Процессы в быстрых реакторах

Кузнецов И.А.
Аварийные и переходные процессы в быстрых реакторах. - Москва: Энергоатомиздат, 1987.   - (Библиотека эксплуатационника АЭС, вып. 17)
Описаны конструкция и тепловая схема АЭС с быстрыми реакторами, особенности переходных процессов в быстрых реакторах с жидкометаллическим охлаждением. Рассмотрены аварийные нарушения работы систем и оборудования АЭС, задачи аварийной защиты реактора в этих ситуациях. Приведены данные о возможностях аварийной защиты быстрого реактора в случаях отклонений различных входных параметров. Описаны испытания защитных систем, которые проводятся во время пуска и эксплуатации АЭС.
Для техников, операторов, квалифицированных рабочих служб управления, контроля и автоматики АЭС. Может быть полезной молодым специалистам, работающим в области ядерной энергетики.

ПРЕДИСЛОВИЕ

Ядерная энергетика нашей страны быстро развивается. Успешно эксплуатируются первые АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Идет создание следующих станций такого типа.
Персонал АЭС в процессе ее эксплуатации пользуется инструкциями, разработанными научными, проектными и конструкторскими организациями и проверенными в расчетах и экспериментах, в эксплуатации ранее запущенных установок. Тем не менее, ему приходится принимать решения в нестандартных ситуациях, участвовать в непрерывном усовершенствовании указанных инструкций с целью повышения безопасности эксплуатации, оптимизации режимов работы станции.
Основные трудности эксплуатации АЭС обычно связаны с переходными режимами ее работы - как плановыми, так и аварийными. Поэтому главная цель автора настоящей книги — дать методический материал для оперативных упрощенных оценок различных параметров переходных процессов, необходимость в которых возникает на станциях в связи с указанными обстоятельствами. Круг рассмотренных вопросов определяется в основном особенностями реакторов на быстрых нейтронах. В некоторой своей части он пересекается с аналогичными вопросами, возникающими при анализе переходных процессов в реакторах других типов. Несмотря на упрощенный характер изложения, автор стремился к тому, чтобы книга представляла интерес не только для эксплуатационного персонала АЭС, но и для специалистов, занимающихся вопросами динамики и безопасности реакторов, а также для инженеров, работающих в некоторых смежных областях.
Исследования переходных процессов в существующих установках проводились автором совместно с коллегами в Физико-энергетическом институте, на АЭС БН-350 и Бн-600.
В этой связи особую благодарность автор выражает Ю.Е. Багдасарову, Ю.К. Букше, Ю.М. Ашурко, В.А. Ветошкину, Л.А. Щекотовой, О.Н. Антуфьеву, А.Г. Шейнкману за полезные обсуждения и советы, а Н.Б. Балиной — за большую помощь в подготовке иллюстративного материала.
Автор

ВВЕДЕНИЕ

27 июня 1954 г. в г. Обнинске вошла в строй Первая в мире АЭС мощностью 5 МВт. Через тридцать лет число АЭС, введенных в эксплуатацию в 25 странах мира, уже составило 374, а их электрическая мощность достигла около 250 ГВт. Установленная мощность более чем 40 энергоблоков АЭС, действовавших к этому времени в СССР, превысила 28 ГВт. В основном это были реакторы на тепловых нейтронах — с водой под давлением (ВВЭР) и канальные реакторы с графитовым замедлителем и кипящим водным теплоносителем (РБМК). Лишь на двух АЭС нашей страны сейчас работают реакторы на быстрых нейтронах — реактор БН-350 в г. Шевченко и реактор БН-600 на третьем блоке Белоярской АЭС. Но, несмотря на небольшую долю в сегодняшней ядерной энергетике, именно с реакторами на быстрых нейтронах (быстрыми реакторами) связаны главные перспективы ее развития. Эти перспективы основываются на способности быстрых реакторов наряду с выработкой тепла, преобразуемого в электрическую энергию, осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива - плутония. Слово ’’расширенное” подчеркивает тот факт, что количество вторичного ядерного топлива, производимого в быстром реакторе, превышает количество топлива, сгоревшего в нем.
Отношение числа ядер топлива, произведенного в реакторе, к числу ядер топлива, сгоревшего в нем за то же время, называют коэффициентом воспроизводства (КВ). Необходимость воспроизводства ядерного топлива возникает в связи с тем, что природный уран на 99,3 % состоит из урана-238, не делящегося в тепловых реакторах, и лишь на 0,7 % — из урана-235, который может служить топливом в таких реакторах.
Возможны два топливных цикла, ведущих к воспроизводству ядерного топлива. В первом из них облучению нейтронами подвергается уран-238, а образующийся при захвате нейтрона его ядром уран-239 в результате β-распада превращается вначале в нептуний-239, а затем — в плутоний-239. Во втором цикле облучению нейтронами подвергается торий-232. При захвате нейтрона его ядром возникает торий-233, который опять-таки в результате β-распада превращается в палладий-233, а последний - в уран-233.
