БЫСТРЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ, ОХЛАЖДАЕМЫЕ ЖИДКИМ СВИНЦОМ ИЛИ НАТРИЕМ Текст научной статьи по специальности «Строительство и архитектура»

УДК 621.039

Быстрые энергетические реакторы, охлаждаемые жидким свинцом или натрием

Андрей КАПЛИЕНКО Елена КАРАНДИНА

На сегодняшний день атомные электростанции (АЭС) всего мира используют реакторы на тепловых нейтронах*. Исключение составляет только Белоярская АЭС, на двух энергоблоках которой установлены реакторы на быстрых нейтронах. Такое соотношение объясняется тем, что реакторы первых АЭС были «побочным продуктом» военных ядерных реакторов, а это были именно реакторы на тепловых нейтронах.

Попытки создания реакторов на быстрых нейтронах в США, Франции и Японии встретились с многочисленными технологическими проблемами и авариями. Кроме того, при наличии больших запасов дешевого урана реакторы этого типа, как и любая другая энерготехнология на начальном этапе своего развития, уступали по экономическим показателям реакторам на тепловых нейтронах. Лишь в СССР с его «мобилизационной» экономикой

КАПЛИЕНКО Андрей Владимирович - доктор технических наук, генеральный директор АО «НИКИЭТ». E-mail: avkaplienko@nikiet.ru

КАРАНДИНА Елена Альбертовна - начальник отдела АО «НИКИЭТ». E-mail: karandina@ nlkiet.ru

Ключевые слова: реакторы на быстрых нейтронах, свинцовый теплоноситель, натриевый теплоноситель, коррозия конструкционных материалов, безопасность.

* Под ядерным реактором подразумевается устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления атомных ядер нейтронами, которая всегда сопровождается выделением тепловой энергии. В зависимости от кинетической энергии (скорости) этих нейтронов различают реакторы на быстрых нейтронах и реакторы на тепловых (медленных) нейтронах.

стал возможным опыт успешной разработки и эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах БН-350 и БН-600.

Между тем реакторы на быстрых нейтронах имеют ряд неоспоримых преимуществ по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. В отличие от последних, использующих только уран-235, содержание которого в природном уране составляет всего лишь 0,72%, реакторы на быстрых нейтронах используют для получения энергии уран-238, а его содержание в природном уране равно 99,27%. Иными словами, переход к реакторам на быстрых нейтронах позволит многократно (до 60 раз) повысить энергетический ресурс использования урана.

В реакторах на быстрых нейтронах превращение урана-238 в делящийся плутоний-239 может при определённых условиях осуществляться со скоростью, превышающей собственное потребление плутония-239. Такие установки (бридеры, или реакторы-размножители) могут применяться для наработки ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах.

Реакторы на быстрых нейтронах являются составной частью замкнутого ядерного топливного цикла, над созданием которого работают в ряде стран, включая Россию. В этом цикле предполагается переработка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с извлечением из него урана и трансурановых элементов (плутония, нептуния, кюрия, америция) и возвращением их в топливный цикл АЭС.

Ещё одним преимуществом реакторов на быстрых нейтронах является возможность превращения долгоживущих (с периодом полураспада до сотен тысяч лет) высокоактивных радиоактивных отходов (РАО) в ко-роткоживущие (с периодом полураспада в 200-300 лет) при их облучении интенсивным потоком нейтронов. Полученные короткоживущие радиоактивные отходы могут быть надёжно захоронены в специальных хранилищах. Применительно к захоронению радиоактивных отходов следует отметить, что в России при создании замкнутого ядерного топливного цикла предполагается последовательное приближение к радиационно-эквивалентному захоронению РАО (это означает, что на хранение будут отправлены отходы с той же радиоактивностью, что и извлечённое из недр сырьё).

Многие современные исследования посвящены энергетическим реакторам на быстрых нейтронах, которые отличаются типом теплоносителя, используемого для переноса тепловой энергии цепной реакции деления из активной зоны реактора к системе преобразования тепловой энергии в электрическую, а именно реакторы с натриевым теплоносителем и со свинцовым теплоносителем.

При этом доклады, представленные на последней конференции молодых учёных*, показывают отсутствие интереса к разработкам по реак-

* Конференция «Инновации в атомной энергетике» была организована АО «Ордена Ленина Научно-исследовательским и конструкторским институтом энерготехники имени Н. А. Доллежаля» в ноябре 2019 г.

