Основные принципы работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Реакторы на быстрых нейтронах Реакторы на тепловых нейтронах реактивностные аварии. Аварии с потерей теплоносителя

Классификация реакторов по структуре активной зоны

По структуре активной зоны реакторы подразделяются на две группы – гетерогенные и гомогенные. Что является отличительным признаком принадлежности реактора к той или иной группе? В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель (или теплоноситель тоже), находятся в отдельных пространственных зонах, т.е. они не перемешаны друг с другом. Замедлитель, теплоноситель и топливо находятся в отдельных, выделенных конструкцией активной зоны областях. Если взять ВВЭР, там топливо, изготовленное в виде таблеток, располагается внутри тепловыделяющих элементов – трубок, отдельно от теплоносителя, который находится между трубок, он же является и замедлителем. В РБМК тоже все расположено отдельно - замедлитель, теплоноситель и топливо. Т.е. практически все реакторы атомных электростанций относятся к гетерогенному классу реакторов.

Вопрос – в ВВЭР же замедлитель как бы перемешивается с теплоносителем?

Что значит перемешивается? Просто в реакторах ВВЭР теплоноситель одновременно является и замедлителем. Это одно и то же вещество служит и для съема тепла и для замедления нейтронов. Вот в РБМК вода тоже замедляет нейтроны, но ее в активной зоне очень мало по объему, поэтому в РБМК вода выполняет функции теплоносителя, а ее добавка к замедлению нейтронов по сравнению с большим массивом графита очень маленькая.

  Вопрос – а как же в ВВЭР, там же борный раствор?

Борная кислота – это просто способ управления реактором, т.к. бор хорошо поглощает нейтроны. Это для того, чтобы компенсировать реактивность и т.д., дальше мы об этом будем говорить.

Теперь гомогенные реакторы. Исходя от противного, в гомогенном реакторе должно быть перемешано в однородную массу топливо, теплоноситель и замедлитель. Один пример гомогенного реактора, реализованный, я вам называл – это жидкотопливный реактор с расплавленной солью, т.е. это расплав соли, содержащей, например, хлориды и фториды натрия, бериллияи т.д. - и в них же входят и хлориды урана или тория, т.е. образуется такая топливосодержащая смесь в теплоносителе, т.е. в расплавленной соли размешано топливо. Замедлитель там может располагаться отдельно – графитовый, но по расположению топлива и теплоносителя – это гомогенный реактор. Это было сделано для того, чтобы (думали, что будет эффективно) иметь в одном технологическом производстве соединение двух процессов - и выработку энергии и переработку топлива, потому что вот такой гомогенный жидкотопливный реактор позволяет непрерывно в процессе работы подпитывать топливом, т.е. поддерживать мощность реактора и удалять продукты, осколки деления, тоже в процессе работы. Но на этом дело и закончилось. Еще рассматривались и реализовывались гомогенные реакторы в виде водных растворов солей урана. Это делалось для исследовательских целей и для наработки радиоактивных изотопов. Изотопы получаются так. Когда вы прокачиваете водный раствор соли урана, образуются осколки деления. На какой-то цепочке производится отбор этого раствора, химически выделяются необходимые осколки, которые и используется потом в медицине - для диагностики, для терапии и т.д. (например, 99Мо и т.д.). Сам реактор очень прост в своей инженерной реализации. Это сфера (шар, сферический объем), куда входит маленькая трубочка, в которую подается этот жидкотопливный раствор и с противоположной стороны вставлена трубочка, куда отбирается готовый продукт. Цепная реакция идет, естественно, в этом объеме. Когда эта топливная смесь выходит в тоненькие трубочки – это аналогично тому, что радиус реактора стремить к нулю – происходит очень большая утечка нейтронов, т.е. эти части этого контура глубоко подкритичны. А критичность имеется только внутри вот этого объема.

Кроме того, гомогенный реактор очень прост в математическом описании и мы будем пользоваться этой приближенной моделью, чтобы разобрать, как работает реактор, как проводятся рассчеты. Формальная математика для гомогенного реактора гораздо проще.

