Разработка реакторной установки БН-1200 ведется в соответствии с Федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» (ФЦП ЯЭНП) и долгосрочной программой действий концерна «Росэнергоатом».
Цель проекта – создание конкурентоспособного реактора на быстрых нейтронах повышенной безопасности. Уровень требований по безопасности определяется как действующей нормативной документацией, так и дополнительными условиями проекта «Прорыв».
Проект «Прорыв» объединяет технологии реакторов на быстрых нейтронах и замкнутого ядерного топливного цикла, разрабатываемые в соответствии с ФЦП ЯЭНП. В нем предусмотрена реализация принципа естественной безопасности, определение которого дано в Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века, одобренной Правительством РФ 25 мая 2000 года. Применительно к реакторной технологии принцип естественной безопасности предполагает максимальную реализацию в проекте свойств внутренне присущей безопасности с обеспечением, в конечном итоге, детерминистского исключения тяжелых аварий, при которых была бы необходима эвакуация населения, проживающего вблизи промплощадки АЭС.
В соответствии с оценкой, сделанной в указанной стратегии, «по своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности, а следовательно и экономичности, далеко не полностью реализованной в их первом поколении».
Соответственно, при разработке проекта реакторной установки (РУ) БН-1200 стоит задача развить свойства внутренне присущей безопасности («внутренней самозащищенности» по терминологии ОПБ-88/97) до нового уровня, по сравнению с ранее созданными проектам энергетических реакторов БН-600 и БН-800, а также предусмотреть дополнительные пассивные системы и устройства. В результате в любых технически возможных ситуациях должно обеспечиваться выполнение следующих требований:
- перевод реактора в подкритическое состояние при приемлемом температурном состоянии его компонентов;
- отвод остаточных тепловыделений от реактора с сохранением целостности его конструкции;
- локализация большей части радиоактивных продуктов, вышедших из реактора при возможных авариях, в специальном надреакторном помещении.
Выполнение совокупности данных требований обеспечивает достижение поставленной задачи по исключению эвакуации населения.
Основные параметры реактора БН-1200 приведены в таблице 1.
Таблица 1. Основные параметры РУ БН-1200
Параметр | Значение |
Тепловая мощность реактора, МВт | 2800 |
Средняя температура натрия первого контура на входе/выходе активной зоны, °С | 410/550 |
Температура натрия второго контура (нерадиоактивный) на входе/выходе парогенератора, °С | 527/355 |
Температура острого пара, °С | 510 |
Внутренняя самозащищенность и естественная безопасность
Свойства внутренней самозащищенности реактора БН-1200 (таблица 2) определяются положительными качествами натрия, а также конструктивным исполнением реактора и активной зоны [1, 2].
Из перечисленных в таблице 2 свойств внутренней самозащищенности новым по сравнению с проектами БН-600 и БН-800 является размещение всех систем с радиоактивными средами в корпусе реактора. В реакторах БН-600 и БН-800 имеются вынесенные из корпуса реактора система очистки натрия и система контроля его качества.