В настоящее время для быстрых реакторов разрабатывается плутониевый топливный цикл, поскольку для ториевого цикла переход на быстрые нейтроны не дает существенного эффекта.
Активная зона любого ядерного реактора содержит топливо, в свою очередь состоящее из делящихся и сырьевых нуклидов, теплоноситель, конструкционные материалы твэлов и топливных сборок. В активную зону реактора на тепловых нейтронах дополнительно вводится замедлитель. 

Взаимодействие нейтронов с ядрами замедлителя — упругое рассеяние — приводит в таком реакторе к снижению их энергии до уровня, соответствующего тепловому равновесию с ядрами среды и составляющего 0,005 —0,2 эВ. В быстром реакторе энергия нейтронов близка к тому значению, с которым они возникают при делении ядер топлива (около 1 МэВ).
В ядерном реакторе происходят процессы, приводящие к рождению и исчезновению нейтронов. Нейтроны рождаются при делении ядер топлива и исчезают в результате утечки и радиационного захвата их всеми материалами реактора. Небольшие изменения соотношения между этими процессами за счет введения, например, дополнительного поглотителя нейтронов в активную зону или извлечения его из активной зоны используются при регулировании мощности ядерного реактора. В стационарном режиме работы число рождающихся нейтронов равно числу исчезающих. Но соотношение между отдельными компонентами баланса нейтронов в быстром реакторе благоприятнее, чем в тепловом. Рассмотрим этот баланс в расчете на один нейтрон, захваченный ядром топлива. При этом выделим следующие составляющие баланса нейтронов:
число нейтронов, рождающихся при делении ядер топлива;
число нейтронов, появляющихся при делении урана-238;
число нейтронов, исчезающих из реактора в результате утечки, радиационного захвата ядрами конструкционных материалов и теплоносителя;
число нейтронов, исчезающих в результате захвата ядрами урана-238 без их деления.
Первые две составляющие имеют положительный знак, две последние — отрицательный. Сумма их, как уже говорилось, в стационарном режиме работы реактора равна нулю. Таким образом, чем больше первые две составляющие и чем меньше по абсолютному значению третья, тем больше может быть значение четвертой компоненты. А так как расчет ведется на одно ядро топлива, исчезающее в результате захвата нейтрона, то оно фактически равно коэффициенту воспроизводства ядерного топлива в реакторе. Захват нейтронов ядрами урана-238 без деления последних, как сказано выше, ведет к возникновению ядер нового делящегося изотопа — плутония-239.
В табл. 1 приведены примерные значения перечисленных компонент баланса нейтронов для тепловых и быстрых реакторов.
Таблица 1. Баланс нейтронов в тепловом и быстром реакторах

Таким образом, первая компонента баланса нейтронов возрастает в быстром реакторе по сравнению с тепловым за счет увеличения υ и падения а.
Вторая положительная компонента - деление урана-238 - в тепловом реакторе незначительна. Дело в том, что уран-238 делится только нейтронами с высокой энергией (больше 1 МэВ), а таких нейтронов в тепловом реакторе очень мало. В быстром же реакторе доля делений на сырье (уран-238) сравнительно высока.
Третья компонента - утечка, захват нейтронов всеми материалами реактора, исключая уран-238. Понятно, что она не может быть меньше одного нейтрона - того самого, захваченного топливом, по которому ведется расчет. Утечку нейтронов, захват их конструкционными материалами, теплоносителем стремятся сделать как можно меньше. В быстром реакторе для сокращения бесполезной утечки нейтронов активную зону окружают зоной воспроизводства — экраном, состоящим из урана-238. В нем дополнительно воспроизводится и накапливается ядерное топливо. На практике третья компонента баланса нейтронов оказывается не меньше 1,2. В итоге КВ ядерного топлива может достигать для быстрого реактора значения 2, для теплового реактора (ВВЭР) 0,6 - 0,7. Для быстрого реактора с металлическим топливом КВ больше, чем для быстрого реактора с оксидным топливом. Кислород оксидного топлива несколько замедляет нейтроны, чего нет в металлическом топливе.
В системе т последовательных реакторов, имеющих некоторый КВ и использующих природное и воспроизведенное топливо, на каждый 1 кг урана-235 можно сжечь 1 + КВ + КВ2 + КВ3 + ... + КВm кг топлива. Если КВ < 1, то сумма достаточно большого числа членов этого ряда стремится к 1/(1—КВ). Для КВ > 1 эта сумма неограниченно растет с увеличением числа реакторов. Следовательно, быстрые реакторы в принципе позволяют сжечь весь доступный для извлечения из природных запасов уран. Тепловые же реакторы могут сжечь лишь часть этого урана, равную ϵ235 /(1 - КВ) ~ 2 %, где ϵ235 = 0,7 % - доля урана-235 в естественном уране.