6. Классификация реакторов по числу теплоотводящих контуров

За пятьдесят лет существования атомной энергетики были реализованы проекты в одноконтурном, в двухконтурном и в трехконтурном исполнении. Под третьим контуром я подразумеваю контур рабочего тела, т.е. пароводяной контур, потому что на самом то деле, если рассматривать по отношению к конечному поглотителю, существуют еще градирня, пруд-охладитель, там есть еще контур технической воды, но мы сейчас последним из технологических контуров рассматриваем только контур турбины, пароводяной контур. Значит, первая по числу контуров, это одноконтурная система, одноконтурная установка. Одноконтурная установка предполагает, что теплоноситель одновременно должен являться рабочим телом в паротурбинной установке. Для того, чтобы работала турбина, нужен водяной пар с необходимыми параметрами, поэтому все одноконтурные реакторы являются кипящими реакторами, т.е. они выдают кипящую воду на выходе или, другими словами, пароводяную смесь. Поэтому такие реакторы и получили название кипящих реакторов. В свою очередь кипящие реакторы подразделяются на две группы – корпусные реакторы и канальные реакторы. Типичный пример канального кипящего реактора – это реактор Билибинской станции, это РБМК. Типичный пример кипящего корпусного реактора – это ВК-50, небольшой реактор в Димитровограде. Линия атомной энергетики с корпусными кипящими реакторами и в Советском Союзе и в России дальше не развивалась, а вот в США работает примерно половина кипящих реакторов и в Японии тоже, где-то около трети реакторов – это кипящие реакторы.

Какая характерная особенность одноконтурных схем отвода тепла? Такой характерной особенностью является наличие контура многократной циркуляции теплоносителя. Что понимается под многократной циркуляцией? Ведь кипящий реактор на выходе выдает пароводяную смесь, т.е. смесь воды и пара, насыщенного пара. Обязательным условием является то, что эту пароводяную смесь на турбину пускать нельзя, потому что влага, капельки влаги раздолбают в момент лопатки турбины. Поэтому на выходе из кипящего реактора обязательно должен находиться сепаратор, в котором происходит разделение капель воды, которые этот сепаратор собирает, вода стекает куда-то вниз, а осушенный насыщенный пар уже идет на турбину. Расход воды через реактор, когда осуществляется многократная циркуляция, должен быть в несколько раз выше, чем расход питательной воды или расход пара через турбинную установку. Отношение расхода воды через реактор к расходу питательной воды через турбину называется кратностью циркуляции. Она всегда должна быть больше единицы (расход пара через турбину равен расходу питательной воды, она же никуда не девается, конденсатор ее всю превращает в воду, так что расход пара равен расходу питательной воды, ей некуда деться). Циркуляция по этому контуру многократной циркуляции может осуществляться двумя путями. Если циркуляция осуществляется насосами – тогда это будет принудительная циркуляция, как в реакторе РБМК – главные циркуляционные насосы (ГЦН) крутят воду по контуру реактора, этот контур называется контуром многократной принудительной циркуляции – сокращенно КМПЦ. А вот в реакторе Билибинской станции, например (сейчас рассматривается новый проект такого типа – МКР-800) осуществляется циркуляция естественная, за счет разности плотностей кипящей воды на подъемном участке и уже более холодной воды на опускном участке. Т.е. естественная циркуляция происходит, если есть разность плотностей, есть движущий напор. И тот, и другой способ циркуляции нашел применение на практике, у каждого есть свои плюсы и минусы. Плюсом принудительной циркуляции является то, что она более компактная установка, потому что воду качает насос, а минусом является то, что насос требует обслуживания, и, в принципе, насос - это источник ненадежности. А если осуществляется естественная циркуляция, то механизмов нет (это плюс), но зато требуются большие высоты или прослабленные проходные сечения, чтобы эта циркуляция шла хорошо (это минус).

