Другие разделы курса Атомная энергетика. Ядерные реакторы АЭС. Атомный флот

Проект БРЕСТ-ОД-300

В качестве примера инновационного реактора естественной безопасности может быть рассмотрен проект опытно-демонстрационного быстрого реактора со свинцовым теплоносителем электрической мощностью 300 МВт (БРЕСТ-ОД-300).
Использование в качестве теплоносителя химически инертного высококипящего расплавленного свинца позволяет отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. В состав реакторной установки бассейновой конструкции входят активная зона с отражателями и рабочими органами системы управления и защиты (РО СУЗ), выполненный в виде четырех петель контур циркуляции свинцового теплоносителя с парогенераторами, насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, которые вместе с системами безопасности и вспомогательными системами размещены в облицованных сталью центральной и четырех периферийных полостях бетонного корпуса с тепловой защитой (рис. 1). Ограничение температуры бетона поддерживается естественной циркуляцией воздуха..

Реактор БРЕСТ-ОД-300

Рис. 1. Реактор БРЕСТ-ОД-300: 1 – активная зона; 2 – парогенератор; 3 – насос; 4 – перегрузочная машина; 5 – шахта реактора; 6 – система расхолаживания

Циркуляция свинца через активную зону и парогенераторы осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней «холодного» и «горячего» теплоносителей. Такая схема исключает  попадание в активную зону вместе с теплоносителем паровых (при течи труб парогенератора) и газовых пузырей, что при определенных условиях могло бы привести к неконтролируемому росту мощности. При этом снижается неравномерность расхода свинца через парогенераторы при остановке одного или нескольких насосов, а при быстрой остановке всех насосов обеспечивается инерция расхода свинца через активную зону в течение ~20 c.

Для снижения последствий аварийной ситуации с разрывом труб парогенераторов применена интегрально-петлевая компоновка первого контура, при которой активная зона с прилегающими элементами конструкции (в центральной полости) и парогенераторы с главными циркуляционными насосами (в периферийных полостях) пространственно разнесены и гидравлически связаны трубопроводами, образуя четыре петли отвода тепла от активной зоны. Такая компоновка вместе с выбранной схемой циркуляции свинца и сбросом пара из корпуса реактора через гидрозатворы в систему локализации и далее через фильтры в атмосферу исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку корпуса реактора.

Небольшое давление в бетонном корпусе реактора и относительно высокая температура плавления свинца (600 К), способствующая самозалечиванию  возникающих в бетоне трещин, исключают большие утечки свинца, потерю охлаждения и расплавление топлива.

Активная зона набрана из ТВС со стержневыми твэлами (шаг твэлов во всех сборках одинаков). Радиальное выравнивание мощностей ТВС и подогревов теплоносителя обеспечивается профилированием топливной загрузки и расхода свинца путем использования в центральных сборках твэлов меньшего диаметра, а в периферийных – большего. Использование во всех ТВС топлива одного и того же состава при условии коэффициента воспроизводства КВА≈1 обеспечивает стабильность выровненных распределений.

В качестве стартовой загрузки используется топливо, представляющее собой  смесь нитридов обедненного урана и плутония вместе с минорными актинидами (МА) энергетического состава (U-Pu-MA)N, получаемого при 20-летней выдержке и последующей переработке ОЯТ ВВЭР. Оболочки твэлов выполнены из радиационно и коррозионно-стойкой стали ферритно-мартенситного класса.

Перегрузка ТВС и блоков отражателя проводится с помощью поворотных пробок, внутриреакторной перегрузочной машины и комплекса механизмов внереакторной перегрузки.

Приводы РО СУЗ реактора расположены на верхней поворотной пробке, а сами РО находятся под активной зоной. При перегрузках топлива РО расцепляются с приводами и под действием силы Архимеда вводятся в активную зону, переводя реактор в глубоко подкритическое состояние. При недопустимом росте температуры теплоносителя на выходе из активной зоны из-за снижения расхода теплоносителя или увеличения мощности реактора часть РО СУЗ, приводимые в действие  пассивном температурным инициатором срабатывания, вводятся в зону и заглушают реактор.

Активная зона окружена рядами блоков бокового свинцового отражателя, выполненных в виде плотных стальных кожухов, заполненных проточным свинцовым теплоносителем. Часть прилегающего к зоне блоков отражателя выполнены в виде вертикальных каналов, заглушенных сверху (газовый колокол) и открытых для заполнения свинцом снизу, при этом его уровень в канале соответствует напору свинцового теплоносителя на входе в активную зону. С помощью этих каналов с изменяемыми по высоте уровнями столбов свинца, влияющими на утечку нейтронов, пассивным образом осуществляется связь реактивности и мощности реактора с расходом теплоносителя через активную зону, что является важным фактором регулирования мощности через расход теплоносителя и не менее важным фактором безопасности.

