ГЛАВА 7
БЕЗОПАСНОСТЬ И РЕГУЛИРОВАНИЕ РЕАКТОРОВ
§ 7.1. БЕЗОПАСНОСТЬ РЕАКТОРОВ HTR
Наряду с вопросами экономики все большее значение приобретают аспекты безопасности АЭС, которые будут сооружаться также и в густонаселенных местностях. Аспекты безопасности играют все большую роль при выборе типа реактора. В смысле безопасности реакторы HTR обладают благоприятными характеристиками, обусловленными прогрессивной технологией изготовления, благоприятными для безопасности физико-техническими свойствами активной зоны и расположением оборудования первого контура внутри единого бетонного корпуса.
Активная зона реакторов HTR в основном состоит из графита, имеющего высокую температуру сублимации (графит сублимируется без расплавления при 3650— 3700°С). В реакторах HTR исключено оплавление активной зоны при аварийной потере теплоносителя, поскольку температура будет увеличиваться незначительно в связи с высокой теплоемкостью активной зоны.
Другой важный для реакторов HTR момент — применение гелия, химическая инертность которого исключает реакции между теплоносителем и топливом, с одной стороны, и конструкционными материалами — с другой. К тому же он не активируется, если не считать ничтожной примеси 3Не. Сечение поглощения нейтронов у гелия пренебрежимо мало, поэтому утечка теплоносителя из активной зоны не вызывает заметного увеличения реактивности.
Рис. 7.1. Поведение реактора AVR при имитации потери теплоносителя [2]:
1 — мощность парогенератора; 2 — мощность реактора.
Значительно повышают безопасность реакторов HTR микротвэлы. Топливо используется в керамическом виде и малочувствительно к температурным изменениям. Покрытие частиц горючего обеспечивает чрезвычайно малую активность газового теплоносителя. Опыт эксплуатации реактора «Драгон» показал, что активность теплоносителя составляет не более 0,1 Ки/МВт(эл) [1].
Важнейший физический аспект безопасности реакторов HTR — отрицательный мгновенный температурный коэффициент реактивности во всей области рабочих температур. Этот решающий фактор внутренней безопасности исключает в подобных реакторах значительное самопроизвольное увеличение мощности.
Хорошую безопасность продемонстрировали все опытные реакторы HTR. В качестве примера на рис. 7.1 приведены результаты экспериментов на реакторе AVR [2]. При тепловой мощности около 5 МВт имитировался выход из строя газодувок путем их отключения, при этом не наблюдалось никаких выбросов мощности или температуры; напротив, мощность быстро спадала. Благодаря большой теплоемкости активной зоны мощность парогенератора уменьшалась медленно, несмотря на резкое снижение мощности реактора.
К инженерно-техническому обеспечению безопасности реак торов HTR прежде всего следует отнести применение бетонного корпуса, в котором заключено все основное оборудование первого контура. Быстрая потеря теплоносителя через трещины корпуса вообще исключена, а в местах проходок через стенки корпуса предусмотрена специальная защита.
Эксплуатация опытных реакторов HTR подтвердила чрезвычайно хорошую герметичность гелиевого контура, которая оказалась значительно выше, чем ожидалось. Суточная утечка гелия из контура составляла менее 1% его общего количества. Поэтому как на самих опытных реакторах, так и в окружающем пространстве радиационная обстановка вполне удовлетворительна.
Дополнительно к указанным технологическим, физическим и инженерно-техническим аспектам безопасности, общим для всех реакторов HTR существует еще ряд благоприятных факторов, специфичных для засыпного реактора с шаровыми твэлами. При непрерывной перегрузке твэлов в таких реакторах можно отказаться от избыточной реактивности для компенсации выгорания. Некоторая избыточная реактивность требуется только для компенсации эффекта ксенонового отравления при быстрых изменениях нагрузки. Благодаря этому сильно уменьшается опасность аварий, связанных с всплесками реактивности.
Вклад реактивности от отдельных твэлов очень невелик, поэтому не происходит значительных колебаний реактивности при загрузке или выгрузке твэлов или в случае неисправности перегрузочного устройства. Утечка активности при разрушении одного твэла также очень незначительна.