Следует хорошо понять, а зачем нужен контур многократной циркуляции, неважно какой – естественной или принудительной?  Почему нельзя вот эту кратность циркуляции сделать равной единице? Вот подаете в реактор воду, а напрямую получаете перегретый пар, как собственно, работают прямоточные котлы в теплоэнергетике. Есть котлы сверхвысокого давления, они работают, например, по прямоточной схеме, так называемые котлы Рамзина. Почему же в реакторе этого нельзя сделать? В принципе, сделать можно, но реактор работать долго не будет. Есть несколько причин. Первая причина – в процессе изменения температуры воды и прохождения ее в тепловыделяющей сборке условия теплоотдачи резко меняются. Одно дело, когда у вас твэлы охлаждаются водой, тогда хороший коэффициент теплоотдачи, все хорошо. Дальше начинается кипение. Сначала пара мало, а воды много (это как газировка), т.е. идет поток воды, в котором пузырьки пара. При этом теплоотдача оказывается еще лучше. Но рано или поздно, по мере продвижения теплоносителя к выходу из топливной сборки, количество пара становится все больше и больше, а воды все меньше и меньше. И наступает такой момент, когда меняется режим кипения, когда в этом потоке вместо того, чтобы пузырьки пара находились в воде, получается обратная картина – поток пара, в котором взвешены капельки воды. При этом резко ухудшается теплоотдача. Т.е. происходит следующее: наступает такая граница, где тот кусочек тепловыделяющего элемента, который хорошо охлаждался кипящей водой начинает охлаждаться очень плохо, коэффициент теплоотдачи становится низкий, поэтому резко возрастает температура, и работоспособность реактора исчезает. Тем более, когда это переходит в область вообще уже сухого или перегретого пара, когда влаги вообще не остается, теплоотдача становится еще хуже. Как справляются с этой проблемой на станциях на органическом топливе? Есть так называемая экранная часть котла, где есть поверхность, на которой существуют большие тепловые потоки за счет излучения горящего факела, там хорошо все охлаждается. А когда уже вот-вот кончится этот режим, когда пузырьки пара находятся в воде и вот-вот будет наоборот – капли воды находятся в паре – вот тогда эту часть нагревательной поверхности выносят из экранной части топки от факела и дальше происходит нагрев просто за счет теплоотдачи от горящих газов, уже отгоревших газов. От газа теплоотдача гораздо меньше, чем излучение от горящего топлива, и поэтому надежность там получается хорошая. Вот это первая причина, по которой в реакторе это реализовать нельзя.

Вторая причина. Как бы вы хорошо ни чистили питательную воду, в ней всегда остается какое-то количество примесей. Вот физико-химические особенности примесей в воде таковы, что при закипании воды примеси остаются в жидкой фазе воды, а в пар выходит очень маленькое количество примесей. Поэтому, когда, по мере продвижения теплоносителя вдоль топливной сборки, в ней становится все больше и больше пара и все меньше и меньше воды, то все соли, которые были в теплоносителе – они все остаются в этих капельках воды, и концентрация их растет и растет. Наступает, наконец, предел растворимости, тогда соли начинают выпадать, и на поверхности образуются отложения солей жесткости. Другой вариант – когда концентрация, например, хлоридов достигает таких величин, что идет интенсивная коррозия. Т.е. получается, что вы подаете на вход вроде бы чистую питательную воду, а тем не менее, на каких-то участках концентрация солей (солесодержание воды) вот в этих последних капельках воды получается очень большая и конструкционные материалы не выдерживают. Значит, это вторая причина, по которой такой прямоточный реактор нельзя сделать, хотя, казалось бы, чего проще.