Дополнительными техническими мерами, обеспечивающими безопасность реактора в аварийных ситуациях, являются:

-  большая теплоемкость свинцового контура, аккумулирующего выделяемое тепло в аварийных и переходных процессах без заметного роста температуры;

-  пассивный отвод остаточного тепла непосредственно от свинцового контура за счет естественной циркуляции воздуха через встроенные в контур воздушные теплообменники;

-  твэлы высокой теплопроводности, обеспечивающие низкую рабочую температуру топлива, небольшой выход из него газовых продуктов деления и их низкое давление на оболочку, что способствует сохранению целостности твэлов.

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых аварийных ситуациях, непреодолимых ни одним из существующих реакторов. Даже в случае разгерметизации свинцового контура и его непосредственного контакта с атмосферой, выбросы токсичности и радиоактивности не потребуют эвакуации населения и отчуждения территории.

 

Анализ безопасности реактора БРЕСТ–300

Несовершенство современных вероятностных подходов обоснования безопасности является следствием несовершенства современных реакторных концепций, допускающих запасы и эффекты реактивности, значительно превышающие bэф, применение теплоносителей с низкой температурой кипения и высоким давлением, горючих веществ и т.д. Им поэтому присуши потенциальные опасности аварий разгона на мгновенных нейтронах, потери теплоносителя, пожаров и взрывов с большими выбросами радиоактивности, предотвращение которых требует наращивания инженерных систем и барьеров, обладающих ограниченной надежностью и ведущих к удорожанию АЭС. Ограничение по максимальному запасу и значениям положительных эффектов реактивности < bэф является весьма важным, поскольку нельзя исключать аварий, вызванных внешними диверсионными воздействиями, приводящими, например, к разрушению всех приводов СУЗ с дальнейшим быстрым выбросом из активной зоны поглощающих стержней, что возможно в любом из реакторов PWR, BWR, LMFBR. При такой аварии скорость ввода положительной реактивности может оказаться существенно выше скорости реализации отрицательных обратных связей (например, вскипание теплоносителя с учетом постоянной времени твэлов), что приведет к разгону реактора на мгновенных нейтронах с аккумуляцией всей выделившейся энергии в топливе, последующим его расплавленном и частичным испарением, с преобразованием ядерной энергии в механическую со всей совокупностью возможных последствий.

Выход из положения состоит в переходе к новой ядерной технологии естественной безопасности, в которой главными "барьерами" выступают вполне надежные природные качества и закономерности. В этом случае можно рассчитывать и на преодоление свойственного традиционным технологиям противоречия между экономикой и безопасностью.

Надежность природных "барьеров" делает возможным детерминисти­ческое исключение опасных аварий, а поэтому и надежное прогнозирование безопасности. Центр тяжести работы по обоснованию безопасности переносится на детерминистический анализ любых возможных исходных событий, рассматриваемых как проектные. Категория запроектных аварий при этом исключается – Детерминистический подход состоит в поиске, прежде всего, естественных средств преодоления опасностей (фундаментальные природные закономерности, свойства материалов), в выборе технических решений, обеспечивающих большие запасы до критических температур, нагрузок и др. Важную роль при оценке и сравнении технических решений играют качественные критерии, простота, пассивность и непосредственность действия средств безопасности. С этой точки зрения обратные связи, реагирующие непосредственно на изменение температуры топлива, теплоносителя и других основных элементов конструкции (эффект Доплера, температурные расширения) или расхода теплоносителя, оцениваются выше тех, которые требуют специальных устройств.

"Пассивные" средства зашиты и охлаждения реактора, играющие важную роль в обеспечении естественной безопасности, различаются между собой и должны ранжироваться по степени надежности. Опасные последствия аварии можно считать исключенными, если она не достигает опасных пределов при отказе активных систем защиты и пассивных средств непрямого действия, обладающих ограниченной надежностью. Тем самым на активные средства защиты возлагается задача сохранения реактора в работоспособном состоянии, имеющая скорее экономическое значение, и здесь в полной мере применимы вероятностные методы оценки надежности, так как речь идет о событиях с вероятностью выше 10–3–10–4.

Анализ безопасности свинцовоохлаждаемого реактора явился первой попыткой осуществления такого подхода. Анализ проводился по ходу разработки конструкции, и не но всех случаях был выдержан принцип рассмотрения аварий без учета пассивных средств непрямого действия. Если их влияние оказывалось существенным с точки зрения безопасности, это служило поводом для поиска более надежных средств,

Разумеется, безопасное протекание "обычных" аварий, относящихся сейчас к категории проектных, обеспечивается и в любом другом проекте АЭС, удовлетворяющем современным требованиям. Качественно более высокий уровень безопасности проявляется в наиболее тяжелых авариях, относящихся сейчас к разряду запроектных или вовсе не рассматриваемых в современных проектах, и связанных, как правило, с внешними диверсионными воздействиями.

На концептуальной стадии программа естественной безопасности была выполнена лишь в том объеме, который позволил показать, что реактор обладает многими возможностями для предотвращения опасного развития крайне тяжелых по радиационным последствиям аварий.

На главную