В быстром реакторе важно получить не только большой коэффициент воспроизводства ядерного топлива, но и высокий темп его накопления. Последний же определяется как КВ, так и числом актов деления в топливе в единицу времени и, следовательно, энергонапряженностью активной зоны или удельной нагрузкой топлива. Темп воспроизводства ядерного топлива в быстрых реакторах принято характеризовать такой величиной, как время удвоения Т2. Это время, за которое совокупная мощность или число быстрых реакторов в системе удваивается, если предполагать, что все избыточное топливо, накапливаемое в существующих реакторах, используется для строительства следующих реакторов такого же типа. В первом приближении можно считать, что время удвоения обратно пропорционально произведению удельной нагрузки топлива в реакторах QТ на избыточный КВ, т.е. QТ (КВ-1).
Конечно, Т2 зависит и от других параметров реакторов и системы в целом — таких, как глубина выгорания топлива, время переработки топлива на заводе после выгрузки его из реактора, относительные потери при этой переработке. Суть дела состоит в том, что высокий темп наработки ядерного топлива можно получить лишь в том реакторе, где большой КВ сочетается с высокой энергонапряженностью. Эти условия приводят к разноречивым требованиям, т.е. те меры, изменения в конструкции, которые могли бы послужить повышению КВ, мешают подъему энергонапряженности активной зоны и наоборот. Поиск компромиссов оказывает влияние на параметры, важные для динамики и безопасности этих реакторов.
При выборе характеристик быстрого реактора стремятся сохранить максимально жесткий энергетический спектр нейтронов. Правда, обсуждались проекты с искусственным смягчением спектра с целью повышения безопасности реактора, но эти меры были признаны неоправданными.
Для исключения существенного замедления и паразитного захвата нейтронов необходимо уменьшать до минимума относительное содержание конструкционных материалов и теплоносителя в активной зоне, а также ограничивать их выбор материалами с небольшими значениями соответствующих сечений. Повышения энергонапряженности активной зоны можно достичь, напротив, увеличением количества теплоносителя, прокачиваемого через активную зону, т.е. увеличением проходного сечения для теплоносителя и его объемной доли. При выборе теплоносителей для быстрого реактора в качестве претендентов рассматривались жидкие металлы и их сплавы (натрий, натрий—калий, литий), газы (гелий, диоксид углерода и другие диссоциирующие газы) и даже водяной пар. В настоящее время разработчики быстрых реакторов во всех странах мира отдают предпочтение натрию. Натрий как теплоноситель обладает превосходными физическими и теплофизическими свойствами. Он сравнительно слабо замедляет и захватывает нейтроны. Правда, его объемная теплоемкость в 4 раза ниже теплоемкости воды, но зато он обладает почти на два порядка более высокой теплопроводностью и соответственно гораздо более интенсивной теплоотдачей. Одно из самых важных его преимуществ состоит в том, что его температура кипения при атмосферном давлении составляет около 900 °C.  Это дает возможность использовать в корпусе быстрого реактора практически атмосферное давление. Это сразу же снимает наиболее тяжелую проблему обеспечения безопасности АЭС, решение которой в тепловых реакторах с их высоким давлением в первом контуре (16 МПа) требует значительных усилий и затрат, проблему разгерметизации, разрыва первого контура. Это также создав предпосылки для более благоприятной радиационной обстановки в быстрых реакторах, чем на тепловых: с увеличением давления в первом контуре увеличиваются как вероятность разрывов и течей контура, так и тяжесть их последствий. В быстрых реакторах даже малые разрывы и течи чрезвычайно маловероятны.
Указанные преимущества натрия как теплоносителя позволяют также использовать высокие параметры паросилового цикла АЭС с быстрыми реакторами. Эти параметры выбираются фактически такими же, как  в традиционной, неядерной энергетике. Температура натрия на выходе из современного быстрого реактора составляет 550 °C. Несмотря на это, энергонапряженность активной зоны быстрого реактора с оксидным топливом может достигать 900-1000 МВт/м³ при объемной доле натрия в ней около 30 %. Оптимальное значение энергонапряженности активной зоны обычно оказывается ниже приведенного выше значения. Так, средняя энергонапряженность активной зоны реактора БН-600 составляет 550 МВт/м³. Для сравнения можно сказать, что средняя энергонапряженность активной зоны реактора ВВЭР-1000 составляет 110- 115 МВт/м³.
При использовании в быстром реакторе металлического топлива ограничения по температурам в центре твэлов и в месте контакта топлива с оболочками не позволяют достичь столь же высокой энергонапряженности активной зоны при достаточно высокой выходной температуре теплоносителя, как для оксидного топлива. В этом случае приходится или снижать выходную температуру на 100 °C и более, или уменьшать энергонапряженность, увеличивать объемную долю теплоносителя в активной зоне.
В настоящее время ведутся проработки схем ядерно-энергетических установок, позволяющих соединить воедино достоинства металлического и высокотемпературного керамического видов топлива.