И, наконец, есть еще одна причина, по которой невозможно создать прямоточный реактор, которая, правда, относится уже только к корпусным кипящим реакторам, а к канальным кипящим реакторам не относится. В корпусных кипящих реакторах вода хотя и кипящая, но она одновременно выполняет роль замедлителя нейтронов. Но если в корпусном кипящем реакторе воду практически всю выпарить, то плотность замедлителя верхней половины реактора будет очень маленькая, и вода перестает работать как замедлитель. Будут огромные изменения коэффициента размножения - в зависимости от того, чем заполнена зона - водой или паром, т.е. реактор при этих условиях будет неустойчивый. В канальных реакторах этого нет, потому что замедлителем там является графит, твердое вещество, и хотя на физику оказывает влияние, конечно, что воздействует на графит, пар или вода (мы будем рассматривать аварию на Чернобыльской станции), но на свойствах графита как замедлителя это не сказывается. Поэтому это тоже является причиной, которая требует создания корпуса многократной циркуляции, то ли принудительной, то ли естественной – это уже другой вопрос.

Особенностью всех этих одноконтурных кипящих реакторов является повышенная радиоактивность водяного пара. За счет чего? Во-первых, активируется кислород воды. Даже если бы не было абсолютно никаких примесей, ничего – под влиянием нейтронного излучения (мы эту реакцию потом рассмотрим), образуется короткоживущий радиоактивный изотоп 16N ….

Вопрос – наверное, кислород 16О?

16 – это основной изотоп. Идет реакция (n,p), когда нейтрон захватывается а протон улетает и кислород-16 (16О) превращается в азот-16 (16N). Хотя активность называется кислородной, на самом деле она связана именно с радиоактивностью 16N. Этот нуклид 16N имеет короткий период полураспада ~ 7,5 секунд, но очень жесткое -излучение. Короткий период полураспада приводит к тому, что пока эта вода или пар пройдет по длине контура, выйдет из него и до того, как она возвратится в реактор, пройдет минута или две (задержки воды производится особенно в конденсаторе,  в скопе) - на входе от радиоактивности уже ничего не остается. Но всякие регенеративные подогреватели по дороге пароводяной смеси будут самые первые, поэтому они будут самые радиоактивные и т.д. Поэтому турбина непосредственно требует радиационной защиты, также требуется определенная техника безопасности и т.д. Вот есть такая особенность, связаная с кислородной активностью.

Вторая часть активности теплоносителя связана с примесями. В воде есть какие-то количества натрия, хлора, продуктов коррозии и т.д. Когда вода проходит через реактор и облучается нейтронами – в большинстве своем она становится радиоактивной.

И, наконец, третий, может быть самый неприятный вид радиоактивности связан с попаданием в теплоноситель продуктов деления, потому что абсолютно герметичных тепловыделяющих элементов не бывает – всегда есть какие-то микротрещины. Во-первых, выходят радиоактивные газы – ксенон, криптон, может выходить йод и летучие соединения йода. Если произойдет раскрытие оболочки, то в теплоноситель начинают попадать и топливные продукты: уран, плутоний, осколки деления, вот тогда уже, как говорится, «суши весла» -  эксплуатацию нужно прекращать. Потому что произойдет сильное радиоактивное заражение паротурбинного контура, который негерметичен, там везде есть протечки, сальники, выпоры и т.д., т.е. за радиационной обстановкой должен быть очень жесткий контроль. Вот это тоже отличительная особенность.

Поскольку вода, проходя через активную зону, подвергается нейтронному облучению, идет радиолиз воды, поэтому на выходе, в водяном паре всегда будет водород, и, значит, везде - в турбине, на выхлопах эжекторов должны находиться приборы, контролирующие содержание водорода, осуществляющие дожигание и т.д. Все это тоже должно быть.

И обязательным элементом одноконтурной схемы является присутствие сепаратора, или барабан-сепаратора, неважно, как называть, который может быть реализован в виде отдельного оборудования, вот как в канальных реакторах на РБМК или Билибино – в виде большого цилиндрического сосуда (их несколько штук). А вот в корпусных кипящих реакторах в качестве сепарационного объема может использоваться объем внутри корпуса реактора, находящийся выше уровня воды (там жалюзийные системы установлены), выше отбора пара, т.е. там возможно совмещение, но сепарационный объем обязательно должен быть.