торам со свинцово-висмутовым теплоносителем [1]. Данный факт может свидетельствовать о приостановке активной разработки российского энергетического реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого расплавом свинцово-висмутовой эвтектики. Между тем зарубежные разработчики ядерных реакторов на быстрых нейтронах уделяют много внимания именно этому типу теплоносителя, как работающему при более низких температурах, чем жидкий свинец, и инертному при контакте с водой или воздухом.

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидким свинцом

Использование в реакторной установке БРЕСТ-ОД-300 высоко-кипящего, радиационно стойкого, мало активируемого свинцового теплоносителя, инертного при контакте с водой и воздухом, не требует высокого давления в контуре, исключает аварии с пожарами, паровыми и водородными взрывами и способствует:

- воспроизводству делящегося материала в активной зоне за счёт низкого замедления нейтронов;

- исключению реализации пустотного эффекта реактивности из-за высокой температуры кипения и плотности свинца;

- исключению потери теплоносителя из контура при повреждении корпуса вследствие высокой температуры затвердевания (и применения интегральной компоновки);

- большой инерционности переходных процессов в контуре, что позволяет снизить требования к быстродействию систем безопасности*.

Однако большим недостатком свинцового теплоносителя является его агрессивное воздействие на конструкционные материалы, из-за концентрации растворённого в нём кислорода. В результате материаловед-ческих исследований установлено, что для нормальной эксплуатации реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 оптимален диапазон содержания кислорода (1-4)10-6масс%. При такой концентрации кислорода на поверхностях конструкционных материалов, контактирующих со свинцовым теплоносителем, формируются защитные плёнки.

Таким образом, одной из важнейших задач обеспечения безопасной эксплуатации реактора является контроль и поддержание концентрации кислорода в свинцовом теплоносителе. Для реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 разработана система контроля и поддержания качества свинцового теплоносителя (СКПКТ).

1 Каплиенко А. В., Габараев Б. А. Молодёжь на переднем крае науки - VI Российская научно-техническая конференция молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике» // Обо-зреватель-0bserver. 2020. № 2.

* Статьи, рассмотренные в данном обзоре, опубликованны в: «Труды VI Российской научно-технической конференции молодых специалистов "Инновации в атомной энергетике". 1-3 октября 2019 г. М.: Изд-во АО "НИКИЭТ"».

В её состав входит следующее основное оборудование:

- датчики активности кислорода, необходимые для контроля концентрации кислорода в теплоносителе;

- массообменный аппарат - для увеличения концентрации кислорода;

- устройство ввода газовой фазы - для снижения концентрации кислорода;

- фильтр - для удаления невосстанавливае-мых примесей.

Места размещения элементов системы выбраны конструктивно и по расчётным кодам на основании физико-химических процессов, проходящих в свинцовом теплоносителе, с учётом опыта эксплуатации реакторных установок атомных подводных лодок с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем.

В настоящее время разработан технический проект СКПКТ с расчётно-экспериментальным обоснованием.

Для основного оборудования изготовлены макеты и опытные образцы, прошедшие успешные стендовые и приёмочные испытания.

В составе материалов, обосновывающих лицензию на сооружение энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300, технический проект СКПКТ проходит экспертизу в Ростехнадзоре*.

Существует проблема поддержания оптимального диапазона концентрации термодинамически активного кислорода в контурах с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ), например, жидким свинцом или расплавом свинцово-висмутовой эвтектики**. Уменьшение содержания кислорода

ниже границы заданного диапазона может привести к восстановлению оксидных защитных покрытий на сталях, контактирующих с ТЖМТ с последующим смачиванием их ТЖМТ, что приведёт к возникновению эрозионно-коррозионных реакций на поверхностях конструкционных материалов. Увеличение содержания кислорода выше верхней границы диапазона может способствовать образованию агломератов окислов свинца и свинца-висмута и последующему забиванию каналов контура, ухудшению теплообмена в оборудовании контура и т. д. Для поддержания заданного качества свинцового и свинец-висмутового теплоносителей в контурах предусматривается установка устройств регулирования окислительного потенциала теплоносителя.

