Реактором размножителем

Наиболее типичными исходными событиями, приводящими к тяжелым последствиям, являются аварии с течами и разрывом трубопроводов контура циркуляции, обесточиванием (потерей внешнего электроснабжения), всплеском реактивности, внешними воздействиями на реакторную установку. Для действующих АЭС с PWR и BWR при таких исходных событиях вероятность плавления активной зоны при аварии оценивается значениями 10~4—10~6. В настоящее время проводится такой анализ для РБМК. В качестве примера в данной статье оценен риск аварий с мгновенным полным поперечным разрывом напорного коллектора (d = 900 мм) контура циркуляции РБМК-1500 и отказом одного пассивного элемента — обратного клапана, установленного для смягчения последствий аварии в каждом раздаточном групповом коллекторе (РГК).

Для надежного охлаждения активной зоны при авариях с отказами оборудования и в условиях длительного полного обесточивания реактор оснащен пассивной системой, способной охлаждать реакторную установку свыше 12 ч без подвода электропитания.

В реакторную установку двухконтурной АЭС входят реактор, парогенераторы, циркуляционные трубопроводы с главными запорными задвижками (или без них), главные циркуляционные насосы.

«Паровая подушка» в компенсаторе давления держит под рабочим давлением всю реакторную установку. Для поддержания среды в компенсаторе давления на линии насыщения используются нагреватели, размещенные в нижней части компенсатора давления. Часть нагревателей находится постоянно в работе для возмещения тепловых потерь, остальные включаются по команде регулятора давления.

с дополнительными системами безопасности. Проект (рис. 2.11) предусматривает четырехпетле-вую реакторную установку ВВЭР-1000 электрической мощностью 1000—1100 МВт с вертикальными парогенераторами. Увеличено число органов регулирования. Предусмотрена система быстрого ввод бора (с использованием пассивных принципов) при отказе основной системы A3. Во всех режимах работы мощностный коэффициент реактивности реактора отрицателен; предел безопасной эксплуатации с точки зрения повреждения твэлов в новом проекте ужесточен.

В здании реакторного отделения размещают собственно реакторную установку (реактор и его вспомогательные системы, парогенераторы, циркуляционные насосы, компенсатор давления, гидроаккумуляторы и др.), а также обслуживающие их системы. К последним прежде всего относятся: системы перегрузки топлива реактора и его кратковременного хранения; системы выгрузки внутри-корпусных устройств для их освидетельствования и возможного ремонта; системы поддержания нормальных термовлажностных условий в помещениях расположения оборудования; оборудование и системы контроля и управления установкой во время нормальной работы и при ремонте.

Для реактора ВВЭР-1000 реакторную установку располагают над уровнем земли. Это позволяет организовать въезд транспорта под герметичную оболочку (см. рис. 6.7) и с помощью крана реакторного отделения и простых такелажных операций через люк в полу оболочки обеспечить доставку оборудования в реакторный зал или другие помещения. Этим же путем доставляют свежее топливо и вывозят в защитных контейнерах отработавшее.

Для надежного охлаждения активной зоны при авариях с отказами оборудования и в условиях длительного полного обесточивания реактор оснащен пассивной системой, способной охлаждать реакторную установку свыше 12 ч без подвода электропитания.

В реакторную установку двухконтурной АЭС входят реактор, парогенераторы, циркуляционные трубопроводы с главными запорными задвижками (или без них), главные циркуляционные насосы.

«Паровая подушка» в компенсаторе давления держит под рабочим давлением всю реакторную установку. Для поддержания среды в компенсаторе давления на линии насыщения используются нагреватели, размещенные в нижней части компенсатора давления. Часть нагревателей находится постоянно в работе для возмещения тепловых потерь, остальные включаются по команде регулятора давления.

с дополнительными системами безопасности. Проект (рис. 2.11) предусматривает четырехпетле-вую реакторную установку ВВЭР-1000 электрической мощностью 1000—1100 МВт с вертикальными парогенераторами. Увеличено число органов регулирования. Предусмотрена система быстрого ввод бора (с использованием пассивных принципов) при отказе основной системы A3. Во всех режимах работы мощностный коэффициент реактивности реактора отрицателен; предел безопасной эксплуатации с точки зрения повреждения твэлов в новом проекте ужесточен.

Химическая инертность гелия и возможность высокой степени его очистки от примесей в контуре опытных реакторов ВГР позволяют использовать в качестве оболочек твэлов не только нержавеющие стали, но и ванадий, пироуглерод, карбид кремния и другие керамические материалы [21]. По-видимому,, одно из основных преимуществ применения гелия — это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов-деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем — все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. Основной недостаток гелиевого теплоносителя по сравнению с натриевым — трудности отвода тепла остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях при потере герметичности основным

Принят к осуществлению проект АЭС мощностью 600 Мет с реактором-размножителем БН-600 на быстрых нейтронах, который сможет обеспечить темп роста энергетических мощностей на 12—15% в год без подпитки реакторов обогащенным ураном.