Ну вот, пожалуй, это все про особенности одноконтурных систем отвода тепла.

Вопрос – вот на Билибинской станции доказано, что осколки деления не могут попасть в теплоноситель.

Да, это правильно. Потому что Билибинская станция, которая разрабатывалась вскоре после получения опыта эксплуатации первой атомной станции в Обнинске, имеет конструкцию тепловыделяющих элементов с внутренним охлаждением, т.е. твэл кольцевой - теплоноситель (вода) проходит внутри трубки, а снаружи трубки имеется кольцо с топливом, зачехлованное внешней оболочкой. Поэтому, когда происходит нарушение герметичности оболочки в такого рода твэлах, поскольку давление воды высокое, то вода, наоборот, попадает в кладку, а осколки деления в первый контур не попадают, совершенно верно. А вот в стержневых тепловыделяющих элементах, охлаждаемых потоками, продукты деления там обязательно попадут в теплоноситель. Впрочем, осколки деления могут попасть и в кольцевой твэл, потому что возможен такой режим, при котором придется сбросить давление воды с первого контура, а когда вы сбросите давление воды с первого контура, то в аварийных условиях может быть и попадание осколков в теплоноситель. Все-таки может быть и там, т.е. к этому тоже надо быть готовым.

Вот это характерные особенности одноконтурных реакторов. Следующий класс – это двухконтурные установки. Принципиальным отличием двухконтурных установок от одноконтурных является наличие парогенератора, т.е. специального агрегата, в котором за счет передачи тепла из первого контура во второй – пароводяной контур - происходит испарение воды. В одних случаях образуется перегретая вода, в других случаях – насыщенный пар (это все равно), важно, что пар генерируется не в реакторе. Тот пар, который идет на турбину, генерируется не в реакторе, а в парогенераторе, вот это первая принципиальная особенность.

Итак, парогенератор является неотъемлемым элементом двухконтурной установки. Что он дает? Он дает барьер безопасности между принципиально радиоактивным первым контуром реакторной установки (радиоактивным и при нормальной эксплуатации) и нормально нерадиоактивным контуром паротурбинной установки. Т.е., если эксплуатация ведется правильно, то паротурбинный контур в двухконтурных установках нерадиоактивен, значит, не требуется никакой защиты, никаких ограничений по времени  пребывания в помещении, при ремонтах и т.д. – ничего этого нет. Таким образом, принципиальная безопасность двухконтурных установок выше, чем одноконтурных, потому что есть дополнительный барьер на пути выхода радиоактивных продуктов.

  Вторая принципиальная особенность. Если у нас в качестве теплоносителя первого контура используется вода под давлением, как в ВВЭР, то вы должны всегда рассчитывать на аварийную ситуацию с разрывом трубки парогенератора. Практика показывает, что избежать, исключить это невозможно. Если второй контур не рассчитан на радиоактивное загрязнение (так оно и есть), значит, в проекте должны быть предусмотрены системы быстрого отключения арматурой того парогенератора, который потек. Вначале, в первых проектах были запланированы и работали большие отсечные клапаны, отключающие парогенератор по первому контуру от реактора. Но оказалось, что это исключительно сложные и громоздкие устройства, и в настоящее время, по-моему, только на Нововоронежской станции на 5-м блоке остались эти отсечные клапаны, а на всех последующих блоках их уже ликвидировали. Таким образом, отключить парогенератор по первому контуру нельзя. А поскольку опасность остается (если потечет парогенератор) и с этой опасностью борются с помощью быстрозапорных отсечных клапанов (БЗОК), которые ставят на втором контуре. Т.е., как только появляется сигнал с датчиков о радиоактивном загрязнении воды второго контура данного парогенератора, то моментально захлопнутся вот эти БЗОКи и отключат и по пару и по воде этот парогенератор - тем самым это загрязнение локализовывается внутри парогенератора. Понятно, что эти БЗОКи должны быть рассчитаны на полное давление первого контура, хотя они стоят на втором контуре, где нормальное давление 70 атм.

