Одной из важнейших задач системы аварийной защиты реактора является обеспечение отвода остаточного тепловыделения. После прекращения цепной реакции деления тепловая мощность реактора уменьшается, как показано на рис. 14.4. Источниками остаточного тепловыделения служат осколки деления, а также β-излучение 239U и 239Np, радиоактивные материалы (натрий, сталь) и актиниды с большим атомным номером, например 242Сm (см. § 16.5).
Рассмотрим характеристики надежности системы аварийного расхолаживания реактора CRBRP, схематически изображенной на рис. 14.5. Проектом предусмотрены три резервные системы, которые включаются в работу в случае отказа основной системы аварийного расхолаживания (пароводяного контура). Первая резервная система (б) предназначена для охлаждения парового барабана с помощью воздушных конденсаторов. Вторая система (в) осуществляет сброс пара в атмосферу за счет открыта я сбросного клапана на линии подачи пара в турбину.
1 Принцип действия устройства основан на том, что некоторые металлы теряют свои магнитные свойства при достижении определенной температуры («точки Кюри»). Такое устройство может быть использовано для автоматического ввода поглощающего материала в активную зону при повышении температуры теплоносителя.
Для подпитки парогенераторов предусмотрена резервная емкость химически очищенной воды Подача воды осуществляется тремя резервными насосами, из которых два приводятся во вращение электродвигателями, а третий имеет турбопривод. В качестве третьей резервной системы (а) используется контур перелива натрия из реактора с теплообменником «натрий—воздух».
Рис. 14 4. Остаточное тепловыделение продуктов деления в реакторе FFTF [12]. Штриховыми линиями обозначен вероятный разброс значений мощности
Применение воздушного теплообменника наряду с водяными системами расхолаживания реактора обеспечивает необходимое разнообразие систем защиты.
Рис. 14 5. Системы аварийного расхолаживания реактора CRBRP а — в системы аварийного отвода тепла; 1 — к охлаждающей системе; 2 — теплообменник системы аварийного расхолаживания с помощью бака перелива теплоносителя; 3 — натриевые насосы системы перелива, 4— бак перелива, 5 — реактор; 6 — насос первого контура; 7 — промежуточный теплообменник, 8 — пароперегреватель; 9 — насос второго контура; 10— испаритель (два модуля); 11— вторая петля, 12 — паровой барабан; 13 — рециркуляционный насос, 14 — нар на турбину; 15 — конденсаторы с воздушным охлаждением; 16 — рециркуляционный нагреватель питательной воды, 17 — подача питательной воды; 18— резервная водяная емкость; 19 -аварийные питательные насосы, 20 — подача воды из специальной линии; 21 - электродвигатели и турбины приводов насосов, 22 — третья петля
Система аварийного расхолаживания реактора «Супер-Феникс» включает в себя теплообменники «натрий—воздух», установленные на петлях второго контура, а также четыре резервные системы аварийного расхолаживания.
Каждая из этих систем представляет собой независимый натриевый контур, в который входят теплообменник «натрий—натрий», установленный в баке реактора, и теплообменник «натрий—воздух», соединенные трубопроводами. Две аналогичные системы аварийного расхолаживания предусмотрены в проекте реактора SNR-300.
Режим естественной циркуляции теплоносителя
Как указывалось в § 12.2, оборудование основных теплоотводящих контуров располагается таким образом, чтобы обеспечить режим естественной циркуляции натрия, необходимый для расхолаживания реактора в случае аварийного отключения циркуляционных насосов. Переход с принудительной на естественную циркуляцию осуществляется после остановки реактора при условии обеспечения охлаждения натрия. В соответствии с проектными характеристиками систем аварийного расхолаживания реакторов SNR-300 и «Супер-Феникс» режим естественной циркуляции в натриевых контурах с воздушными теплообменниками обеспечивает безопасный уровень температур в активной зоне, не приводящий к ее повреждению. В этой связи важен достаточно быстрый переход на режим естественной циркуляции в случае отключения насосов. Результаты экспериментальных исследований режимов остановки реакторов PFR и «Феникс», работающих на частичной нагрузке, и перехода на естественную циркуляцию теплоносителя позволяют считать, что переходный режим может быть успешно осуществлен и в случае работы реактора на номинальный мощности. Опыт, проведенный на реакторе FFTF с отключением всех циркуляционных насосов (в том числе, вентиляторов воздушных теплообменников), продемонстрировал достаточную эффективность теплоотвода за счет естественной циркуляции теплоносителя.
Г. КОЛИЧЕСТВЕННАЯ ОЦЕНКА НАДЕЖНОСТИ СИСТЕМЫ ЗАЩИТЫ
Как было сказано выше, надежность системы аварийной защиты реактора определяется рядом факторов. Для обеспечения безопасности АЭС во всех реально возможных аварийных ситуациях вероятность полного отказа системы защиты должна быть ниже допустимого значения.
В качестве основы для количественной характеристики надежности системы защиты может быть использована вероятность несчастных случаев в повседневной жизни, принятая людьми за допустимую. По данным Старра, риск, допускаемый для энергетических предприятий, составляет 20·10-6 несчастных случаев со смертельным исходом, приходящихся в год на одного человека [13]. С учетом этого Старр предложил принять допустимое значение риска для АЭС, равное 10-6, что является социально приемлемым.
Заметим, что предложенный Старром количественный показатель представляет собой вероятность гибели людей вследствие аварии реактора. Грехем и Стробридж показали, что если значение 10-6 принять в качестве вероятности отказов систем аварийной защиты, приходящихся в год на один быстрый реактор, риск, связанный с ядерной энергетикой, будет значительно меньше [15]. Предположим, что:
10-х — вероятность выброса значительного количества радиоактивных веществ за пределы защитной оболочки при аварии реактора;
Ю-4' — вероятность гибели людей вследствие облучения выброшенным радиоактивным веществом;
тогда 10-(6+z+y) — вероятность гибели людей, вызванной аварией реактора.
Это значение на несколько порядков меньше, чем 10-6. Задача по его определению ставилась при разработке концепции «барьеров безопасности» (см. гл. 13) в целях внесения в нормативные документы.
Хотя окончательно сформулированные требования к надежности систем аварийной защиты быстрых реакторов пока отсутствуют, в расчетах обычно используется значение вероятности отказа системы защиты одного реактора в год, равное 10-6, поскольку, как показано выше, это значение соответствует консервативной концепции безопасности быстрых реакторов, составляющей основу «Положения о допустимых переходных режимах, не приводящих к срабатыванию аварийной защиты», разработанного Комиссией по регулированию ядерной деятельности США [16].