Таблица 2. Свойства внутренней самозащищенности РУ БН-1200
Характеристика | Достигаемый эффект |
Большая теплоемкость реактора интегрального типа (все оборудование первого контура находится в баке реактора) | Низкая скорость роста температуры натрия в первом контуре (20°С в час) при полном прекращении теплоотвода после срабатывания аварийной защиты, что упрощает решение задачи аварийного отвода тепла от реактора |
Размещение всех систем с радиоактивным натрием в пределах корпуса реактора | Исключение возможности выхода радиоактивного натрия в помещения РУ из внешних коммуникаций |
Низкое коррозионно-эрозионное воздействие натрия на конструкционные материалы | Исключение опасности перегрева твэлов вследствие забивания проходного сечения ТВС и нарушения целостности корпуса реактора в связи с коррозией |
Достаточно высокая температура кипения натрия: 883°С при атмосферном давлении | Низкое, около 0,15 МПа, абсолютное давление в газовой полости реактора (температура кипения натрия – 930°С); отсутствие фазовых переходов теплоносителя при разгерметизации первого контура с сохранением надежного охлаждения активной зоны |
Эффективное удержание изотопов йода и цезия натрием (подтверждено опытом эксплуатации БН-600) | Практически полное исключение выхода наиболее опасных изотопов газоаэрозольной фракции продуктов деления в окружающую среду при нормальной эксплуатации и авариях |
Устойчивый отрицательный коэффициент реактивности по мощности реактора (dK/dN = -2,6*10-6 МВт-1) и температуре материалов активной зоны (dK/dT = -2,3*10-5 °С-1) | Ограничение роста мощности реактора при несанкционированном вводе положительной реактивности, снижение уровня мощности при нерегламентном разогреве реактора |
Ввод отрицательной реактивности в случае закипания натрия благодаря наличию в ТВС верхней натриевой полости | Снижение мощности реактора в аварии с перегревом активной зоны до температуры кипения натрия |
Построение системы управления рабочими органами системы управления и защиты (РО СУЗ), исключающее одновременное извлечение из активной зоны более одного РО СУЗ | Исключение несанкционированного ввода большой положительной реактивности и опасного увеличения мощности реактора |
В дополнение к свойствам внутренней самозащищенности для повышения уровня безопасности в проекте РУ БН-1200 предусмотрен ряд средств на основе пассивных принципов действия (таблица 3), часть которых использована также в проектах реакторных установок БН-600 и БН-800 [3].
Таблица 3. Характеристика пассивных средств обеспечения безопасности РУ БН-1200
Пассивное средство | Выполняемая функция и принципы действия |
Гидравлически взвешенные поглощающие стержни (ПАЗ-Г) | Переводят реактор в подкритическое состояние, опускаясь в активную зону под собственным весом, при снижении расхода натрия ниже 50% от номинального без превышения пределов безопасной эксплуатации |
Поглощающие стержни с температурным принципом действия (ПАЗ-Т) | Переводят реактор в подкритическое состояние при повышении температуры натрия на выходе из активной зоны до установленного предела с исключением возможности тяжелого повреждения активной зоны |
Система аварийного отвода тепла (САОТ) | Функционирует в соответствии с пассивным принципом действия при естественной циркуляции натрия через встроенные в бак реактора теплообменники (первый и промежуточный контуры) и при самотяге воздуха через теплообменники «натрий-воздух» (ВТО) |
Герметичное надреакторное помещение | При авариях с существенным повышением температуры и давления в реакторе радиоактивный газ и аэрозоли сбрасываются из газовой системы в это помещение, где происходит конденсация аэрозолей |
Страховочный корпус реактора | Окружает основной корпус реактора для исключения выхода радиоактивного натрия в шахту реактора и его взаимодействия с воздухом; герметичность основного и страховочного корпусов постоянно контролируется |
Поддон из тугоплавкого металла в нижней части корпуса реактора | Обеспечивает надежную локализацию и охлаждение кориума внутри реактора при постулируемой аварии с плавлением активной зоны |
Среди пассивных средств безопасности реактора БН-1200 новым по отношению к РУ БН-800 являются поглощающие стержни для аварийной остановки реактора с температурным принципом срабатывания, более эффективная и действующая пассивным образом система аварийного отвода тепла, а также герметичное надреакторное помещение для удержания радиоактивных продуктов при авариях.
Повышение безопасности при обращении с ОТВС
В соответствии со Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века, одним из основных требований принципа естественной безопасности является распространение свойств внутренней самозащищенности на весь топливный цикл. В пределах реакторной установки это относится, в первую очередь, к системе выгрузки отработавших ТВС.