Существует принципиальная разница между управлением содержания кислорода в реакторных контурах и в исследовательских, испытательных и других стендах и установках. В реакторном контуре при безаварийной работе в теплоносителе со временем наблюдается плавное снижение термодинамической активности кислорода. Без ввода дополнительного кислорода в реакторный контур защитные оксидные покрытия конструкционных материалов формируются в недостаточной степени, что может привести к их разрушению.

* Лемехов В. В., Чеков М. Е., Крылов С. Г. Плисеина Т. В., Асхадуллин Р. Ш. Реализация системы контроля и поддержания качества теплоносителя в реакторной установке БРЕСТ-ОД-300.

** Безносов А. В., Волков Н. С., Бокова Т.А., Маров А. Р., Лукичев Н. С., Львов А. В. Обоснование конструкции устройств для управления содержанием примесей кислорода в свинцовом теплоносителе.

Работа испытательных и других стендов предусматривает, как правило, частое вскрытие и разгерметизацию контура при «горячем» контуре при недренированном или частично дренированном ТЖМТ. При вскрытиях контур ТЖМТ активно насыщается кислородом воздуха, который взаимодействует с ТЖМТ или адсорбируется «горячими» стенками контура. Для обеспечения эффективной эксплуатации контура требуется устройство управления процессами восстановления оксидов ТЖМТ.

В реакторных контурах такие устройства могут понадобиться только в случае возникновения аварийных ситуаций (например, межконтурная неплотность парогенератора и др.).

Исследованные, в большей или меньшей степени, а также отработанные и рекомендованные к внедрению устройства управления окислительным потенциалом ТЖМТ в контурах с точки зрения получения конечного результата подразделяются на:

- управляющие только увеличением содержания термодинамически активного кислорода;

- управляющие как увеличением, так и уменьшением содержания термодинамически активного кислорода в теплоносителе.

В лаборатории ГНЦ ФЭИ ведётся работа по научно-техническому обоснованию оптимальных устройств регулирования окислительного потенциала теплоносителя в контурах реакторов на

быстрых нейтронах, охлаждаемых свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителем. В частности, применительно к условиям быстрого свинцового реактора с горизонтальным парогенератором (БРС ГПГ) исследовались варианты конструкций, соответствующих этому реактору.

Интересны исследования коррозионного поведения стали ЭП823-Ш при кратковременном отклонении от нормального режима эксплуатации при пониженной концентрации

растворённого кислорода в свинцо-

*

вом теплоносителе .

Технический регламент на свинцовый теплоноситель реактора БРЕСТ-ОД-300 предусматривает следующие условия штатного режима работы:

- температура Т = 420-650 °С;

- содержание кислорода в теплоносителе С = (1-4). 10-6 масс% в течение всего времени эксплуатации (35 000 ч.) с допуском изменения концентрации кислорода в течение 1000 час.

Для получения данных по коррозионному поведению стали ЭП823-Ш (в условиях режима эксплуатации с отклонением концентрации кислорода) в потоке свинцового теплоносителя на циркуляционных стендах на базе АО «ГНЦ РФ-ФЭИ» были проведены испытания макетов тепловыделяющих сборок (ТВС) из этой стали в условиях с пониженным содержанием кислорода С = (4-8) ■ 10-7масс% и температурах 540 и 640 °С в течение 2500 час.

Как показали измерения, пластические и прочностные свойства оболочек тепловыделяющих элементов

* Сайфутдинова М. С., Краснов Н. В., Науменко И.А. Исследование коррозионного поведения стали ЭП823-Ш при кратковременном отклонении от нормального режима эксплуатации при пониженной концентрации кислорода в свинцовом теплоносителе.

(твэлов) из стали ЭП823-Ш изменяются в пределах, характерных для труб диаметром 9,7 х 0,5 мм, подвергающихся термическому старению при соответствующих значениях времени и температуры. Этот результат объясняется тем, что в условиях эксперимента на поверхности образцов образуется защитный оксидный слой, который препятствует коррозии материала и не приводит к изменениям механических характеристик.

Работы по изучению коррозие-стойкости были продолжены для стали марки 09Г2С*.

Низколегированная сталь перлитного класса марки 09Г2С освоена промышленностью, технологична, характеризуется хорошей свариваемостью, обладает приемлемыми физическими, механическими и коррозионными свойствами, и на этом основании выбрана в качестве возможного конструкционного материала для изготовления коллекторов и трубопроводов системы разогрева корпуса блока реакторного (СРКР) реакторной установки БРЕСТ-ОД-300. Однако в технической литературе нет количественных показателей жаростойкости стали рассматриваемой марки при температурах выше 450 °С.

