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

Первый класс аварий – реактивностные аварии.

 Под этими авариями мы подразумеваем аварии с возможностью мгновенного разгона. Чем обусловлена возможность мгновенного разгона? Величиной запаса реактивности, вы знаете это. Если запас реактивности больше b, больше 1 $, то это значит, что при ошибочных действиях, тем более при диверсионных действиях (выдергивание стержней или выстреливание их или обрыв привода под действием давления – неважно, что) у вас высвобождается запас реактивности, больше b. Поэтому возникает вопрос – можно ли сделать реактор, в котором запас реактивности был бы меньше b? Тогда, даже если вы вытащите все стержни, у вас процесс пойдет медленно и последствия будут совсем другими. Но ответ на этот вопрос простой. В принципе можно, можно даже и на традиционных реакторах сделать, но реактор будет очень неэкономичный. Для чего нужен запас реактивности? Нужно компенсировать отравление, выгорание и т.д. Значит, это не практичный способ. А какой способ практичный? Давайте сейчас его рассмотрим.

 Перейдем к реактору на быстрых нейтронах. Что дает, во-первых, сам реактор на быстрых нейтронах? В нем отсутствует эффект отравления ксеноном. Для реактора на быстрых нейтронах ксенон, самарий имеют рядовые сечения, входят в шлаки, и не нужно иметь запас реактивности специально на отравление. Это первое.

Второе. В реакторе на быстрых нейтронах температурный коэффициент реактивности раз в 10 меньше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, где вода сильно меняет свою плотность. В реакторах на быстрых нейтронах жидкометаллический теплоноситель сравнительно мало меняет свою плотность, поэтому запас реактивности на температурный эффект тоже значительно меньше. Но если мы сейчас говорим о работе реактора на номинальной мощности, то этот запас реактивности уже выбран, потому что раз вы вышли на номинальную мощность, то запас реактивности на преодоление мощностного эффекта реактивности уже выбран и на стержнях его нет. Он есть, пока вы на низких уровнях мощности находитесь, но когда вы вышли на номинальную мощность, вы уже скомпенсировали мощностной эффект. У вас остался, таким образом, только запас реактивности на выгорание, на кампанию, на энерговыработку.

Вы знаете, что быстрый реактор можно устроить таким образом, что в нем могут быть различные значения коэффициента воспроизводства топлива. Может быть коэффициент воспроизводства меньше единицы, тогда реактор будет нарабатывать плутония меньше, чем его сгорает. Можно сделать так, что будет реализовываться расширенное производство плутония. Но можно сделать и такой реактор, в котором коэффициент воспроизводства был бы равен единице, коэффициент воспроизводства внутренней, активной зоны. Если сделать коэффициент воспроизводства равным единице, это означает, что в таком реакторе нет избытка топливной загрузки сверх критической. Есть только критическая загрузка. И реактор в каждый момент, в каждую секунду будет рождать столько ядер плутония, сколько сжигается там ядер 235U (или плутония, если он на OXIDE работает). Но такой реактор тоже работать не будет, потому что в нем накапливаются осколки деления, но они же поглощают нейтроны, значит, нужно компенсировать накапливающиеся осколки деления некоторым избыточным количеством нарабатываемого плутония. Значит, коэффициент воспроизводства активной зоны должен быть чуть-чуть больше единицы (1,03, такого порядка) и такой реактор, как показывают расчеты, может быть создан, с небольшим коэффициентом воспроизводства. Тогда, если вы смотрите, как меняется эффективный коэффициент размножения во времени от начальной загрузки до перегрузки, он будет превышать единицу на величину, меньшую, чем b. Потому что у него нет избыточного количества делящегося материала, который надо было компенсировать стержнями, т.к. он готовит для себя делящийся материал непосредственно в процессе работы. И тогда не нужен запас реактивности, чтобы его компенсировать. Значит, тогда за период от перегрузки до перегрузки запас реактивности будет меньше b и вы устраняете принципиально возможность мгновенного разгона реактора. Вот это метод детерминистического исключения разгона на мгновенных нейтронах, для этого класса аварий - реактивностных.

Но ведь реактивность на авариях, в принципе, возможна и из-за действия обратных связей. Ну вот, допустим, на РБМК - даже если бы и не было никакого запаса реактивности - там же никто не выдергивал стержни, чтобы вызвать разгон, а наоборот, сбрасывали их. Но действие положительной обратной связи парового эффекта реактивности привело к тому, что высвободилась положительная реактивность, больше b. