Даже краткое описание аварийных и переходных процессов позволяет выделить факторы, обеспечивающие безопасность эксплуатации быстрых реакторов.
Низкое давление в жидкометаллических контурах, высокая температура кипения натрия, охлаждающего быстрый реактор, практически исключают аварии с выбросом существенного количества радиоактивных продуктов за пределы первого контура. Эти же обстоятельства упрощают решение проблем аварийного теплоотвода от реактора. Эксплуатационные выбросы радиоактивных продуктов на АЭС с быстрыми реакторами меньше, чем на станциях с реакторами других типов.
Конструкционные материалы активной зоны позволяют использовать высокие параметры паросилового цикла АЭС. Эти материалы хорошо совместимы с топливом и теплоносителем и исключают опасные явления, подобные пароциркониевой реакции, при самых высоких температурах, возникающих в аварийных условиях.
Максимальная проектная авария, постулируемая в настоящее время для быстрых реакторов нормативными документами (разрушение, плавление одной ТВС активной зоны с распространением повреждений на один ряд окружающих сборок) не влечет за собой тяжелых последствий. При этом расчетные и экспериментальные исследования, опыт эксплуатации говорят о чрезвычайно малой вероятности такой аварии.
Аварийная защита быстрых реакторов предупреждает любые повреждения активной зоны при значительных отклонениях всех входных его параметров: при практически мгновенных скачках реактивности до (0,3-0,4), при еще больших изменениях реактивности со скоростью до (0,6-0,7)0/с, при одновременном отключении всех циркуляционных насосов, прекращении подачи питательной воды в ПГ. Отключение одной теплоотводящей петли не требует остановки реактора. Существует возможность экстренного снижения мощности быстрого реактора до уровня мощности собственных нужд за 2—2,5 мин при отделении турбогенератора АЭС от энергосистемы до заданного минимального уровня при кратковременных отключениях турбины. Эта возможность базируется на хороших маневренных характеристиках быстрых реакторов, высокой стабильности их поля энерговыделения. Решена проблема нестационарных термических напряжений в элементах конструкции быстрых реакторов, их теплообменного оборудования.
Опыт эксплуатации свидетельствует о простоте управления быстрыми реакторами как с использованием автоматических регуляторов, так и в режимах дистанционного управления, саморегулирования. При саморегулировании быстрый реактор компенсирует значительные возмущения по реактивности, расходу и входной температуре теплоносителя без опасных отклонений температур в активной зоне. При отключении всех циркуляционных насосов с одновременным гипотетическим отказом АЗ он обеспечивает эффективное самогашение энерговыделения в активной зоне. При полной остановке насосов для исключения закипания натрия в реакторе достаточно ввести в активную зону поглощающий стержень с эффективностью (0,5-0,6). Если же после отключения насосы, как это предусмотрено схемой управления, переходят на минимальные частоты вращения с энергопитанием от надежных источников, то закипание натрия исключается без ввода каких-либо поглощающих стержней. Отказ АЗ здесь фактически невозможен, так как она инициируется 6-12 независимыми каналами.
Хорошие теплофизические свойства натрия в сочетании с указанными выше обстоятельствами позволяют гарантировать надежное аварийное расхолаживание быстрых реакторов. В системах их аварийного расхолаживания с успехом используется естественная циркуляция теплоносителя через реактор, выбег циркуляционных насосов и турбогенераторов, аккумуляция тепла в контурах.
Все сказанное свидетельствует о том, что быстрые реакторы могут стать в ядерной энергетике одним из наиболее безопасных типов реакторов. Задача эксплуатации состоит в реализации достоинств, заложенных в характеристики, конструкции и технологические схемы быстрых реакторов, в оптимизации режимов их работы, извлечении из опыта сведений, полезных для проектирования будущих установок.
В работе персонала АЭС неизбежно принятие решений в нестандартных ситуациях, определение последствий тех или иных режимных усовершенствований и изменений. В качестве подспорья в этой работе предлагается несколько инженерных методик для расчета кинетики реактора относительно реактивности или мощности, нестационарного теплообмена в реакторе, теплообменных аппаратах, трубопроводах, смесительных камерах, нестационарной гидравлики, нестационарных термических напряжений в элементах конструкций в упругой и упругопластической постановках. Часть методик основана на приближенных полу аналитических решениях и позволяют вести расчет переходных процессов с большим шагом по времени до 5-10 с и более, как это требует характер процесса. Расчет может вестись с помощью самых простых вычислительных средств. Методики иллюстрированы примерами расчета и сопровождаются в приложении несколькими простыми программами, написанными на их основе для микро-ЭВМ типа ДВК, которые часто используются в учебных центрах. Программы работают в диалоговом режиме и могут применяться в качестве простейшего тренажера при изучении кинетики ядерного реактора с обратной связью по реактивности и без таковой.
Результаты даже подобных приближенных расчетных оценок и эксплуатационных наблюдений могут с большой пользой дополнять друг друга.
Список литературы
- Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах/ Ю.Е. Багдасаров, М.С. Пинхасик, И.А Кузнецов и др. М.: Атомиздат, 1969.
- Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1985.
- Уолтер А.Е., Рейнольдс А.Б. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1986.
- Джадд А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1984.
- Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984.
- Орлов В.В. Реакторы на быстрых нейтронах// Атомная энергия. 1974. Т. 36. Вып. 5.
- Кузнецов И.А., Леончук В.Н. Математическая модель быстрого реактора для расчета нестационарных режимов его работы на ЭЦВМ. Препринт ФЭИ-834, Обнинск, 1978.
- Решение вопросов безопасности быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем на разных этапах их освоения/ Л.А. Кочетков, Ю.Е. Багдасаров, И. А. Кузнецов и др.// Атомная энергия. 1981. Т. 50. Вып. 4.
- Багдасаров Ю.Е., Кузнецов И.А. Расчетные исследования нестационарных и аварийных режимов работы быстрых реакторов и их роль в обеспечении безопасности// Атомная энергия. 1982. Т. 52, Вып. 1.
- Кузнецов И.А., Багдасаров Ю.Е., Ашурко Ю.М. Роль физических характеристик быстрого реактора в ограничении последствий максимальной проектной аварии// Атомная энергия. 1983. Т. 54. Вып. 2.
- Обеспечение безопасности при эксплуатации АЭС с быстрыми реакторами в СССР/ Ю.Е. Багдасаров, И.А. Кузнецов, В.Н. Иваненко, И.А. Ефимов// Атомная энергия. 1983. Т. 55. Вып. 6.
- Кузнецов И.А., Багдасаров Ю.Е., Ветошкин В.А. и др. Исследование динамики и безопасности реактора БН-600 и его систем с помощью аппаратуры СДИ-2// Атомные электрические станции. М.: Энергоатомиздат, 1984. Вып. 7.
- Казачковский О.Д. Состояние и перспективы развития АЭС с быстрыми реакторами// Атомная энергия. 1984. Т. 56. Вып. 6.
- Анализ максимальной проектной аварии в активной зоне быстрого реактора/ Ю.К. Букша, Ю.Е. Багдасаров, Л.М. Забудько, И.А. Кузнецов// Атомная энергия, 1985. Т. 59. Вып. 2.
- Митенков Ф.М., Чирков В.А. Физические основы управления ЯЭУ. Горький: изд. ГПИим. А.А. Жданова. 1979.
- Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1984.