Для устранения пробела были проведены три испытания продолжительностью по 1900 час. при температурах 500, 550 и 600 °С, по результатам которых получено, что при температуре 600 °С следует учи-

тывать возможные негативные процессы, в числе которых:

- изменение термического сопротивления за счёт образования толстых оксидных слоёв на поверхности металла либо утончения стенок трубопроводов при осыпании окалины;

- осыпание окалины, которое может привести к накоплению мелкодисперсных частиц в трубопроводах, что в свою очередь может вызывать изменение их проходных сечений, а также загрязнение газовой среды.

Полученные результаты могут быть использованы при прочностных расчётах, а также для обоснования применения бесшовных горячекатаных труб из стали марки 09Г2С, поставляемых по техническим условиям ТУ 14-ЗР-1128-2007, для изготовления конструктивных элементов реакторной установки БРЕСТ-ОД-300.

По топливу для быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем интересны данные о сверхбыстром спекании нитридного ядерного топлива**.

Применяемая в настоящее время традиционная технология свободного спекания готового порошка весьма затратна по энергии, времени и трудоёмкости. Вместо неё предлагается метод высоковольтной электроимпульсной консолидации, который заключается в пропускании короткого (до 1 мс) высоковольтного разряда (до десятков кВ) мощностью

* Марченков Д.А., Шутько К. И., Старовойтов А.П., Юрманов Е. В. Расчётно-эксперимен-тальное определение скорости и глубины проникновения коррозии стали марки 09Г2С при температурах выше 450 °С.

** Тарасова М. С., Тарасов Б. А. Сверхбыстрое спекание нитридного ядерного топлива.

несколько кВт непосредственно через порошковую насыпку, подпрес-сованную электропроводными пуансонами. В результате происходит практически мгновенное спекание порошковых материалов.

Для данного класса реакторов необходимы расчёты и эксперименты в обоснование принятых технических решений.

Так, например, при реализации комплексного подхода к компоновке оборудования первого контура блока реакторного (БР) реакторной установки БР-1200, учитывающего необходимость обеспечения компактности, симметричности расположения оборудования, доступности для контроля и диагностирования технического состояния оборудования РУ, проведения ремонтных работ и ревизий, был предложен вариант с меньшим числом изделий активной зоны (397 ТВС), что позволило:

- уменьшить размеры центральной полости блока реакторного;

- снизить металлоемкость конструкций блока реакторного;

- уменьшить время на перегрузку топлива;

- уменьшить количество мест хранения ТВС.

Кроме того, в результате детальной проработки были снижены массогаба-ритные параметры главного циркуляционного насосного агрегата (гЦНА) и металлоёмкость парогенератора и всего блока реакторного в целом*.

При эксплуатации реакторов важна оптимизация частичных перегру-

зок в активной зоне реакторной установки БР-1200. При компоновке активной зоны использовались решения, отработанные в проекте реакторной установки БРЕСТ-ОД-300. Из проекта реакторной установки БРЕСТ-0Д-300 в реакторной установке БР-1200 заимствована конструкция ТВС с изменением диаметра твэла. Использованы тот же тип топливной матрицы, конструкция органов регулирования реактивности и их размещение в ТВС, блоки стального и свинцового отражателей, схема циркуляции и температурный режим теплоносителя**. 0д-новременно был подобран вариант оптимизации компоновки активной зоны, состоящей из 397 ТВС для обеспечения снижения максимальных температур оболочек твэлов, а также рассмотрено влияние различных вариантов частичных перегрузок на распределение профиля энерговыделения и значения максимальных температур оболочек твэлов по компании. Расчётами обосновано, что для обеспечения выравнивания мощности, подогревов теплоносителя и снижения максимальных температур оболочек твэлов оптимально использовать в режиме частичных перегрузок свежее топливо с изменённым обогащением и плотностью.

В обоснование проектных решений по насосам для РУ малой и средней мощности с реакторами на быстрых нейтронах, охлаждаемыми свинцовым теплоносителем, на стендах Нижегородского технического

* Салихов Р.Р., Моисеев А. В., Парфенова В.Д. 0птимизация технических решений блока реакторного реакторной установки БР-1200.

** Баловнев А. В., Жирнов А. П., Моисеев А. В., Солдатов Е. О. 0птимизация частичных перегрузок в активной зоне реакторной установки БР-1200.

университета (НГТУ) были проведены экспериментальные исследования характеристик проточных частей осевых насосов. Полученные экспериментальные данные учитывают специфику воздействия ТЖМТ на элементы проточной части насоса*.

С помощью теплогидравличе-ских кодов Е.в1ар5/шоё3 и HYDRA-IBRAE/LM/V1 была разработана численная модель, позволившая провести расчётное моделирование теплоизолирующего зазора на опускном участке парогенератора реакторной установки БРЕСТ-ОД-300**. Модель верифицирована и настроена с помощью данных, полученных экспериментально на физической модели опускной трубы с теплоизолирующим зазором. Она включена в численную модель парогенератора реакторной установки БРЕСТ-ОД-300.

Одной из составных частей системы отбора и анализа проб свинцового теплоносителя, которая входит в состав системы контроля герметичности оболочек твэлов реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, является пробоотборник теплоносителя, состоящий из механического и программно-технического комплексов. В работе*** представлены результаты

разработки и испытаний прототипа программного обеспечения управления пробоотборником реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, которое, являясь частью программно-технического комплекса пробоотборника, должно управлять механическим комплексом пробоотборника, а также контролировать параметры (температура, давление и т. д.) при отборе проб и в режиме ожидания отбора пробы.

Для экспериментального обоснования нейтронно-физических характеристики верификации расчётных кодов планируется полномасштабное моделирование активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-300 с нитридным топливом и свинцовым теплоносителем на критическом стенде БФС-2. Такой предтестовый расчёт планируемой программы экспериментов на стенде БФС-2 для обоснования нейт-ронно-физических характеристик реактора БРЕСТ-ОД-300 был выполнен****.

Важнейшими элементами, оказывающими значительное влияние на безопасность, надёжность и экономичность работы АЭС, являются парогенераторы, имеющие следующие характеристики:

* Безносов А. В., Боков П. А., Львов А. В., Волков Н. С., Бокова Т. А., Маров А. Р. Экспериментальные исследования характеристик проточной части осевых насосов в обоснование проектных решений насосов реакторных установок со свинцовым теплоносителем 1200.

** Ларин И. А., Семченков А.А., Афремов Д.А., Кудрявцев А. В., Хижняк Е. С. Расчётное исследование теплогидравлических процессов в парогенераторе и контуре циркуляции теплоносителя РУ БРЕСТ-ОД-3001200.

*** Колмогорцев А. В., Михайлов А. В., Моркин М. С., Ярмоленко О. А. Разработка и испытания прототипа программного обеспечения управления пробоотборником для системы контроля герметичности оболочек реактора БРЕСТ.

**** Баловнев А. В., Боровская Ж. В., Давыдов В. К., Жирнов А. П., Калугина К. М., Кривоше-ин И. Н., Моисеев А. В. Предтестовое моделирование экспериментов на стенде БФС-2 для обоснования характеристик активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-300 БРЕСТ.

- полный прямоток - парогенератор прямоточного типа с единой поверхностью теплообмена, на которой происходит как парообразование, так и перегрев пара;

- разнесённый прямоток - аналогично предыдущему варианту, но с разнесёнными зонами испарения и перегрева;

- барабанного типа с подогревателем в зоне кипения и (или) пром-контуром.

0сновные критерии оценки:

- площадь теплообменной поверхности;

- простота исполнения;

- обеспечения безопасности работы блока.

Как показало сравнение вариантов, наиболее безопасным, надёжным и гибким является барабан-сепаратор, а выверенным по поверхности теплообмена оказался барабан-сепаратор с промежуточным контуром *.

Для реакторов одним из основных критериев является безопасность. Поэтому были рассмотрены аварийные ситуации на быстрых реакторах со свинцовым теплоносителем. С этой точки зрения интересно следующее:

1. Проведение экспериментальных исследований по определению

константы осаждения свинца. Эта величина позволяет:

- создать расчётную модель, определяющую поведение аэрозолей свинца в любой точке газового объёма при заданных параметрах;

- оценить выход частиц свинца из свинцового теплоносителя в газовый объём и степень их осаждения на стенку;

- обосновать конструктивное решение элементов реакторной уста**

новки .