Наибольшее количество избыточной энергии на килограмм реагентов приходится на реакцию синтеза дейтерий — тритий, представленную в (2.4). Но в природе обычно третий не встречается, и потому желательно получать требуемое количество трития в самом реакторе. В этом смысле термоядерный реактор является реактором-«размножителем», и это его свойство является наиболее опасным для окружающей среды. Согласно оценке уровень радиоактивности в термоядерном реакторе мощностью 5 ГВт в любой.момент времени будет составлять 7-Ю18 Бк трития. Такая радиоактивность сопоставима с наиболее опасной радиоактивностью изотопа йода 13Ч, который образовался бы в реакторе деления аналогичной мощности, но биологическое воздействие радиоактивности трития существенно отличается от воздействия радиоактивности изотопа йода 1311. Проблема обращения с тритием должна решаться весьма тщательно. Это, однако, не означает, что ее решение представляет такие же технические сложности, какие возникают при решении проблемы удержания высокотемпературной плазмы.

В настоящее время изучаются три конструкции реактора-размножителя: реакторы-размножители на быстрых нейтронах с жидко-металлическим теплоносителем (LMEBR), газоохлаждаемые реакторы-размножители на быстрых нейтронах и реакторы-размножители с расплавленной солью в качестве теплоносителя. Только один из этих типов — реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидко-металлическим теплоносителем тщательно разрабатывается (хотя и не без проблем; см. ниже). Два других типа имеют ряд преимуществ перед реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, а также некоторые недостатки. Рассмотрим все три тина.

влияния на температурный коэффициент реактивности реактора, тем самым упрощая проблемы управления. В реакторах с гелием в качестве теплоносителя нет проблемы, аналогичной образованию пузырей натрия в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Отсутствие замедляющего эффекта сохраняет жесткий спектр нейтронов и улучшает процесс воспроизводства ядерного топлива. Гелий не вызывает коррозию, а его прозрачность позволяет наблюдать процесс перегрузки и работы по техническому обслуживанию. Ввиду отсут-. сТвия радиоактивности горячий гелий может быть направлен в пароперегреватель и паро-_ генератор без промежуточного теплопередаю-щего контура, требуемого для натрия. Можно даже представить возможность одноконтурного энергетического цикла, когда гелий-теплоноситель из реактора направляется прямо в газовую турбину, соединенную с генератором. Многие преимущества этого реактора перед реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, казалось бы, предопределяют его развитие, но, как мы знаем, одни научные предпосылки подчастую недостаточны для принятия принципиальных решений.

Авария на АЭС Энрико Ферми с реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем уже обсуждалась. Это была ошибка проекта "или не-

В осуществлении этой программы в 1973 г. начато строительство опытной АЭС с реактором-размножителем на быстрых нейтронах мощностью 312 МВт. Остальные АЭС будут оснащаться реакторами на обычной воде. К 2000 г. общую мощность АЭС предполагается довести до 25 000 МВт. Промышленное освоение реакторов-размножителей предполагается в конце 80-х годов.

Развитие АЭС в СССР в десятой пятилетке велось по пути применения реакторов двух типов: корпусных с простой водой под давлением (ВВЭР) и канальных водо-графитовых (РБМК). Такое решение помимо накопления широкого опыта позволило привлечь к производству специального оборудования для АЭС большой круг машиностроительных предприятий, что было особенно важно в первоначальный период становления атомного машиностроения. В десятой пятилетке кроме опытной установки с реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением на Шевченковской АЭС мощностью 350 МВт была создана промышленная установка такого же типа мощностью 600 МВт, введенная в действие на Белоярской АЭС в 1980 г.

Теплообменные аппараты и парогенераторы АЭС Энрико Ферми (США). В 1963 г. была сдана в эксплуатацию АЭС Энрико Ферми с реактором-размножителем на быстрых нейтронах максимальной тепловой мощностью 430 Мет. Станция работает по трехконтур-ной схеме. Первичным и промежуточным теплоносителями служит натрий. Основные данные теплообменных аппаратов и парогенераторов приведены в табл. 7 и 8.

Теплообменный аппарат и парогенератор АЭС EBR-II (США). Экспериментальная энергетическая атомная установка с охлаждаемым натрием реактором-размножителем на быстрых нейтронах тепловой мощностью 62,5 Мет была введена в эксплуатацию в 1963 г. Установка выполнена по трехконтурной схеме и включает теплообменный аппарат и парогенератор, состоящий из восьми испарительных и четырех пароперегревательных секций.

«Энрико Ферми». В 1963 г. была сдана в эксплуатацию АЭС «Энрико Ферми» с реактором-размножителем на быстрых нейтронах максимальной тепловой мощностью 430 МВт.