Вопрос – а включение должно быть автоматическим?

Автоматическим и быстрым. И, по правилам безопасности, эти клапаны должны быть дублированы, т.е. их должно быть как минимум два.

Вопрос – почему? Там же, в принципе, есть два БРУ, клапаны БК?

Это совсем другое. Каково назначение редукционных устройств? Если у вас захлопывается стопорный клапан турбины, пар ведь должен куда то деться. Вы пар должны скоммутировать в конденсатор напрямую, мимо турбины. Если не получается, тогда нужно пар сбросить в атмосферу. Поэтому эти БРУ и делаются быстродействующими. Они защищают второй контур от переопрессовки и от разрыва. Если захлопнется стопорный клапан турбины, тогда давление начинает очень быстро расти, и чтобы не нарушить прочность второго контура, должны быть вот эти быстродействующие устройства.

Вопрос – а вот исходным событием для отключения что должно быть? Контроль активности есть, но с него сигнал никуда не выводится. 

Активность. Но это дистанционно должно делаться. Инструкцию то я не знаю, конечно. Задержка в срабатывании отключения второго контура при большой разгерметизации труб парогенератора неизбежно приведет к радиоактивному загрязнению второго контура. Значит, вопрос в том, или это отключение должен делать СИУР (наблюдая и получая сигнал), или автоматика – это уже второй вопрос. БЗОКи должны срабатывать быстро (они потому и называются – быстродействующие), чтобы исключить заброс радиоактивности из первого контура во второй. Вот как отключать - автоматически или дистанционно – мне кажется, логично, чтобы это было на автомате.

Вопрос –эти быстродействующие задвижки стояли на первом контуре и на втором. Почему ликвидировали задвижки?

Задвижки ликвидировали потому, что все равно от них толку было мало, ведь абсолютно герметично сделать задвижку невозможно. Всегда, когда присутствует вода, она где-то что-то покоробит, поэтому ставят два клапана и между ними рассечку, дренаж и т.д. Если на первом контуре, на главных 800-мм ставить вот эти две задвижки – это вообще уже гроб для этого проекта. Особенно когда их надо закрывать, а если в этот момент произошло обесточивание, к тому же быстро закрыть нельзя – будет гидроудар, а сколько там крутить врукопашную – это вообще я не знаю (знаю, что очень долго). Вот из-за всего этого от них и отказались. Ограничились БЗОКами, и на практике это себя оправдало. Т.е. проект упростился, а задача тем не менее была решена.

Вопрос – они когда отключаются, когда ДОЗ работа? А теплоотвод?

Нет, по первому контуру не отключается. Остальные парогенераторы работают. Т.е. по регламенту снижается мощность реактора, и ВВЭР-1000 может работать на пониженной мощности на трех парогенераторах, на трех петлях. И даже на двух может работать. А через парогенератор будет происходить какая-то обратная циркуляция, потому что насос то стоит, значит от напорной камеры в обратную сколько то пойдет.

Раз на первом контуре нет арматуры, давление надо снять. Это было на 440-х, а на 1000-х этого нет, потому что, с одной стороны, сегодня выросла надежность парогенератора, ведь ремонтопригодность, требования зависят от надежности – если малонадежное оборудование, надо предусматривать, что его надо часто ремонтировать. Если высоконадежное – то много упрощается. У нас уже как-то принято делать все доступное и все заменяемое. А вот в японских проектах ничего не доступно, ничего, но зато очень компактно. И когда спросишь «а что же делать, если сломается?» – «А этого не может быть. Мы испытали». На самом деле мы знаем, что может быть.