2. Детальный анализ эффектов реактивности в аварийных ситуациях с попаданием пара в активную зону быстрого реактора со свинцовым теплоносителем***.

3. Применительно к реакторной установке БРЕСТ с газотурбинным циклом преобразования энергии проанализировать аварии, приводящие к образованию твердой фазы в свинцовом теплоносителе. Аварии могут быть обусловлены как разгерметизацией газопроводов на выходе газонагревателей, так и отключением главных циркуляционных насосов при отказе автоматики, управляющей запорно-регулирующей арматурой газового контура****.

4. Рассмотреть результаты моделирования переходных процессов в реакторной установке со свинцо-

* Кругликов П. А., Смолкин Ю. В., Соболев Д. А. Выбор оптимального варианта организации теплообменной поверхности парогенератора для атомных блоков перспективного направления со свинцовым теплоносителем БРЕСТ.

** Крупнова Т. В., Саркулов М. К., Уманский А. А., Тутукин А. В. Экспериментальные исследования параметров и константы осаждения аэрозолей свинца БРЕСТ.

*** Баловнев А. В., Давыдов В. К., Жирнов А. П., Калугина К. М., Моисеев А. В., Уманский А. А., Смирнов В. С. Анализ эффектов реактивности в аварийных ситуациях с попаданием пара в активную зону быстрого реактора со свинцовым теплоносителем.

**** Савихин А. О., Чистов А. С., Капитанов Д. В., Савихин О. Г. Расчетный анализ аварий в РУ типа БРЕСТ с образованием твердой фазы в свинцовом теплоносителе при газотурбинном цикле преобразования энергии теплоносителем.

вым теплоносителем, которые вызваны отключением двух главных циркуляционных насосов и одновременным отключением двух параллельных модулей парогенератора на одной из петель со снижением общей мощности реактора до 50%.

Код ATHLET аттестован в России для проведения стационарных и переходных режимов на реакторах с водным теплоносителем, однако возможности этого кода позволяют его использовать и с другими типами теплоносителей, в том числе

*

и с жидкометаллическим .

5. Согласно действующим зарубежным и отечественным нормам при проектировании атомных электростанций (АЭС) следует учитывать воздействие от удара при падении самолётов различных типов. С этой позиции целесообразно рассмотреть вопросы прочности, деформаций и колебаний двух вариантов конструктивных решений защи-

ты здания реакторной установки БР-1200 со свинцовым теплоносителем при ударном воздействии от удара при падении военного самолёта Phantom RF-4E и коммерческого Boeing 747-400.

Для наиболее уязвимых частей здания рассмотрено несколько вариантов его дополнительной защиты при помощи неответственных жертвенных конструкций, основной задачей которых является поглощение кинетической энергии летящего упавшего самолёта.

Для защиты внешней вертикальной стены проанализировано два варианта жертвенных конструкций: дополнительная железобетонная стена и сетка из высокопрочных канатов, натянутая на плоскую сталебетонную раму.

Применение подобных альтернативных вариантов защиты существенно снижает уровень нагрузки

**

на ответственные конструкции .

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидким натрием

Для перспективной реакторной установки БН проведён комплексный анализ безопасности, выполненный с применением интегрального кода нового поколения СОКРАТ-БН***. В этой установке исключается необходимость эвакуа-

ции и отселения населения за пределами площадки АЭС, что достигается за счёт развитых свойств внутренней самозащищённости и конструкторских решений, направленных на обеспечение безопасности.

* Чудинова В. А., Никонов С.П. Исследование переходных процессов в реакторе со свинцовым теплоносителем в случае частичного выхода из строя насосного оборудования первого и второго контуров.

** Дмитриев А. Н., Новожилов Ю. В., Михалюк Д. С., Волкодав И. А. Оценка прочности, деформаций и колебаний здания РУ БР-1200 при ударе самолёта и поиск альтернативных вариантов механической защиты контуров.

*** Анфимов А. М., Кирилов И. Н., Кузнецов Д. В., Рыжов Н. И., Фокин А. Л., Чалый Р. В. Комплексный анализ безопасности перспективной реакторной установки БН при авариях контуров.