Повышению безопасности реакторов с шаровыми твэлами способствует и то обстоятельство, что каждый твэл находится в зоне высоких температур очень малое время, что сокращает выход продуктов деления в контур. Поэтому для реакторов HTR (и прежде всего с засыпной активной зоной) ликвидация всевозможных аварий не вызывает значительных проблем. Неконтролируемое увеличение мощности реактора, оплавление активной зоны или другие аварии, обычно приводящие к разрушению установки, на реакторах HTR исключаются. К этим выводам приводит обширный анализ всех возможных эффектов реактивности. Для реакторов HTR имеют значение только две группы аварий [3]:
- неисправности отключающих устройств;
- попадание воды в активную зону вследствие разрыва трубы парогенератора.
Наиболее неблагоприятные последствия первой группы неисправностей относятся к случаю, когда на полной мощности реактора начинается самопроизвольное извлечение нескольких поглощающих стержней. Вероятность такого извлечения стержней можно существенно уменьшить комплексом специально предусмотренных мер. Все же при анализе аварий принимается, что несколько (причем эффективно поглощающих) стержней могут одновременно выйти из активной зоны с максимально возможной скоростью. Тем самым активная зона ставится в условия, при которых значительно увеличивается реактивность. Однако благодаря очень хорошим динамическим свойствам реакторов HTR, особенно благодаря отрицательному температурному коэффициенту реактивности и большой теплоемкости активной зоны, даже в этом случае не наступает никакой критической ситуации. Более того, имеется даже некоторое время для введения других поглощающих стержней и компенсации выброса реактивности.
Если же при самопроизвольном извлечении отдельных поглощающих стержней все остальные стержни были уже полностью введены в реактор, то он оказывается настолько подкритичным, что извлечение одного-двух стержней не представляет какой-либо опасности.
При аварийном попадании воды в активную зону различают несколько вероятных случаев, связанных в основном с местом нахождения разрыва. Проникновение пара в активную зону реактора приводит к повышению реактивности вследствие замедляющих свойств воды. Одновременно с этим изменяется давление и температура внутри бетонного корпуса.
На рис. 6.4 показаны некоторые характеристики реактора THTR-300 при аварии, связанной с попаданием воды в активную зону. Пунктирные кривые показывают поведение реактора, когда не осуществляется необходимое введение поглощающих стержней. Из рис. 6.4 видно, что в этом случае очень высокого подъема температуры нет: примерно через 100 с достигается максимальная температура, которая хотя и выше допустимой, но действует кратковременно и быстро спадает. На самом деле для рассмотренной ситуации необходима аварийная остановка реактора. В этом случае при максимальных всплесках реактивности увеличение температуры в реакторе THTR-300 будет следующим [3] (в скобках указаны допустимые температуры):
Максимальная температура топлива, °C ... 1100(1300)
Максимальная температура поверхности твэлов, °C...... 950(1000)
Максимальная температура газа на выходе из активной зоны, °C 800 (кратковременно до 930° С)
При таких изменениях реактивности радиоактивное заражение окружающего реактор пространства исключается.
Другая категория аварий связана с утечкой активности из реактора в окружающую среду. Однако в реакторах HTR не следует опасаться существенных изменений реактивности, способных привести к его разрушению и серьезным авариям. Такие аварии исключаются с помощью специальных мер безопасности, хотя, вообще говоря, такая опасность имеется и связана с радиоактивным заражением местности. Локализация таких аварий представляет одну из важнейших проблем безопасности и требует реализации комплекса мероприятий при создании реакторов.
Подробнее эти мероприятия рассмотрены ниже на примере реактора THTR-300.
Важнейшим элементом, обеспечивающим безопасность реакторов HTR и предотвращающим утечку активности, является корпус из предварительно напряженного железобетона. Согласно общепринятым сегодня представлениям о безопасности, при соответствующем проектировании и испытании разрыв бетонного корпуса может быть исключен [1]. Однако утечки теплоносителя возможны через неплотности в местах проходок через корпус или в патрубках, ведущих к вспомогательным устройствам [3]. Места, в которых наиболее вероятна утечка теплоносителя, либо хорошо защищены, либо имеют ограниченные сечения для уменьшения скорости выхода теплоносителя при аварии. К местам, требующим наибольшей защиты, относятся проходки через корпус. Они снабжаются двойным уплотнением с постоянным контролем утечек из промежуточной полости или располагаются в защитных трубах ограниченного сечения с тем, чтобы утечки гелия при повреждении этих труб были малы и могли быть безопасно отведены в вентиляционную трубу. Защитные трубы должны быть рассчитаны на напряжения от внутреннего давления. Разрыв труб при соответствующем проектировании, хорошем изготовлении и проверке практически исключается [3]. Разумеется, что общее число проходок через бетонный корпус должно быть по возможности минимальным. Вспомогательные установки при необходимости можно отключить от первого контура аварийной запорной арматурой.
