СВБР-100: потенциальная энергия теплоносителя и безопасность АЭС

Реакторный моноблок СВБР-100

География: Обнинск235, Димитровград107

Глоссарий: Прорыв22, ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения»46, СВБР-10039

Источник: Безопасность ядерных технологий и окружающей среды №1 2012: "Замыкание ЯТЦ"

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*

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,
PS
ИИ
Робастность (от англ. robust — «крепкий», «устойчивый»)
— это способность статистических методов, алгоритмов
или систем ИИ сохранять свои характеристики и высокое качество работы при

наличии помех,

выбросов в данных, аномалий или изменениях условий.
Она обеспечивает надёжность,
нечувствительность к ошибкам ввода
и высокую степень обобщения

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 установ
и
расширить область их применения в атомной энергетике, в том числе
увеличить экспортные возможности российской атомной отрасли.

Литература