Жидкосолевые ядерные реакторы - Радиационная безопасность ЖСР

Высокая ядерная безопасность, присущая ЖСР, имеет свою обратную сторону и cопряжена с проблемами, которых нет у твердотопливных реакторов. От возможности решения этих проблем зависит радиационная безопасность ЖСР.
В отличие от твердотопливных реакторов радиоактивные материалы в ЖСР находятся в жидкой или газовой фазе при высокой температуре и циркулируют в топливном контуре и контуре системы переработки топлива. Опасность утечки радиоактивности при нарушении герметичности топливного контура здесь значительно более высокая, чем у твердотопливных реакторов при разрушении твэлов. Поэтому радиационная безопасность ЖСР в первую очередь связана с надежной герметизацией топливного контура.
Оценим влияние различных причин, которые могут привести к разгерметизации топливного контура, на примере реактора MSBR-1000 [72].

 Остаточное тепловыделение.

В ЖСР проблема отвода остаточного тепловыделения решается проще, чем дли твердотопливных реакторов при потере теплоносителя, поскольку в любом ЖСР мощность остаточного тепловыделений, приходящаяся на единицу теплоемкости топлива, по Крайней мере на порядок меньше, чем соответствующее ее значение в твердотопливных реакторах. Это связано с тем, что собственно делящиеся материалы в ЖСР растворены в большом количестве расплавленной соли-носителя, которая и выполняет по существу функцию неотъемлемого от горючего теплоносителя.

 Таблица 23
Распределение тепловыделения от радиоактивного распада продуктов деления для реактора MSBR-1000 [72]

Радиоактивные продукты деления в ЖСР, а следовательно, и интенсивность остаточного тепловыделения распределены как собственно в топливном контуре реактора, так и в контурах системы переработки топлива. Распределение продуктов деления по тракту системы отвода газов зависит от физических свойств внутренних поверхностей, локальных температурных условий, окислительно-восстановительного потенциала топливной соли и ряда других обстоятельств. В табл. 23 приведены результаты расчетов распределения остаточного тепловыделения в реакторе MSBR. Эти расчеты выполнены на основе предположения, что «благородные» металлы (элементы, от ниобия до теллура) не образуют соединений, растворимых в топливной соли, а диффундируют в виде отдельных атомов к поверхности графита или металла и высаживаются на этих поверхностях. Аналогичный процесс происходит на границах поверхности газовых пузырьков, для которых вероятность прилипания (коэффициент прилипания) к поверхностям газовых пузырьков принимается равной 0,1 и 1.
Как следует из этих расчетов, тепловыделение в системе переработки топлива достаточно умеренное, и, что еще более важно, нет видимых причин резкого его возрастания. Поэтому основной проблемой здесь является обеспечение надежности работы уже существующей системы охлаждения. Более серьезным является вопрос о том, насколько устойчив и однороден процесс осаждения радиоактивных продуктов деления на внутренних поверхностях контура переработки топлива. Другими словами, необходимо исследовать возможность возникновения локальных перегревов в системе переработки топлива. Ответ на этот вопрос может быть получен только в результате экспериментальных исследований, хотя с точки зрения безопасности он может быть, по-видимому, решен в любом случае путем создания соответствующих резервов в системе охлаждения.

Возможность отвода остаточного тепловыделения в реакторе следует оценить для двух случаев: когда топливная соль при остановке или значительном уменьшении мощности реактора остается в топливном контуре и в случае, когда она сливается в дренажный бак, имеющий аварийную систему охлаждения. В первом случае расчеты показывают, что если в течение первых 5 мин после остановки реактора работает хотя бы половина всех топливных насосов, а затем хотя бы один топливный насос, то температура топливной соли не возрастает. Если система циркуляции топливной соли отключается в момент остановки реактора, то температура в топливном контуре возрастает в течение первого часа после останова до 760°С и в течение следующего часа до 820°С. Для предотвращения дальнейшего разогрева топливная соль должна быть слита в дренажный бак. Для MSBR расчетное время слива топливной соли составляет 7 мин. Мощность остаточного тепловыделения через 7 мин после остановки реактора составляет 40 МВт (рис. 40). Система аварийного охлаждения дренажного бака обеспечивает отвод тепла от топливной соли, так что ее температура не превышает 760°С. Затем в течение нескольких дней эта температура уменьшается до величины, слепка превышающей температуру плавления соли, и поддерживается на этом уровне.
При сливе топливной соли в дренажный бак сильно изменяется тепловой режим графитовых стержней замедлителя, так как тепловыделение в такой ситуации отводится только путем лучистой теплопроводности и молекулярной теплопроводности вдоль графитовых стержней. Максимальное увеличение температуры в центре активной зоны достигается в этом случае через 14 ч после остановки реактора и составляет 1040°С. Температура корпуса реактора при этом не превышает 820°С. Этот режим обеспечивается при поддержании температуры стенок реакторного бокса на уровне 400°С.
Если слив топливной соли в дренажный бак происходит одновременно со сливом промежуточного теплоносителя, то теплообменник первого контура в результате радиоактивного распада «благородных» металлов, высадившихся на его поверхностях, разогреется до температуры 1100°С. Однако такой уровень температур графитовых стержней и теплообменника не приводит к опасности разгерметизации топливного контура.
Коррозия конструкционных материалов. Для оценки радиационной безопасности ЖСР важно представлять себе, насколько велика вероятность разгерметизации топливного контура вследствие коррозии конструкционных материалов.
При номинальном режиме работы реактора скорости коррозии достаточно малы, и в течение всего ресурса работы реактора не возникает серьезной опасности прорыва топливного контура. Больше беспокойства вызывает процесс межкристаллитного растрескивания хастеллоя в результате воздействия продуктов деления (см. § 10). Опыт эксплуатации реактора MSRE в течение 26 000 ч и некоторые теоретические оценки указывают на то, что глубина межкристаллитных трещин растет пропорционально корню четвертой степени ив времени экспозиции. В этом случае не возникает опасность разгерметизации контура для всего 30-летнего ресурса работы реактора. Однако, если глубина трещин будет расти быстрее (что заранее исключить нельзя), это может привести к серь езным проблемам надежного удержания соли в топливном контуре. Радикальным путем решения этой проблемы, конечно, явилась бы такая модификация сплава хастеллой-Ή, которая исключила бы межкристаллитное растрескивание или по крайней мере значительно снизила его. Такая постановка задачи вполне оправдана, так как, например, для аустенитных сталей межкристаллитное растрескивание под действием продуктов деления экспериментально не было обнаружено.