Переход с оксидного топлива на более плотное керамическое топливо - карбидное или нитридное - пока представляется проблематичным.
Ограничение объемной доли натрия в активной зоне достигается сокращением зазоров между твэлами и увеличением подогрева натрия. Этот подогрев в отдельных каналах активной зоны быстрого реактора может достигать 250 - 300 °C, а в среднем по реактору - 170 - 200 °C. Поэтому в переходных процессах даже при небольших отклонениях мощности возникают существенные изменения температуры на выходе из реактора. Эти изменения, в свою очередь, могут привести к появлению значительных термических напряжений в элементах конструкции. Проблема термических напряжений усугубляется тем, что в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем в качестве основного конструкционного материала первого контура используется аустенитная нержавеющая сталь со сравнительно низкой теплопроводностью и высоким коэффициентом термического расширения. Высокая теплоотдача к натрию также способствует появлению больших термических напряжений в омываемых им элементах установки. В связи с этим приходится предусматривать меры для снижения нестационарных термических напряжений как при разработке конструкций реактора, теплообменного оборудования, так и при выборе режимов работы установки, системы ее автоматического регулирования.
Нужно сказать, что проблема нестационарных термических напряжений возникает не только в быстрых реакторах, но и практически в любой энергетической высокотемпературной установке. В ВВЭР она смягчается небольшим подогревом воды в реакторе (30 °C), менее интенсивной теплоотдачей к воде и пару, чем к жидкому натрию, но существенно ужесточается большими толщинами корпусов.
Высокая энергонапряженность активной зоны быстрого реактора требует очень развитой поверхности теплоотвода от топлива к теплоносителю. Поэтому диаметры твэлов быстрых реакторов невелики: 6-7 мм по наружной поверхности оболочки при толщине последней 0,4 мм. Это почти в 1,5 раза ниже, чем для твэлов ВВЭР (9-10 мм) и в 2 раза ниже, чем для твэлов РБМК (13, 5 мм). Ниже будет показано, что постоянная времени, характеризующая тепловую инерционность активной зоны, пропорциональна квадрату диаметра твэла. Отсюда можно заключить, что активная зона теплового реактора существенно инерционнее быстрого.
Энергонапряженность топлива в быстром реакторе настолько велика, что даже при таких небольших диаметрах удельная нагрузка их твэлов составляет 500 — 600 Вт/см. Поэтому номинальная температура оксидного топлива в центре твэла составляет около 2000 °C, максимальная температура оболочек твэлов может достигать 700 °C. Конструкционные материалы твэлов и ТВС быстрого реактора должны обеспечивать их работоспособность при таких температурах. В энергетическом спектре нейтронов быстрого реактора сечения радиационного захвата всех ядер относительно малы, что значительно расширяет возможности выбора конструкционных материалов активной зоны быстрого реактора по сравнению с тепловым реактором. В частности, здесь нет ограничений в использовании нержавеющей стали, которая в активной зоне тепловых реакторов практически не применяется. Конструкционные материалы хорошо совместимы как с топливом, так и с натрием. Это позволяет в принципе исключить опасные явления, подобные пароциркониевой реакции с образованием водорода, которая возможна при повышении температуры в тепловом реакторе.
Нужно учитывать тяжелые условия работы твэлов быстрого реактора как в нормальных, так и в аварийных режимах. Отклонения температур и напряжений в твэлах быстрого реактора в аварийных режимах сравнительно велики, что объясняется большим подогревом теплоносителя в нем. В связи с этим он предъявляет повышенные требования к быстродействию аварийной защиты (АЗ), точности настройки ее каналов. Эти требования без каких-либо трудностей удовлетворяются современными техническими средствами.
Известно, что действие нейтронного облучения на материалы проявляется в трех эффектах: радиационном охрупчивании, радиационной ползучести и распухании. Все эти эффекты несомненно сказываются на безопасности эксплуатации реактора, поскольку в значительной мере определяют поведение, работоспособность твэлов, ТВС, элементов системы управления и защиты, активной зоны в целом в стационарных и переходных режимах. В частности, прочностные характеристики твэлов определяют предельно допустимые отклонения всех входных параметров реактора и, следовательно, сказываются на требованиях к быстродействию, эффективности и другим параметрам АЗ. Распухание материалов оболочек твэлов рассматривалось в качестве одной из возможных причин блокировки проходного сечения для натрия в ТВС с последующим повышением температуры натрия и даже его закипанием. В настоящее время и расчеты, и измерения отработавших ресурс твэлов, извлеченных из действующих быстрых реакторов, показывают, что распухание не может привести к существенному снижении расхода теплоносителя через ТВС. Однако нельзя оспаривать его отрицательную роль, которая может проявиться в снижении порога повреждаемости твэлов в аварийных условиях.