К свойствам внутренней самозащищённости реактора БН относятся характеристики, присущие только реакторам с жидкометаллическим теплоносителем:

- высокая теплоёмкость реактора, обеспечивающая низкую скорость разогрева натрия в первом контуре в условиях потери тепло-отвода;

- отрицательные мощностной и температурный коэффициенты реактивности;

- высокая температура кипения натриевого теплоносителя;

- эффективное удержание теплоносителем радиационно значимых изотопов йода и цезия.

Безопасность перспективного реактора БН обеспечивается такими конструкторскими решениями, как:

- интегральная компоновка оборудования первого контура; размещение систем с радиоактивным натрием в пределах корпуса реактора;

- система управления и защиты, исключающая одновременное извлечение из активной зоны более одного рабочего органа;

- пассивные системы остановки реактора на основе гидравлически взвешенных поглощающих стержней (ПАЗ-Г) и стержней на температурном принципе действия (ПАЗ-Т);

- системы аварийного отвода тепла, функционирование и ввод в действие которой осуществляется на пассивном принципе.

Код С0КРАТ-БН позволяет проводить комплексные расчёты:

- нейтронно-физических и теп-логидравлических процессов в активной зоне;

- теплогидравлических процессов в контурах РУ;

- термомеханического поведения тепловыделяющих элементов (твэлов);

- кипения натрия в реакторе, плавления и перемещения расплава оболочек твэлов и топлива в границах реактора;

- высокоэнергетического термического взаимодействия расплава топлива с теплоносителем;

- переноса продуктов деления в реакторе, основных помещениях энергоблока и окружающей среде.

С использованием этого кода выполнен комплексный анализ трёх наиболее важных с точки зрения безопасности запроектных аварий, в сценариях которых рассматриваются маловероятные исходные события с отказом активных и части пассивных элементов и систем безопасности:

- аварии с полной блокировкой проходного сечения ТВС;

- аварии с полной потерей электроснабжения;

- аварии с вводом положительной реактивности.

Ни в одной из рассмотренных аварий не происходит значимого выброса радиоактивности в атмосферу. Дозы облучения населения существенно ниже регламентируемой величины 50 мЗв/чел в год. При этом эвакуация и отселение населения исключаются.

Выполненные расчётные исследования аварийных режимов работы энергоблока подтверждают высокий уровень безопасности перспективной РУ БН.

В 1996 г. была разработана, изготовлена и введена в эксплуатацию система контроля перемещений металлоконструкций реактора БН-600 Белоярской АЭС. Полученная с помощью системы тензо- и термоме-трирования информация использовалась в определении надёжности

106

OBCSPEBATEm-OBSERVER

10/2020

корпуса реактора с точки зрения прочности*.

Уже на начальных этапах исследований было выявлено, что наиболее напряжёнными областями корпуса являются коническая крыша в зоне раздела газ-теплоноситель и опорный узел. Большие температурные перепады в зоне раздела газ-теплоноситель приводят к изменению формы крыши, в результате чего проектные конструктивные зазоры между патрубками (промежуточных теплообменников главных циркуляционных насосов, элеватора) и верхней неподвижной защитой (ВНЗ) могут оказаться выбранными, что может повлиять на перегрузку тепловыделяющих сборок и функционирование механизмов управления и защиты реактора.

Контроль перемещений металлоконструкций реактора осуществляется в следующих зонах на:

- опорном поясе корпуса реактора в радиальном направлении;

- конусной крыше;

- элеваторе загрузки;

- большой поворотной пробке;

- защитном колпаке.

Эксплуатация датчиков перемещений проводилась непрерывно с 1996 по 2019 г. За время эксплуатации датчики показали следующие результаты:

- высокая надёжность;

- независимость от условий эксплуатации;

- отсутствие отказов в работе.

Анализ перемещений может быть использован для определения напряжённо-деформированного состо-

яния металлоконструкций реактора и оценки ресурса их эксплуатации. Система контроля перемещений металлоконструкций реактора позволила повысить надёжность реакторной установки и определить возможный ресурс работы.

Специалисты ФБУ «Научно-технический центр ядерной и радиационной безопасности» (ФБУ «НТЦ ЯРБ») разрабатывают для каждого из энергоблоков с реакторными установками: РБМК, ВВЭР, БН-600 и БН-800 специализированную компьютерную модель энергоблока, позволяющую производить экспресс-оценку текущего состояния аварийного энергоблока АЭС и прогнозировать развитие аварии. В той же работе приведена информация о модели для экспресс-оценки состояния энергоблока с реакторной установкой БН-800, разрабатываемой на основе программного комплекса РАДУГА-ЭУ.

