§ 7.2. ТРЕБОВАНИЯ К ОБОРУДОВАНИЮ И СИСТЕМАМ С ТОЧКИ ЗРЕНИЯ ИХ БЕЗОПАСНОСТИ ДЛЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ
Решение проблемы безопасности ЭУ с ВТГР и БГР, как и других ЭУ, возможно при условии проведения комплексных исследований, на основании которых осуществляются организационнотехнические мероприятия и уточняются проектные решения, причем последние должны удовлетворять требованиям, изложенным в нормативных материалах «Общие положения обеспечения ядерной безопасности АЭС при проектировании, строительстве и эксплуатации» и «Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС...» [134, 158].
Газоохлаждаемые реакторы имеют ряд специфических особенностей и представляют новое направление в реакторостроении, вследствие чего некоторые аспекты проблемы безопасности приобретают особо важное значение. Так, реализация потенциальных возможностей ЭУ с ВТГР, прежде всего как источника ВПТ для различных энергоемких процессов, приведет к необходимости их приближения к потребителям, т. е. к размещению в густонаселенных районах крупных промышленных агломераций, что ставит особо остро вопросы экологической совместимости и безопасности эксплуатации этих установок. Поэтому задача состоит в формировании основных принципов проектирования ЭУ с ВТГР и БГР с точки зрения обеспечения безопасности реактора и производственных комбинатов, использующих непосредственно его энергию.
Безопасность ЭУ обеспечивается как ее внутренними свойствами, которые определяются в основном нейтронно-физическими характеристиками реактора и свойствами теплоносителя, так и техническими средствами безопасности (конструкционными особенностями активной зоны, оборудования, компоновкой оборудования, СУЗ, КСУРЗ и т. п.).
Внутренние свойства объекта, рассматриваемые как средства «естественной» защиты, обладают абсолютной надежностью, тогда как любое техническое средство не может быть абсолютно надежным.
По этой причине обеспечение «естественной» защиты представляется первоочередной задачей при проектировании реактора и ЭУ. Внутренние свойства объекта и специально предусматриваемые конструкционные меры должны сводить последствия возможных аварийных ситуаций к минимальным, чтобы обеспечить безопасность населения близлежащих районов, окружающей местности, обслуживающего персонала и самой установки.
Среди первой группы факторов необходимо выделить положительные свойства теплоносителя — гелия и основного конструкционного материала активной зоны — графита (для ВТГР). Отсутствие фазовых превращений и, соответственно, кризиса при кипении, меньший запас энергии при утечке из-за относительно низкой плотности, химическая инертность, слабая активируемость, незначительный вклад в реактивность активной зоны — все эти свойства поставили гелий в ряд теплоносителей, наиболее приемлемых с точки зрения обеспечения безопасности. Применение графита, карбидов, окислов металлов, имеющих высокую температуру плавления и сублимации, обеспечивает большой интервал температур: от рабочей температуры до предельно допустимой. Например, для активной зоны ВТГР имеет место весьма существенная разница между рабочей температурой микротвэлов (~ 1000° С) и допустимой (~1350°С), т. е. ВТГР работает на относительно «холодном топливе».
Применение в реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя графита позволяет создать активную зону, обладающую большим запасом до предельной температуры (температура сублимации графита ~3500° С) и значительной температурной инерционностью [теплоемкость графита ~0,5 Вт/(кг-°С)]. В совокупности с отрицательным температурным коэффициентом реактивности это свойство обеспечивает весьма благоприятное течение переходных процессов при авариях, связанных с нарушением нормальной циркуляции теплоносителя (разгерметизация, остановка устройств циркуляции газа и т. п.). Для реакторов на быстрых нейтронах при максимальной температуре оболочек твэлов 700— 750°С (если конструкционный материал оболочек — нержавеющая сталь) предельная температура оценивается в 1200—1400° С, т. е. также имеется определенный запас по температуре. Поэтому увеличение допустимой температуры твэла за счет применения более жаростойких, чем нержавеющая сталь, сплавов весьма важно для улучшения ядерно-физических характеристик реактора и повышения его безопасности [159—161].
БГР также имеет отрицательный температурный коэффициент реактивности, обусловленный в значительной мере доплеровским эффектом, но в отличие от ВТГР его активная зона обладает низкой теплоемкостью и более чувствительна к взаимному расположению и деформации кассет. Вследствие малого времени жизни нейтронов энерговыделение в активной зоне БГР при разгоне на мгновенных нейтронах значительно превышает энерговыделение в аналогичной аварийной ситуации на ВТГР, поэтому при разработке БГР должно уделяться первостепенное внимание конструкционному и схемному обеспечению эффективных мер безопасности. При разработке ЭУ с БГР и ВТГР в качестве технических мер безопасности используются: многослойные покрытия и защитные мероприятия, исключающие выход осколков деления в окружающее пространство; высокоэффективные средства и системы очистки теплоносителя от примесей и продуктов деления; интегральная компоновка оборудования в корпусах из предварительно напряженных материалов; промежуточные контуры передачи ВПТ в технологических процессах энергоемких производств; оболочки безопасности, заключающие в себе все оборудование реакторного контура и корпус из предварительно напряженного материала; две независимые системы аварийного ввода поглощающих стержней в активную зону реактора; модульная система отвода тепла от активной зоны реактора; две независимые по составу оборудования и по источникам энергопитания системы расхолаживания реактора; механизм естественной циркуляции теплоносителя для снятия тепла с активной зоны реактора при экстремальных аварийных ситуациях; КСУРЗ с использованием управляющих вычислительных систем.