Из-за малого сечения деления урана и плутония быстрыми нейтронами критическая масса быстрого реактора существенно превосходит критическую массу теплового реактора равного объема. Однако объем активной зоны теплового реактора при равной мощности значительно превосходит объем активной зоны быстрого реактора. Кроме того, в связи с существенным отравлением теплового реактора осколками деления в нем необходимо иметь больший запас топлива на выгорание. Поэтому загрузки делящегося материала в эти реакторы при условии равенства их мощностей различаются мало.
Несмотря на это, активная зона быстрого реактора, по мнению некоторых исследователей, требует повышенного внимания в целях предотвращения образования вторичной критической массы при аварийном разрушении или расплавлении топлива. Это объясняется компактность активной зоны быстрого реактора, большим обогащением топлива в ней. По современным представлениям, которые базируются на успехах в разработке конструкции быстрых реакторов и которые отражены в нормативных документах СССР и других стран, такие аварии нужно рассматривать в качестве гипотетических, возможность их исключается проектом реактора.

Остановимся теперь на параметре, значения которого в быстром и тепловом реакторах существенно отличаются друг от друга, на время жизни мгновенных нейтронов. На первых порах это отличие казалось очень важным с точки зрения безопасности реактора. Действительно, большая энергия, скорость нейтронов в быстром реакторе приводят к тому, что средний промежуток времени от появления их в акте деления до захвата ядрами материалов активной зоны и рождения нейтронов следующего поколения оказывается на 4—5 порядков меньшим, чем в тепловом реакторе. В тепловом реакторе этот промежуток времени - среднее время жизни мгновенных нейтронов — составляет 10-5 с, в быстром — 10-7 —10-8 с. Но на практике указанное различие не привело к сколько- нибудь серьезным проблемам. Это связано с тем, что во всех возможных аварийных случаях реактивность значительно меньше эффективной доли запаздывающих нейтронов 0. А в этих условиях изменения нейтронного потока и, следовательно, мощности реактора определяются в основном запаздывающими нейтронами, среднее время жизни которых и в тепловом и в быстром реакторах достаточно велико - около 10 с. Поэтому указанное различие оказывается существенным лишь в гипотетических аварийных ситуациях с большими отклонениями реактивности и разгоном реактора на мгновенных нейтронах.
Следует сказать несколько слов о различной природе температурных эффектов реактивности в быстром и тепловом реакторах. В быстром реакторе достаточно большого объема (больше 2000 л), несмотря на относительно малое число резонансных нейтронов, именно они дают основной вклад в температурные эффекты реактивности. Главную роль играют захватные резонансы и эффект Доплера на сырье. Но необходимо учитывать аналогичные резонансы на конструкционных материалах, а также делительные резонансы на топливе. Следующие по абсолютному значению составляющие температурных эффектов реактивности в быстром реакторе обусловлены изменением плотности теплоносителя и вытеснением его из активной зоны, изменением размеров реактора.
В тепловом же реакторе главные составляющие температурных эффектов реактивности обусловлены отклонениями от исходного значения плотности замедлителя и соответствующим изменением энергии нейтронов. Время проявления этих эффектов может быть большим. Абсолютное значение температурного коэффициента реактивности в ВВЭР на порядок, а в РБМК в 1,5-2 раза больше, чем в быстром реакторе. Тем не менее быстрый реактор, как будет показано ниже, очень хорошо и устойчиво работает в режиме саморегулирования и прост в управлении. Одна из причин этого состоит в том, что средний свободный пробег быстрых нейтронов значительно больше, чем тепловых. Вследствие этого части активной зоны в быстром реакторе в нейтронно-физическом отношении больше связаны между собой, чем в тепловом. Поэтому в быстром реакторе пока не возникало проблемы пространственной неустойчивости. Перекосы поля энерговыделения в нем при самых разнообразных перемещениях стержней управления очень невелики. В тепловых же реакторах эти перекосы могут быть весьма значительными - вплоть до возникновения локальной надкритичности. Борьба с пространственной нестабильностью приводит к существенному усложнению системы их автоматического регулирования.

 Говоря о различиях тепловых и быстрых реакторов, нельзя не остановиться на проблеме отвода остаточного тепловыделения. Остаточное энерговыделение и в быстром, и в тепловом реакторах обусловлено β и γ-распадом продуктов деления, а также продуктов радиационного за хвата нейтронов. После вывода реактора на заданный уровень мощности концентрация указанных продуктов постепенно возрастает и достигает максимального установившегося значения, когда число распадающихся ядер становится равным числу вновь возникающих. Постоянные распада осколков деления лежат в диапазоне от долей секунды до нескольких миллионов лет. Поэтому по некоторым из них указанного равновесия достичь практически невозможно. Однако если в качестве критерия выбрать совокупную мощность энерговыделения, генерируемую за счет распада, то с достаточной точностью можно считать, что стационарное состояние достигается уже через 100 ч работы реактора. При этом и в тепловом, и в быстром реакторах составляющая мощности энерговыделения, обусловленная распадом осколков деления и продуктов радиационного захвата, составляет 6—6,5 % номинальной мощности. Невелика разница и в темпах спада остаточного энерговыделения во времени после их остановки. В связи с этим, несмотря на большую энергонапряженность быстрых реакторов, отвод остаточного энерговыделения от них не создает каких-либо дополнительных проблем. Более того, этот отвод осуществляется достаточно просто из-за прекрасных теплофизических свойств натрия как теплоносителя, большой теплоемкости контуров. В этой проблеме еще раз проявляется преимущество низкого давления в натриевых контурах быстрого реактора. Здесь не возникает трудностей, обусловленных быстрой потерей теплоносителя при разрыве контура, как в тепловых реакторах. В последних приходится предусматривать меры для ограничения и восполнения этих потерь с целью отвода остаточного энерговыделения после такого разрыва.

