием непосредственно в реакторе. Два верхних звена содержат герметичные пэлы, имеющие компенсационные объемы. Пэлы нижнего звена заполнены брикетами карбида бора 60% обогащения по B¹⁰.

Стержень АЗ перемещается в стальной направляющей гильзе.

 

5. Выводы:

 

Благодаря особенностям своей конструкции, реактор ВВЭР превосходит по надежности и безопасности остальные типы реакторов.

Не менее важны для  этих реакторов (как для наиболее эксплуатируемых) коэффициенты реактивности. Если у реактора ВВЭР коэффициенты (паровой, температуры теплоносителя, плотности теплоносителя) отрицательны, то у РБМК все три положительны. Что свидетельствует о повышенной опасности реакторов РБМК.

В основу безопасности ВВЭР положено последовательное внедрение  свойств внутренней самозащищенности и использование пассивных систем безопасности, обеспечивающих устойчивость реактора к ошибкам персонала и отказам оборудования. Внутренняя безопасность реализована на использование естественных законов природы (гравитация, естественная циркуляция, испарение).

Конструкция реактора на тяжелой воде во многом аналогична конструкции ВВЭР. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и потому, вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов, суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают. Поэтому использование тяжелой воды пока экономически невыгодно.

Что касается реактора на быстрых нейтронах, то широкого распространения они не получи, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей.

Поэтому, с точки зрения безопасности, наиболее привлекательными остаются реакторы ВВЭР. К тому же, эксплуатация АЭС с установками типа ВВЭР в России составляет:

- АЭС с ВВЭР-440 - 640 реактор·лет;

- АЭС с ВВЭР-1000 - 410 реактор·лет.

 

II часть.

 

1. Характеристика реактора  ВВЭР–440.

 

(см. Приложение  № 6).

Первый водо-водяной  реактор типа ВВЭР был пущен в Советском Союзе в 1964 г. на Нововоронежской АЭС (ВВЭР-210). В 1966 г. последовал пуск ВВЭР-70 в Райнсберге (ГДР), а в 1969 г. пуск ВВЭР-365 на Нововоронежской АЭС. Эти реакторы являлись прототипами, на которых накапливался опыт проектирования, строительства и эксплуатации водо-водяных реакторов под давлением. Продолжительность строительства составляла 5-6 лет.

Такое развитие привело к созданию первого серийного советского реактора ВВЭР-440. (см. Приложение № 5) Первый такой реактор был пущен на Нововоронежской АЭС (начало строительства в 1966 г., пуск в 1971 г.).

	Тепловая мощность	Энергетическая  мощность
ВВЭР-440	1375 МВт	440 МВт

Регулирование реактора производится при помощи кассет со стержнями регулирования и борной кислоты. На предшественниках-прототипах (ВВЭР-70,

-210 и -365) для эффективного  регулирования реактивности использовалось  большое число стержней-поглотителей. У ВВЭР-440 регулирование медленных  колебаний реактивности производится  изменением концентрации борной  кислоты в первом циркуляционном контуре; количество стержней регулирования было уменьшено сравнению с их количеством у прототипов. Также как и у западных водо-водяных реакторах под давлением стержней для механического регулирования реактивности реактора недостаточно для полной компенсации запаса реактивности т.е. для поддерживания реактора в подкритическом состоянии.

Глубина выгорания ядерного топлива ВВЭР-440 должна достигать 30.000 МВт.сут/т. Ежегодно заменяется приблизительно одна треть топлива на новое. Вблизи реактора находится бассейн для хранения отработанного топлива.

АЭС с ВВЭР-440 сооружаются  всегда по двухблочной схеме компоновки, т.е. с главным корпусом, объединяющим в одном здании два блока.

 

 Слабые места и попытки усовершенствования.

 

Серьезным недостатком ВВЭР-440 является совершенно недостаточная эффективность системы мер по ограничению последствий аварий с потерей теплоносителя. Этот вопрос будет подробно рассмотрен в следующем разделе.

Как у всех водо-водяных  реакторов под давлением, так и у ВВЭР-440 наиболее ответственным элементом оборудования является корпус реактора: его неисправность недопустима, разрушение корпуса приведет несомненно к катастрофическому высвобождению радиоактивных продуктов. Несмотря на это, такую аварию нельзя исключать даже на современных АЭС.

У ВВЭР-70, -210 и -365 и ВВЭР-440 первого поколения нельзя проводить  после пуска реактора периодическую  проверку состояния корпуса с  его наружной стороны, потому что  из-за наличия биологической защиты в виде кольцевого водяного бака доступ к ней закрыт ВВЭР-440 более новых вариантов экранированы бетоном; между бетонной стеной и корпусом реактора предусмотрено свободное пространство шириной 720 мм.

У ряда ВВЭР-440 первого  поколения примеси меди и фосфора  в материале сварных швов корпуса реактора выше допустимых значений. Из-за этого охрупчивание материала вследствие воздействия нейтронного потока увеличивается быстрее (приблизительно в три раза), чем рассчитанное. Особую опасность хрупкого разрушения представляет подача в реактор холодной воды из системы аварийного охлаждения.