Основные требования к разрабатываемой модели экспресс-оценки:

- область применения - аварии, включая за-проектные до начала тяжёлой стадии аварии;

- состав моделируемого оборудования и систем должен обеспечивать расчёт параметров энергоблока АЭС, характеризующих состояние функций безопасности;

- обеспечение скорости расчёта не менее чем в три раза быстрее реального времени;

- наглядное представление результатов расчёта;

- возможность оперативного изменения условий расчёта - изменения состояния функционирования моделируемого оборудования и систем без-

Черных Д. О., Теличко М. Т., Бугаев А. И. Система контроля перемещений металлоконструкций реактора БН-600 Белоярской АЭС контуров.

опасности (включение/отключение насосов, открытие/закрытие арматуры, ввод/снятие отказов).

При возникновении аварийного режима, связанного с потерей системного и надёжного электроснабжения, результаты проведённого расчёта показали, что целесообразно разработать модель экспресс-оценки. Предложенная разработчиками модель экспресс-оценки энергоблока АЭС с реакторной установкой БН-800 удовлетворяет требованиям, предъявляемым для подобных моделей в части быстродействия, состава мо-

делируемого оборудования, оперативности управления моделируемым оборудованием*.

В настоящее время проводится верификация и уточнение модели экспресс-оценки. Уточняется необходимый объем модели автоматической системы управления технологическими процессами (АСУ ТП), дорабатывается теплогидравлическая расчётная схема для обеспечения возможности моделирования режимов, связанных с течами теплоносителя из первого, второго и третьего контуров.

С реакторами на быстрых нейтронах эксперты многих стран связывают возможность выхода из того глобального кризиса, в котором оказалась современная мировая ядерная энергетика, использующая реакторы на тепловых нейтронах.

Во-первых, реакторы на быстрых нейтронах вовлекают в энергопроизводство уран-238, благодаря чему достигается многократное расширение топливной базы ядерной энергетики.

Во-вторых, эти реакторы позволяют перейти к замкнутому ядерному топливному циклу, в котором многократно снижается количество высокоактивных долгоживущих радиоактивных отходов (РА0) на единицу вырабатываемой энергии и становится возможным радиационно-эквивалентное захоронение РА0.

Россия является единственной в мире страной, имеющей практический опыт эксплуатации энергетических реакторов на быстрых нейтронах, а именно реакторов БН-600 и БН-800 с натриевым теплоносителем. 0на также стала первой (и пока почти единственной) в мире страной, в которой осуществляется широкомасштабная разработка замкнутого ядерного топливного цикла с энергетическими реакторами на быстрых нейтронах, охлаждаемыми жидким свинцом или натрием. 0жидаемый рост эффективности использования природного урана к 2030 г. за счёт замыкания цикла повысится не менее чем в 30 раз по сравнению с 2009 г. при одновременном прекращении всех накоплений отработанного ядерного топлива на складах.

* Семишин В. В., Кавун В. О., Кавун О. Ю., Хренников Н.Н. Разработка модели для экспресс-оценки состояния энергоблока АЭС с реакторной установкой типа БН-800 контуров.

Библиография • References

Каплиенко А. В., Габараев Б. А. Молодёжь на переднем крае науки - VI Российская научно-техническая конференция молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике» // Обозреватель-Observer. 2020. № 2. С. 110-117.

[Kaplienko A. V., Gabaraev B. A. Molodyozh' na perednem krae nauki - VI Rossijskaya nauchno-tekhnicheskaya konferenciya molodyh specialistov «Innovacii v atomnoj energetike» // Obozrevatel'-Observer. 2020. № 2. S. 110-117]

Труды VI Российской научно-технической конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике». 1-3 октября 2019 г. М.: Изд-во АО «НИКИЭТ», 2019. - 1146 с.

[Trudy VI Rossijskoj nauchno-tekhnicheskoj konferencii molodyh specialistov «Innovacii v atomnoj energetike». 1-3 oktyabrya 2019 g. M.: Izd-vo AO «NIKIET», 2019. - 1146 s.]

Статья поступила в редакцию 17 июня 2020 г.