В итоге можно сделать вывод, что быстрые реакторы не только наиболее перспективны в ядерной энергетике из-за возможности расширенного воспроизводства ими ядерного топлива, но и по своим характеристикам обещают стать в ней одним из наиболее безопасных и удобных в управлении типов реакторов. Это очень важно, поскольку в будущем по мере развития ядерной энергетики и неизбежного ужесточения соответствующих требований затраты на безопасность будут непрерывно возрастать. Поэтому она будет приобретать все больший вес при сравнительных оценках различных ядерных реакторов.
Идея создания быстрых реакторов родилась около сорока лет назад. Это время ушло главным образом на исследования физики быстрых нейтронов, освоение технологии натрия как теплоносителя, поиск конструкционных материалов, выбор топлива. Поэтому быстрые реакторы еще не успели продемонстрировать всех своих преимуществ. Главное — они пока более дорогостоящи, чем тепловые реакторы. Но усилиями ученых, конструкторов и проектировщиков в СССР и за рубежом разница в их стоимости снижается. Эти усилиям должны благоприятствовать указанные выше обстоятельства.
Первые быстрые реакторы как в СССР (БР-1, БР-2), так и  за рубежом — в США (CLEMENTINE) и Великобритании (ZEPHYR. ZEUS), представляли собой по сути дела физические сборки небольшого объема, на которых исследовались их нейтронно-физические характеристики. Затем наступило время сооружения экспериментальных быстрых реакторов с натриевым охлаждением. Этот этап имел различную продолжительность в разных странах, в некоторых из них сооружение экспериментальных быстрых реакторов продолжается до сих пор. Перечень экспериментальных быстрых реакторов включает в себя: в США — EBR-I (0,2 МВт(э), 1951 г.], ’’Энрико Ферми” (61 МВт(э), 1963 г.], EBR-II (20 МВт(э), 1965 г.], FFTF (400 МВт(т), 1979 г.]; В СССР - БР-5 (БР-10) (5-8 МВт(э), 1958 г.], БОР-60 [60 МВт(т), 1969 г.]; в Великобритании — DFR [15 МВт(э), 1962 г.]; во Франции - Рапсодию [40 МВт (т), 1967 г.]; в ФРГ - KNK-II [21 МВт(э), 1977 г.]; в Японии - JOYO [100 МВт(т), 1977 г.]; в Индии — FBTP [15 МВт(э), 1986]; в Италии — РЕС [140 МВт (т), сооружается].
Практические сведения, накопленные при их эксплуатации, позволили приступить к сооружению энергетических быстрых реакторов. Первым из них стал советский реактор БН-350, запущенный в июле 1973 г. в г. Шевченко. Меньшая часть его мощности предназначена для выработки 150 МВт электрической энергии, а большая — для производства 120000 т/сут пресной воды посредством опреснения морской воды. Вслед за БН-350 в 1974 г. вошли в строй реакторы PFR в Великобритании и ’’Феникс” во Франции. Электрическая мощность каждого из них составляет 250 МВт. Следующий советский быстрый реактор с натриевым охлаждением БН-600 был введен в эксплуатацию в апреле 1980 г. на Белоярской АЭС. Его электрическая мощность составляет уже 600 МВт. Во Франции в 1986 г. запущен реактор ’’Супер Феникс”. Его электрическая мощность составляет 1200 МВт. В настоящее время в ФРГ идет строительство быстрого реактора SNR-300 электрической мощностью 327 МВт и реактора в Японии MONJU мощностью 300 МВт.
В процессе разработки и сооружения первых энергетических быстрых реакторов проходили сравнение, отбор различные концепции, варианты конструкции реактора, теплообменного оборудования, установки в целом. Этот отбор продолжается и сегодня. В частности, нельзя считать решенным вопрос о том, какой должна быть компоновка первого контура быстрого реактора - интегральной (баковой) или петлевой. В раз. личных странах есть сторонники и того и другого вариантов. Их исследования и разработки позволяют выдвигать все новые доводы и аргументы в пользу каждого из них. В СССР лишь реактор БН-350 имеет петлевую компоновку и первого, и второго контуров. Реактор БН-600 выполнен уже с интегральной компоновкой первого контура. Такая же компоновка предусматривается в проектах советских реакторов следующих поколений - БН-800 и БН-1600. Интегральная компоновка в настоящее время полностью преобладает также во французских и английских проектах. Петлевая компоновка сохраняет свои позиции в проектах США, ФРГ и Японии.