Требования безопасности к вспомогательной части контура могут быть ограничены следующим:
а) должна быть гарантирована надежная работа аварийной запорной арматуры;
б) утечка теплоносителя через повреждения соединительных трубопроводов между бетонным корпусом и арматурой должна быть практически исключена.
Конструкция запорной арматуры здесь не рассматривается. Она должна быть выполнена таким образом, чтобы эффективно локализовать аварию. Если все же произойдет невероятный случай и арматура не сработает, то истечение теплоносителя будет ограниченным ввиду небольшого поперечного сечения труб. На реакторе THTR-300 все соединительные трубопроводы к вспомогательным установкам имеют диаметр до 65 мм, чем обеспечивается условие (б).
Наряду с ограничением проходного сечения соединительные трубопроводы по всей длине имеют прочные и газоплотные оболочки с контролируемым промежуточным объемом.
Если исходить из современных представлений о мерах по уменьшению реальных аварийных выбросов активности, то ясно, что системы безопасности должны включаться в работу последовательно, ступенчато. При аварии вначале включаются одни системы. Если они повреждены или их эффективность недостаточна, включаются следующие и т. д. С помощью такого многоступенчатого режима включения систем безопасности вероятность утечки активного теплоносителя уменьшается до требуемых пределов.
Если, несмотря на все принятые меры, все же произойдет утечка активности, то мероприятия безопасности должны гарантировать минимальное воздействие вышедшей из контура активности. Достигается это путем соответствующей компоновки защитных помещений, применением систем наблюдения и контроля и, наконец, с помощью достаточно высокой вентиляционной трубы, через которую газ сбрасывается в атмосферу.
На рис. 7.2 схематически показано обеспечение безопасности реактора THTR-300. Весь бетонный корпус окружен оболочкой, которая образует помещение R2, постоянно вентилируемое. Наибольшее сечение отверстия, которое здесь может образоваться, соответствует площади отверстия диаметром около 30 мм.
Рис. 7.2. Схематическое представление концепции безопасности реактора THTR-300 [3]:
1 — вытяжная труба; 2— оболочка с подводом воздушного потока; 3 — бетонный корпус; 4 — двойное уплотнение защитных труб; 5 — подвод воздуха; 6 — аварийный трубопровод.
Утечка теплоносителя при этом настолько мала, что он свободно может быть отведен через трубу с помощью обычной системы вентиляции. В помещении R2 трубы снабжены двойным уплотнением. В помещении R1 (в нижней части бетонного корпуса) находятся вспомогательные установки с большим расходом теплоносителя (устройство для перегрузки твэлов и система очистки газа). Помещение имеет бетонные стены и непрерывно контролируется. Измеряется давление, которое может возрасти при больших утечках газа. Помещение R1 соединено трубопроводом с вентиляционной трубой.
Помещение R3 — собственно реакторный зал. Находящиеся здесь установки наряду с запорной арматурой защищены от утечек теплоносителя дополнительными затворами. Утечки теплоносителя в общем случае должны направляться через помещения R1 и R2 и далее через вытяжную трубу высотой 150 м.
Следует заметить, что утечка всего теплоносителя через вентиляционную трубу практически невозможна, однако такую ситуацию необходимо предусмотреть при расчетах. В этом случае максимальная доза облучения всего тела людей в окрестности АЭС, определенная при самых пессимистических оценках по активности теплоносителя (которая на самом деле значительно ниже, что подтверждает практика опытных реакторов), составит до 250 мР. По правилам радиационной безопасности нормальная эксплуатация АЭС допустима при дозе облучения 500 мР/год. В рассмотренном случае максимальное облучение вдвое меньше предельно допустимого значения.
Из приведенного анализа следует, что при выборе места расположения реактора HTR практически не возникает причин, которые по соображениям безопасности препятствовали бы сооружению АЭС такого типа в густонаселенных районах.