Столь широкий комплекс конструкционных мероприятий, направленных на обеспечение безопасности ЭУ с ВТГР, диктуется объективной необходимостью, поскольку задачи, которые предстоит решать с помощью этого типа реакторов, очевидно, потребуют отказаться от одного из страхующих факторов безопасности — расстояния, что в свою очередь приведет к ужесточению норм безопасности. Если сегодня при проектировании АЭС рассматривается и технически решается задача локализации аварий, связанных с разрывами главных трубопроводов, то на следующем этапе, очевидно, будет рассмотрен комплекс мероприятий, локализующих последствия разрыва корпусов [162].
Обсудим принципиальную возможность осуществления основных из перечисленных мероприятий для ЭУ с ВТГР и БГР.
- Используемое в ВТГР топливо имеет многослойное (3—4 слоя) покрытие и обеспечивает низкие значения R/B для основных продуктов деления (10-5—10-7), причем микротопливо, как это указывалось выше, находится в температурных условиях, существенно более низких, чем допустимые. Графит, обладая высокой теплопроводностью, быстро поглощает тепло, выделяемое в топливе, даже при аварийных ситуациях, связанных с уменьшением теплосъема гелием. Поэтому использование микротоплива с многослойным покрытием — наиболее рациональный путь с точки зрения безопасности ЭУ с ВТГР в целом. Твэлы БГР имеют одно покрытие — металлическое, и повышение качества безопасности может решаться, например, посредством использования вентилируемых твэлов, что позволяет отводить газообразные продукты деления в специальную систему очистки и тем самым существенно снизить перепад давления на оболочке твэла и относительный выход продуктов деления в контур [(R/В)≤10-4-:-10-6].
- Интегральная компоновка значительно сокращает длину гелиевых трубопроводов, уменьшает число потенциально возможных мест утечки теплоносителя и создает более предпочтительные условия для локализации аварий. Оборудование первого контура для
БГР и ВТГР может быть скомпоновано в корпусах из предварительно напряженных чугуна или железобетона. По сравнению со стальными корпусами давления, разрушение которых наступает мгновенно, корпуса из предварительно напряженных материалов в рабочем состоянии разгружены от давления и, следовательно, находятся в более благоприятных для работы условиях. Кроме того, в отличие от цельнометаллических корпусов давления корпуса из ПНЖБ имеют склонность к «самозалечиванию» трещин, возникающих в процессе работы.
- Оболочка безопасности рассматривается как одно из основных средств защиты реакторной установки от внешних повреждений (падение самолетов, ракет и др.) и, кроме того, служит дополнительным барьером против выхода активности в окружающую среду при разгерметизации контура. Как правило, оболочка безопасности рассчитана на избыточное давление порядка 0,1 — 0,2 МПа, что обеспечивает сохранение газового теплоносителя в первом контуре при давлении, достаточном для расхолаживания реактора.
- Принцип модульности системы отвода тепла предполагает разделение первого контура на индивидуальные идентичные петли. Это позволяет сохранить работоспособность установки даже при отказе одной или нескольких петель и обеспечить расхолаживание реактора в случае различных аварийных ситуаций.
- Для БГР, активная зона которого обладает относительно малой теплоемкостью, очевидна необходимость дополнительной, резервной системы защиты, работающей на иных принципах, чем основная. Так, если в качестве основной системы АЗ приняты стержни, приводимые в действие механическим способом, то в случае их отказа ввод поглотителя в зону можно осуществить с помощью бункерного устройства с заслонкой, плавящейся при определенной температуре теплоносителя, например ~800° С. Таким образом, применение для аварийной остановки реактора двух независимых систем, построенных на различных принципах действия, существенно повышает надежность системы АЗ и всей установки в целом.
- Расхолаживание реактора может производить также специальная автономная система расхолаживания, представляющая собой многопетлевую систему с автономными средствами циркуляции теплоносителя и теплообменным оборудованием. Если по каким-то аварийным причинам отключились основные приводы главных газодувок, автономная система расхолаживания отводит тепло от активной зоны реактора, при этом предусмотрено питание электродвигателя газодувок от дизельной установки. Для поддержания удовлетворительного температурного режима при расхолаживании целесообразно, чтобы газодувки имели регулируемое число оборотов в соответствии с давлением теплоносителя в контуре и тепловой мощностью. В случае отказа и этих газодувок расхолаживание реактора при сохранении номинального давления в первом контуре может быть обеспечено с помощью использования механизма естественной циркуляции. Таким образом, надежный теплоотвод на всех режимах работы установки гарантируется резервированием рабочих петель и применением независимых источников питания.
В последние годы получил распространение метод численной оценки безопасности АЭС в терминах вероятности риска, который определяется как произведение вероятности аварии на количественную меру последствий этого события. В качестве меры последствий аварии может быть принят суммарный выход активности в окружающую среду, экономический ущерб или вероятность поражения персонала. Для газоохлаждаемых реакторов на современном уровне их разработки и применения рекомендуется оценивать риск по выходу радиоактивного нуклида 1311, измеренной в кюри, положив в основу вероятность аварии не более 10-6 на реактор в год [159].
Указанные конструкционные и схемные мероприятия направлены, прежде всего, на уменьшение вероятности возникновения аварийной ситуации при эксплуатации ЭУ. Вместе с тем ясно, что исключить полностью вероятность аварийной ситуации технически вряд ли осуществимо, в связи с чем особое значение приобретают модельные исследования различных аварийных ситуаций и динамических характеристик ЭУ.
