14 сентября 2012

СВБР-100: потенциальная энергия теплоносителя и безопасность АЭС

Atomic-Energy.ru
Реакторный моноблок СВБР-100

Создаваемая в России модульная реакторная установка СВБР-100 характеризуется отсутствием материалов, способных запасать потенциальную энергию, которая в случае высвобождения в результате тяжелой аварии может привести к значительным выбросам радиоактивности и/или экономическому ущербу из-за повреждения энергоблока.    

На протяжении короткого в историческом масштабе периода освоения атомной энергетики на ряде атомных электростанций произошли маловероятные аварии различной степени тяжести, сопровождавшиеся значительными выбросами радиоактивности в окружающую среду и/или большим экономическим ущербом. Так, авария 1979 года на АЭС «Три Майл Айленд» (США) привела к плавлению активной зоны реактора из-за потери теплоносителя первого контура. Энергоблок не подлежит восстановлению, выброс радиоактивности локализован внутри контайнмента. Катастрофический выброс радиоактивности произошел в результате Чернобыльской аварии (СССР) 1986 года, обусловленной паровым взрывом реактора, вызванного разгоном на мгновенных нейтронах. Авария на АЭС «Фукусима-1» (Япония) в 2011 году сопровождалась плавлением топлива и выбросом радиоактивности в результате сброса пара из первого контура и взрывов водородо-воздушной смеси, образовавшейся вследствие интенсивной пароциркониевой реакции.

Тяжелые последствия всех рассмотренных аварий являются результатом высвобождения потенциальной энергии, накопленной (запасенной) в теплоносителе реакторной установки:

  • энергии компрессии водного теплоносителя;
  • химической энергии взаимодействия водяного пара и циркония;
  • химической энергии взаимодействия водорода пароциркониевой реакции с кислородом воздуха.

Запасенная потенциальная энергия в различных типах реакторов

На системном уровне безопасность и опасность рассматриваются как понятия сопряженные, и чтобы уяснить, за счет чего достигается высокий уровень безопасности объекта, необходимо рассмотреть природу присущей ему опасности.

Опасность реактора определяется:

  • накопленным радиационным потенциалом, то есть общей радиоактивностью (радиотоксичностью), а также
  • количественным выходом радиотоксичных продуктов в окружающую среду при различных исходных событиях.

Первый фактор не очень сильно зависит от типа реактора. Общая радиоактивность, определяемая, главным образом, количеством продуктов деления, связана в основном с уровнем тепловой мощности реактора и общей продолжительностью его работы на этой мощности.

Второй фактор значительно теснее связан с типом установки. Он определяется запасом реактивности, обратными связями, особенностями конструкции и сосредоточенной в материалах реактора потенциальной внутренней энергией (ядерной, химической, сжатия теплоносителя, тепловой), высвобождение которой может привести к выходу радиоактивности в экосистему. Таким образом, сравнительный уровень опасности реактора при одинаковых уровнях мощности и продолжительности работы будет определяться вторым фактором.

Ядерная энергия деления, которая может быть высвобождена при реактивностной аварии, в принципе должна минимизироваться на стадии проектирования реактора путем ограничения запаса реактивности, использования отрицательных обратных связей, а также различных технических решений, которые исключают возможность ввода положительной реактивности, превышающей долю запаздывающих нейтронов. Запасенная в теплоносителе потенциальная неядерная энергия, напротив, является внутренне присущей материалу теплоносителя. Этот показатель не может быть изменен за счет технических решений.

Повышение безопасности АЭС с реакторами традиционных типов требует наращивания числа систем безопасности и барьеров глубоко эшелонированной защиты, которые уменьшают вероятность тяжелых аварий и смягчают их последствия. При оценке вероятности аварии отказы основного оборудования, систем безопасности, защитных барьеров и ошибки персонала принято рассматривать как случайные события.

Однако результаты обоснования безопасности методами вероятностного анализа применительно к тяжелым авариям, вероятность которых имеет очень низкое значение (10-6 на реактор в год и ниже), в связи с большим многообразием и сложностью протекающих процессов и отсутствием ряда необходимых для расчета исходных данных содержат много неопределенностей и поэтому не обладают необходимой степенью достоверности. Кроме того, применение методов вероятностного анализа теряет смысл, если рассматриваются такие исходные события, при которых все системы безопасности, находящиеся в режиме ожидания, и защитные барьеры могут быть выведены из строя (например, аномальные внешние природные или техногенные воздействия) и радиоактивный выброс может достичь катастрофического уровня.