Мощность единичных блоков АЭС с реакторами на быстрых нейтронах в проектах ведущих в этой области техники стран — СССР, Франции, Великобритании - достигли 1200-1600 МВт. Планируется все более широкое строительство таких электростанций. Поэтому в процессе разработки реакторов на быстрых нейтронах, как, впрочем, и тепловых реакторов, возрастают объем и качество работ, направленных на исследования и обоснование безопасности их эксплуатации.
На первых порах при разработке проекта реактора БН-350 исследования безопасности его эксплуатации помимо обоснования работоспособности всех его элементов в нормальных режимах работы включали в себя анализ всех предполагаемых аварийных ситуаций. Перечень этих ситуаций получали путем перебора отказов основных агрегатов, узлов установки, наложений этих отказов, сколько-нибудь вероятных с точки зрения специалистов. Но в дальнейшем с увеличением числа проектируемых блоков, расширения спектра технических решений, используемых при создании быстрых реакторов, возникла необходимость каким-то образом формализовать работу по обоснованию безопасности их эксплуатации, регламентировать ее определенными документами. Эта формализация была направлена против просмотров и ошибок в работе, а также должна была способствовать упрощению и повышению качества экспертизы проектов контролирующими органами. Такой же путь в своем развитии исследования безопасности прошли применительно не только к быстрым, но и к тепловым реакторам.
Формализация указанных работ потребовала подготовки нормативных документов, и такие документы были созданы. Главными из них являются ’’Правила ядерной безопасности” (ПБЯ-74), выпущенные в 1974 г., и ’’Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации” (ОПБ-82), изданные в 1982 г. Эти документы регламентируют характеристики систем ядер ного реактора, ответственных за его безопасность, исследования безопасности в процессе проектирования и пуска реактора, меры по обеспечению его безопасности в процессе эксплуатации. Они содержат организационные и технические требования, выполнение которых является необходимым условием обеспечения безопасности АЭС. ПБЯ-74 целиком, а ОПБ-82 в основной своей части содержат требования, общие для всех типов реакторов. Лишь в специальных разделах ОПБ-82 приведены дополнительные требования по обеспечению безопасности для АЭС с реакторами разных типов и назначений.
АЭС считается безопасной в том случае, если техническими средствами и организационными мерами обеспечивается ограничение в допустимых пределах облучения ее персонала и населения, а также содержания радиоактивных продуктов в окружающей среде при нормальной эксплуатации и всех возможных авариях. Предельно допустимые дозы облучения персонала и населения, допустимое содержание радиоактивных продуктов в окружающей среде устанавливаются нормами радиационной безопасности (НРБ-76).
Очень важным является вопрос о перечне нарушений работы оборудования, систем АЭС, их совпадениях и наложениях, которые должны приниматься во внимание при исследованиях безопасности. Перечень исходных событий возможных аварий разрабатывается генеральным проектировщиком, главным конструктором и научным руководителем станции на основе инженерного анализа всех ее элементов с использованием принципа единичного отказа. При необходимости этот анализ должен учитывать данные о надежности указанных элементов, однако вывод о возможности того или иного отказа в используемых в настоящее время методиках носит детерминированный характер: да или нет. Вероятностные методы анализа безопасности только лишь начинают внедряться в практику проектирования АЭС.
Таким образом, каждое исходное событие — это единичный отказ в системах станции, внешнее событие или ошибочное действие персонала, которое может привести к нарушению пределов ее безопасной эксплуатации. Исходное событие включает в себя также все зависимые отказы, являющиеся его следствием. Развитие всех исходных событий должно быть подробно исследовано расчетным, а при необходимости и экспериментальным путем с целью определения необходимых мер и средств обеспечения безопасности станции. Результаты исследования излагаются в ’’Техническом обосновании безопасности сооружения и эксплуатации атомной станции”, которое включается в состав ее проекта, рассматривается и согласуется органами государственного надзора за безопасностью АЭС.
ОПБ-82 предписывают следующий порядок учета сопутствующих отказов в системах безопасности станции, т.е. в системах, предназначенных для предупреждения аварий и ограничения их последствий: в проекте атомной станции должны быть предусмотрены технические средства и организационные меры, обеспечивающие безопасность при любом из учитываемых проектом исходных событий с наложением одного не зависимого от исходного события отказа любого из следующих элементов систем безопасности: активного элемента или пассивного, имеющего механические движущиеся части. При этом под активными элементами понимают такие элементы, функционирование которых зависит от нормальной работы другого устройства, например управляющего прибора, энергоисточника. Пассивные же элементы — это те элементы, функционирование которых не зависит от нормальной работы других устройств.