Для исключения возможности аварий с выходом радиоактивности при выгрузке отработавших ТВС в проекте предусмотрен ряд мер. Благодаря снижению энергонапряженности активной зоны и длительной выдержке отработавших ТВС во внутриреакторном хранилище (два года вместо полугода в проектах БН-600 и БН-800), их остаточное энерговыделение существенно уменьшается. Удельное энерговыделение в топливе снижено с ~6 до 2 Вт/см3. Такое снижение остаточного энерговыделения обеспечило возможность безопасной транспортировки и отмывки ОТВС перед их установкой в бассейн выдержки. При этом из состава РУ удалось исключить барабан отработавших сборок как источник возможных аварий с радиоактивным натрием.
Конструктивные решения по исключению или ограничению течей натрия
Как следует из вышеизложенного, принятые в проекте БН-1200 технические решения позволяют исключить течи радиоактивного натрия в помещения реакторной установки, и, соответственно, исключить возможность натриевых пожаров с образованием радиоактивных аэрозолей.
Для повышения технической безопасности установки в проекте БН-1200 приняты также меры по сведению к минимуму возможности течей нерадиоактивного натрия. Это обеспечено за счет существенного (примерно в 2,8 раза по сравнению с БН-800) снижения протяженности трубопроводов второго контура благодаря переходу на парогенераторы корпусного типа, применению сильфонных компенсаторов и полному окожухованию трубопроводов.
Оценка эффективности технических решений, соответствующих принципу естественной безопасности
В проектах РУ БН-600 и БН-800 рассматриваются следующие аварии с тяжелыми последствиями:
- обесточивание энергоблока и отказ системы аварийного отвода тепла (САОТ) от реактора;
- обесточивание энергоблока и отказ систем остановки реактора.
В РУ БН-1200 авария с отказом САОТ возможна лишь в случае, если во всех ее четырех каналах не открылись шиберы (заслонки) воздушных теплообменников. Для обеспечения функционирования САОТ в полностью пассивном режиме прорабатывается вариант открытия шиберов без применения источников электроснабжения. Дополнительно рассматривается возможность работы САОТ с приоткрытыми шиберами при нормальной эксплуатации РУ с протечкой воздуха через воздушный теплообменник, минимально необходимой для исключения нарушения целостности корпуса реактора и тяжелого повреждения активной зоны. Реализация указанных решений позволит исключить аварию с полным отказом САОТ из числа технически возможных для РУ БН-1200.
Что касается аварии с полным обесточиванием энергоблока и отказом активных систем остановки реактора, то наличие в проекте дополнительно двух пассивных систем остановки, основанных на различных принципах действия, исключает возможность тяжелого повреждения активной зоны при указанном выше наложении на исходное событие сопутствующих отказов систем и элементов РУ.
Развитые свойства внутренней самозащищенности и наличие в проекте БН-1200 различных пассивных средств позволяют исключить необходимость эвакуации населения за пределами промплощадки при любых технически возможных авариях. Тем самым обеспечивается соответствие РУ БН-1200 принципу естественной безопасности.
Литература
- Поплавский В.М. Натриевый теплоноситель в технологии быстрых реакторов / В.М. Поплавский, Р.П. Баклушин, В.Н. Иваненко // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 1999. – №3. – С. 17-23.
- Рачков В.И. Концепция перспективного энергоблока с быстрым натриевым реактором / В.И. Рачков, В.М. Поплавский, А.М. Цибуля, Ю.Е. Багдасаров и др. // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108, вып. 4. – С. 201-206.
- Васильев Б.А. Реактор на быстрых нейтронах: БН-1200 / Б.А. Васильев // Доклад на форуме «АТОМЕКС 2011», Москва, 6-8 декабря 2011 г.
Авторы
Б.А. Васильев, к.т.н., В.И. Евсеев, Н.Г. Кузаков, к.т.н., С.Л. Осипов, к.т.н., С.Ф. Шепелев, к.т.н.
ОАО «ОКБМ Африкантов»