Химические взаимодействия.

В MSВ  используются топливная композиция и соль-теплоноситель, химически взаимодействующие как между собой, так и с водой. С точки зрения радиационной безопасности необходимо оценить возможные последствия таких взаимодействий, возникающих в результате утечек в теплообменниках, и возможность разрушения топливного или промежуточного контуров.
При разрыве одной из труб теплообменника первого контура реактора MSBR-1000 может произойти смешивание до 15 м³ соли-теплоносителя с 50 м³ топливной соли. Важно, что взаимодействие этих расплавленных солей не сопровождается сколько-нибудь значительным выделением тепла в результате экзотермических реакций и никакие компоненты солей

не выпадают в осадок. Топливная соль и NaBF4 вообще не смешиваются друг с другом, а образуют две фазы. Фториды лития и бериллия постепенно переходят в более легкую фазу—фторборат натрия, a NaF — в более тяжелую топливную фазу. U и Th при этом остаются в топливной соли. Температура плавления солей при таком взаимодействии несколько повышается, однако не настолько, чтобы это повлекло их замерзание. Наиболее неприятным моментом в рассматриваемой ситуации, по-видимому, будет образование летучих соединений BF3. Однако оценки показывают, что давление газа при этом возрастет не более чем до 5 бар.
Перемешивание топливной соли с солью-теплоносителем в промежуточном контуре (в результате рассматриваемой аварии около 1,5 м³ топливной соли смешивается с 60 м³ соли-теплоносителя) представляет еще меньшую опасность, поскольку средняя температура теплоносителя этого контура на 200°С ниже средней температуры топливной соли. Поэтому топливная соль, попавшая в контур соли-теплоносителя, будет находиться в ней в виде замороженных дисперсных частиц. Реакции обмена при этом будут идти с очень малой скоростью, и давление BF3 не превысит 0,3 бар.

При разрыве труб в парогенераторе соль-теплоноситель вступает в контакт с водой и паром. В результате химической реакции воды с NaBF4 образуется HF и гидрофторборат натрия. Сама реакция, хотя и экзотермична, но не настолько, чтобы создать угрозу разрушения контура теплоносителя. Что же касается продуктов реакции, то они значительно повышают коррозионную активность соли-теплоносителя. Наибольшую опасность при такой аварии представляет увеличе ние давления в контуре, поэтому необходимо предусмотреть надежную систему аварийного сброса питательной воды из поврежденной секции парогенератора. Соль-теплоноситель в такой ситуации должна быть слита в дренажный бак, если давление в контуре превысит допустимое значение.
Подводя итоги, можно утверждать, что химические реакции, возникающие при утечках расплавленных солей в теплообменниках ЖСР, идут не настолько интенсивно, а продукты этих реакций не настолько агрессивны, чтобы вызвать такие нарушения герметичности топливного и промежуточного контура, которые могли бы привести к неконтролируемому выходу радиоактивности из реактора.
Радиационная безопасность должна быть оценена не только в условиях нормальной работы реактора и при аварийных ситуациях, но и в случае проведения ремонтно-профилактических работ. Наличие в ЖСР радиоактивности в жидкой фазе осложняет радиационную обстановку во время ремонтных работ. Вместе с тем возможность непрерывного выведения Продуктов деления из топливной соли приводит к уменьшению ее активности и мощности остаточного тепловыделения. На рис. 41 приведены результаты расчетов изменения активности топливной соли во времени при различных периодах выведения продуктов деления [88]. 

Рис. 41. Изменение активности А топливной соли ЖСР после остановки реактора. Период выведения газообразных продуктов деления 30 мин. Время работы реактора с плотностью потока тепловых нейтронов φ=1015 нейтр./(см².с) 1 год: 1 — без выведения продуктов деления; 2 —  период выведения нелетучих продуктов деления τ=3 сут; 3 — Т=1 сут; 4 —χ=4 ч; а — прекращение экстракции продуктов деления в момент остановки реактора; б —  продолжение экстракции продуктов деления после остановки реактора

Видно, что при аварийной остановке реактора (случай а) активность топливной соли по сравнению с активностью системы, в которой выведение продуктов деления не происходит, уменьшается через один месяц в 30 раз (для времени выведения равного трем суткам). В случае б активность уменьшается в 150 раз уже через четыре дня после остановки реактора.
Снижение активности топливной соли в результате выведения продуктов деления в 100—150 раз при мощности ЖСР в 1—2 ГВт позволяет использовать для производства ремонтных работ вблизи активного контура те же подвижные защитные экраны, которые были использованы при ремонте оборудования реактора MSRE, имевшего тепловую мощность 8 МВт и работавшего без выведения негазообразных продуктов деления (см.§ 6).