Дополнительно к отказу одного из указанных выше элементов должны быть учтены необнаруженные заранее отказы не контролируемых при эксплуатации АЭС устройств, влияющих на развитие аварий. В отдельных случаях, когда показан высокий уровень надежности таких устройств, их отказы могут не учитываться.
Очень высокие требования предъявляются при этом к управляющим системам безопасности. Многоканальность этих систем и независимость каналов должны быть таковы, чтобы любые единичные отказы в них, в том числе отказы по общей причине, не нарушали их работоспособности.
Контроль и управление реактором и другими системами АЭС в нормальных и аварийных режимах работы производятся с блочного щита управления. Должна быть предусмотрена возможность приведения в действие систем безопасности и получения информации о состоянии реактора с резервного щита управления, если по каким-либо причинам (пожар и т.п.) этого нельзя сделать с блочного щита.
При проектировании активной зоны заранее устанавливаются допустимые число и степень повреждения твэлов и связанные с этим уровни радиоактивности теплоносителя первого контура. Эти уровни используются при определении необходимых характеристик радиационной защиты. Вместе с тем, характеристики активной зоны, конструкция реактора и другого оборудования первого контура должны исключать возможность образования критической массы при любых авариях, в том числе и приводящих к разрушению активной зоны или расплавлению топлива. Если это условие невозможно выполнить, то в проекте необходимо показать, что разрушение активной зоны или плавление топлива, приводящие к критичности, не происходят при дополнительных отказах в системах безопасности и дополнительных требованиях, зависящих от типа реактора. Для быстрых реакторов пока не удается доказать невозможность: образования критической массы при аварийном расплавлении в них ядерного топлива. Поэтому в разделе ОПБ-82, содержащем дополнительные; требования по безопасности для АЭС с реакторами разных типов и назначений, для быстрых реакторов предписывается обосновать невозможность расплавления или разрушения активной зоны, приводящих к образованию критической массы, если дополнительно к указанным выше отказам возникает отказ еще одного активного элемента или устройства системы безопасности. В связи с этим в некоторых системах предусматривается дополнительное резервирование ответственных элементов.
В качестве максимальной проектной аварии (МПА) для быстрых реакторов требуется рассмотреть независимо друг от друга одну из двух аварий: разрыв трубопровода первого контура на участке, не имеющем страховочного кожуха; сужение или забивание проходного сечения для теплоносителя в отдельной ТВС за счет распухания материалов, оседания примесей из теплоносителя или попадания в реактор посторонних предметов, приводящие к снижению расхода теплоносителя через эту сборку и к повреждению или плавлению твэлов в ней с распространением повреждений на один ряд окружающих ТВС. Конструкция реактора, характеристики активной зоны в настоящее время выбираются такими, что перечисленные выше причины повреждения ТВС оказываются практически невозможными. Тем не менее указанная МПА с плавлением топлива в ТВС постулируется в проектах быстрых реакторов впредь до построения достаточно строго доказательства ее невозможности. В этом отношении наглядна судьба МПА, рассматривавшейся 15-20 лет тому назад в проектах зарубежных быстрых реакторов: отключение всех циркуляционных насосов первого контура с одновременным полным отказом АЗ. Расчеты показали, что вероятность такой аварии чрезвычайно низка. Поэтому в ряде стран, развивающих проекты быстрых реакторов, указанную аварию решено перевести в разряд гипотетических, что отражено в соответствующих документах.
Обоснование безопасности станции завершается в период ее физического и энергетического пусков, по программам которых проводятся эксперименты, позволяющие подтвердить достоверность и точность расчетно-теоретических исследований, определить те параметры реактора и других элементов установки, которые не могли быть найдены только лишь расчетом.
Задача настоящей книги - дать представление об объеме и методах исследований переходных и аварийных режимов работы быстрых реакторов, которые необходимы для доказательства их безопасности. Книга адресована эксплуатационному персоналу АЭС, который становится все более активными полезным помощником научного руководителя, главного конструктора, генерального проектировщика на всех этапах этих исследований. Основное внимание в изложении уделяется физике явлений, параметрам, характеризующим их с точки зрения безопасности. Методы расчета и теоретические модели упрощены и приводятся для того, (чтобы, с одной стороны, опираться на них в истолковании полученных результатов, а с другой стороны, дать читателю средства для самостоятельных оценок.
В описании переходных и аварийных режимов работы быстрых реакторов неизбежно придется касаться их конструкции, технологических схем, режимов нормальной эксплуатации. Чтобы не отсылать читателя к другим источникам, эти вопросы кратко освещаются в первой главе. Далее в ней излагаются методы приближенных расчетов переходных процессов в элементах ЯЭУ. Вторая глава посвящена анализу аварийных ситуаций на быстрых реакторах.

 
Таблица 2. Основные параметры реакторов БН-350, БН-600