При одинаковых значениях вероятности выхода радиоактивности на социально приемлемом уровне для реакторов разных типов количество систем безопасности и барьеров глубокоэшелонированной защиты, в значительной степени определяющее технико-экономические показатели АЭС, может быть снижено в случае уменьшения внутренней потенциальной энергии, сосредоточенной в реакторе, прежде всего, в теплоносителе. При этом важно, что высокий уровень безопасности при низком значении запасенной в теплоносителе потенциальной энергии может быть достигнут, в основном, за счет устранения самих причин возникновения тяжелых аварий, то есть детерминистически.

Вопросы учета внутренней потенциальной неядерной энергии, которая может высвободиться при сверхнормативных внешних воздействиях, рассматривались и ранее при анализе безопасности ядерных установок [1-2]. О важности анализа подобных событий говорит тот факт, что они также стали предметом рассмотрения МАГАТЭ [3]. Это связано с тем, что реакторы с большим запасом сосредоточенной в теплоносителе потенциальной энергии, которая может высвободиться в результате разгерметизации первого контура, в руках террористов могут стать орудием политического шантажа.

При рассмотрении последствий высвобождения потенциальной энергии следует иметь в виду, что часть тепловой энергии, запасенной в водном теплоносителе, превращается в кинетическую энергию расширения пара, которая может вызвать механические разрушения оборудования, а испарение воды – прекращение отвода тепла от активной зоны. Кроме того, при химическом взаимодействии водяного пара с цирконием в условиях тяжелой аварии дополнительно выделяется большое количество тепловой энергии и водорода. Последний, в свою очередь, является источником высокой опасности.

Для тяжелых жидкометаллических теплоносителей (таких как свинец и сплав свинец-висмут) превращение запасенной тепловой потенциальной энергии в кинетическую невозможно, значимое выделение энергии при химическом взаимодействии теплоносителя с воздухом, водой и материалами конструкции отсутствует, потери теплоотвода от активной зоны при разгерметизации газовой системы не происходит.

 

Сравнение теплоносителей по запасенной потенциальной энергии*

Значения удельной (на единицу объема) запасенной потенциальной энергии Epot,ГДж/м3

Теплоноситель, параметры

Вода,

Р = 16 МПа,

Т = 300ºС

Натрий,

 

Т = 500ºС

Свинец, свинец-висмут,

Т = 500ºС

Максимальная внутренняя энергия (суммарное значение)

~ 21,9

~ 10

~ 1,09

Тепловая энергия

в том числе потенциальная энергия сжатия

 ~ 0,90

 ~ 0,15

 ~ 0,6

Нет

 ~ 1,09

Нет

Потенциальная химическая энергия взаимодействия

С цирконием

~ 11,4

С водой ~5,1

С воздухом ~ 9,3

 

Нет

Потенциальная энергия взаимодействия выделяющегося водорода с воздухом

~ 9,6

~ 4,3

Нет

Потенциальная энергия сжатия и химическая энергия

~ 21

~ 9,4

Нет

*рассчитано по литературным данным; в случае водного теплоносителя оценка выполнена для адиабатического процесса

 

Запасенная в теплоносителе потенциальная энергия влияет не только на характеристики безопасности, но и на экономические показатели АЭС. Это связано с тем, что для АЭС с реакторами традиционных типов (т.е. с высоким значением запасенной в теплоносителе потенциальной энергии) требования безопасности противоречат экономическим. При возрастании требований безопасности экономические показатели АЭС ухудшаются из-за неизбежного увеличения количества и эффективности систем безопасности и барьеров глубоко эшелонированной защиты (рис. 1).

Рис. 1. Качественная зависимость стоимости АЭС (С) от нормируемого значения вероятности тяжелой аварии (Р) для различных значений потенциальной энергии Еpot

 

В то же время, вероятность тяжелой аварии будет тем больше, чем выше значение запасенной в теплоносителе потенциальной энергии (рис. 2).

Рис. 2. Качественная зависимость вероятности тяжелой аварии от запасенной потенциальной энергии

 

Реакторная установка СВБР-100

Таким образом, наиболее целесообразным путем повышения безопасности АЭС, одновременно улучшающим экономические показатели, является использование реакторов с наименьшим запасом потенциальной энергии, в которых свойства внутренней самозащищенности и пассивной безопасности (что предполагает детерминистическое исключение тяжелых аварий) могут быть реализованы в максимальной степени, а выброс радиоактивности при любых повреждениях будет локализован [4].