На соответствующих  реакторах (в открытой литературе стран-членов СЭВ не указано, на каких конкретно) были в последствие предусмотрены  глухие элементы, устанавливаемые с  края активной части реактора с целью уменьшения нейтронного потока, воздействующего на материал сварных швов.

У девяти ВВЭР-440 первого  поколения и у ВВЭР-365 не предусмотрена  плакирование внутренней поверхности  корпуса реактора для обеспечения  защиты от коррозии. Из-за этого усложняется поддерживание водно-химического режима первого контура и контроль за ним.

У первых 17-и реакторов  типа ВВЭР предусмотрены главные  циркуляционные насосы с малой инерционной  массой. При отказе привода насоса, насос останавливается поэтому  очень быстро (за 1,5 – 2 секунды), а продолжительный инерционный выбег, за счет которого могла бы продолжаться циркуляция теплоносителя, не обеспечен. Предусмотрено, чтобы при обесточивании блока основной генератор обеспечивал в течение 100 секунд питание станции за счет своей энергии выбега или при помощи специального генератора, расположенного на одном валу с турбиной. При отказе этой системы, ядерное топливо реактора может достичь очень быстро недопустимо высокой температуры. Новейшие ВВЭР-440 и все ВВЭР-1000 укомплектованы главными циркуляционными насосами с большей инерционной массой.

Все усовершенствования касаются внутреннего теплового  экрана, установленного внутри корпуса  реактора, расположение парогенераторов  вокруг реактора (укорочение трубопроводов  первого контура) и др.; подробное рассмотрение выходит за рамки настоящей работы.

Несмотря на это, системы  обеспечения безопасности, предусмотренные  на реакторах ВВЭР-440 второго поколения, обладают серьезными недостатками, как  это будет показано ниже.

 

 Описание систем обеспечения безопасности.

 

К основным системам обеспечения  безопасности при крупных потерях  теплоносителя относятся:

• Система аварийного охлаждения;
• Система снижения давления;
• Система прочноплотных боксов или герметичная защитная оболочка.

Система аварийного охлаждения предназначена для компенсации потерь теплоносителя из корпуса реактора и для отвода радиоактивного остаточного тепловыделения активной части реактора. Система снижения давления предназначена для снижения давления, образующегося паром, истекающим из течи первого контура, в помещениях вокруг течи во избежание разрушения этих помещений от избыточного давления. (Спринклерные устройства предназначены кроме того для вымывания радионуклидов из атмосферы здания).

Не у всех водо-водяных  реакторов под давлением предусмотрена такая система; например, на реакторах с водой под давлением фирмы КВУ такой системы нет. Наконец, помещения, окружающие первый контур, рассчитаны на определенное избыточное давление, образующееся в случае аварии с истечением теплоносителя несмотря на срабатывание системы снижения давления. У реактора ВВЭР-440 и у западных реакторов с водой под давлением таким помещением является герметичная защитная оболочка, возведенная вокруг всего первого контура и рассчитанная в целом на избыточное давление.

Системы обеспечения  безопасности реакторов ВВЭР-440 первого  поколения следует отнести к  отсталым системам. Предусмотрена только одна система аварийного охлаждения для подпитки в первый контур, а  не три различные системы (с высоким, средним и низким давлением подпитки), как на всех новых реакторах с водой под давлением востока и запада.

Боксы, включающие отдельные  компоненты первого контура, рассчитаны на максимальное давление 0,2 МПа (2 бар). При повышении давления выше допустимого  оно снимается выпуском пара в атмосферу через открывающиеся клапаны избыточного давления.

Система аварийного охлаждения и снижения давления реактора ВВЭР-440 второго поколения является в  значительной мере более комплексной. Система аварийного охлаждения состоит  из трех подсистем. Аварийные подпиточные насосы высокого давления включаются при понижении давления в первом контуре в случае течи еще при высоком давлении (приблизительно 11 МПа).

При давлении от 4 до 6 МПа  начинают действовать гидроаккумуляторы (пассивные системы), подпитывающие непосредственно в корпус реактора (а не в главные циркуляционные трубопроводы).

В спринклерной системе предусмотрено  три насоса и три трубопровода и она может быть также переключена  на забор из водосборника. Эти спринклерные устройства начинают действовать с задержкой в две минуты после того, как давление в боксах  превысит 0,11 МПа (1,1 бар). В другой работе указано время задержки, равное одной минуте.

У современных ВВЭР-440 должно быть предусмотрено пассивное спринклерное устройство, срабатывающее в течение первой секунды при больших потерях теплоносителя. Пассивное спринклерное устройство питается из двух баков, установленных выше помещений реактора, с общим запасом воды в 200 м³

Существенным для снижения давления в боксах (помещениях реактора) является система конденсационных камер, через которые пропускается пар, истекающий из течи.

Не обеспечены полная защита реакторов  от падения самолета, сейсмостойкость  и безопасность при других внешних  воздействиях. Безопасность против таких  воздействий должна обеспечиваться главным образом путем выбора подходящего места установки, исключающего такие воздействия.