Мы рассмотрели вопросы безопасности, связанные с попаданием радиоактивности. Что еще является неотъемлемой чертой двухконтурной схемы отвода тепла? Обязательное наличие компенсатора давления в первом контуре. Все жидкости, которые используются в теплоносителе в первом контуре, если он однофазный, т.е. не кипящий (например, натрий, свинец-висмут или вода) - все эти жидкости обладают свойством уменьшать плотность при нагревании, т.е. они расширяются при нагревании и довольно сильно. Особенно это касается воды. Таким образом, если вы сделаете первый контур таким, что он будет полностью, под завязку, заполнен водой (холодной), то как только вы начнете греть, его разорвет. В воде, где коэффициент расширения большой, в компенсатор объема вытесняется 30 % объема воды первого контура, потому что плотность горячей воды – 0,7 (при 3000 С, 160 атм), а холодной – 1. Т.е. если плотность уменьшается на 30 %, значит, компенсатор должен иметь в себе возможность поглотить в себя, забрать 30 % объема воды. Дальнейшая задача компенсатора объема – поддерживать давление в первом контуре на всех режимах на том уровне, который требуется для нормальной эксплуатации (давление 160 атм.), препятствовать повышению или снижению давления. Для этого там предусмотрены свои системы, мы о них потом поговорим.

Для жидкого металла, хоть он и расширяется в десять раз меньше, чем вода, но все равно расширяется, все равно нужен компенсатор давления (иначе он называется компенсатором объема). Но для жидких металлов он небольшой, в десять раз меньше, чем для воды, потому что там нужно предусмотреть увеличение всего на 5 % объема. Но, тем не менее, это неотъемлемая часть установки, компенсатор давления нужен обязательно.

Дальше надо ответить на такой вопрос – исторически так сложилось, что прототипом реактора ВВЭР (и PWR, американского) был реактор атомных подводных лодок, т.е. корпусный реактор с водой под давлением двухконтурный, но как появились на свет одноконтурные установки? Ведь было ясно, конечно, что на один барьер безопасности станет меньше, потому что, вообще говоря, когда рассматривают глубоко эшелонированную, многобарьерную защиту против выхода осколков деления, что является первым барьером, который удерживает осколки деления? Это сама топливная матрица. Вот таблетка двуокиси урана или другого топлива – даже если оболочка разгерметизируется, все равно основная масса, ~ 99 % осколков, останется в топливной таблетке. Второй барьер – это оболочка твэла. Но дальше уже рассматривается первый контур –понятно, что это граница, но вот дальше в двухконтурной схеме был парогенератор, а в одноконтурном реакторе его убрали, значит, на один барьер стало меньше. Таким образом, разработка одноконтурных станций потребовала разработки и отработки испытания таких топливных сборок (ТВС), у которых отказы были бы крайне редкими, т.е. ТВС должны быть высоконадежными. Только в этом случае одноконтурные станции могли надежно и безопасно эксплуатироваться. А главным доводом в пользу одноконтурных было то, что они дешевле, вот тут парогенератор есть, а вот в одноконтурном нет – исключается такое сложное оборудование. Но на практике оказалось, что разницы большой в экономических показателях нет, потому что парогенератор выбросили, а барабан-сепаратор поставили – а он по металлоемкости, в общем, почти такой же, как парогенератор. В результате получилось так, что они конкурируют. Вот в Америке примерно где-то 1/3 реакторов одного типа, 2/3 – другого типа, и они работают с очень близкими экономическими показателями. К двухконтурным же относятся и реакторы, в которых в первом контуре используется сплав свинец-висмут. Этот теплоноситель, который используется на лодках, тоже двухконтурной системы, потому что этот тяжелый жидкий металл химически инертен, поэтому никаких бурных реакций с водой не возникает, т.е. нет химического взаимодействия воды и этого теплоносителя.

Аварии на Три Майл-Айленд ( ТМА 1979 г.) и в Чернобыле (1986 г.) по-казали, насколько серьезными могут быть эти угрозы. Именно после этих ава-рий вопросы безопасности при проектировании, строительстве и эксплуата-ции АЭС стали жизненно важными для атомной энергетики и именно они обусловили научно-технический прогресс в ядерной энергетике и технологии за последние 20 лет.
Основы физики и динамики ядерных реакторов лекции