Установки такого типа будут обладать свойствами робастности, которые обеспечивают их повышенную устойчивость не только в случаях единичных отказов оборудования и ошибок персонала, но и при сверхнормативных внешних воздействиях, а также умышленных злонамеренных действиях, что особенно важно при развитии атомной энергетики в странах с высоким уровнем террористической угрозы.

 

 

Из такого типа реакторов к практическому внедрению наиболее подготовлен реактор СВБР-100 (свинцово-висмутовый быстрый реактор с эквивалентной электрической мощностью 100 МВт) [5], который создается на основе опыта эксплуатации на АПЛ ядерно-энергетических установок со свинцово-висмутовым теплоносителем [6].

Одной из характерных особенностей СВБР-100 является интегральная компоновка: все оборудование первого контура размещено в едином прочном корпусе реакторного моноблока с полным исключением арматуры и трубопроводов. В теплоотводящих контурах моноблока обеспечена естественная циркуляция теплоносителей, достаточная для пассивного расхолаживания реактора без опасного перегрева активной зоны. Основные компоненты реакторного моноблока и реакторной установки выполнены в виде отдельных модулей, при этом обеспечена возможность их замены и ремонта. Реактор без изменения конструкции может использовать различные виды топлива (оксид урана, МОКС-топливо, нитридное топливо). При работе на МОКС-топливе и нитридном топливе коэффициент воспроизводства активной зоны больше единицы, что при замкнутом ЯТЦ позволяет работать в режиме топливного самообеспечения.

Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» предусматривает сооружение опытно-промышленного энергоблока СВБР-100. Этот энергоблок будет построен на площадке ОАО «ГНЦ НИИАР» в городе Димитровграде Ульяновской области в 2017 году. Проект осуществляется совместным государственно-частным предприятием ОАО «AKMЭ-инжиниринг», образованным Госкорпорацией «Росатом» и ОАО «ЕвроСибЭнерго».

Инновационная ядерная энергетическая технология на базе унифицированных модульных многоцелевых быстрых реакторов с химически инертным свинцово-висмутовым теплоносителем, обладающих развитыми свойствами внутренней самозащищенности и пассивной безопасности, позволит обеспечить высокий уровень социальной приемлемости таких установок и расширить область их применения в атомной энергетике, в том числе увеличить экспортные возможности российской атомной отрасли.

Литература

  1. Gat U. The ultimate safe (U.S.) reactor. Proc. ICENES-4. Madrid: World Sci. Publ. Co., 1987. P. 584.
  2. Новиков В.М. Ядерные реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок / В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев и др. – М. Энергоатомиздат, 1993. – С. 52.
  3. IAEA-TECDOC-1487. Advanced Nuclear Plant Design Options to Cope with External Events. IAEA, February 2006.
  4. Toshinsky G.I. Principles of Providing Inherent Self-Protection and Passive Safety Characteristics of the SVBR-75/100 Type Modular Reactor Installation for Nuclear Power Plants of Different Capacity and Purpose / G.I. Toshinsky, O.G Komlev, V.S. Stepanov et al. // Proc. of International Conference Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global’07), Boise, Idaho, USA, September 9-13, 2007, American Nuclear Society (2007) (CD ROM), Paper №. 175598.
  5. Zrodnikov A.V. Innovative nuclear technology based on modular multi-purpose lead-bismuth cooled fast reactors / A.V. Zrodnikov, G.I. Toshinsky, V.S. Stepanov et al. // Progress in Nuclear Energy – Vol. 50. – 2008 – Р. 170-178.
  6. Конверсия свинцово-висмутовой реакторной технологии: от реакторов АПЛ к энергетическим реакторам и пути повышения инвестиционной привлекательности ядерной энергетики на базе быстрых реакторов / А.В. Зродников, Г.И. Тошинский, В.С. Степанов и др. // Доклад на международной конференции МАГАТЭ "Fifty years of nuclear power – the next fifty years", Обнинск, 27 июня – 2 июля, 2004.

Авторы

Тошинский Георгий Ильич

Комлев Олег Геннадьевич

Тормышев Иван Владимирович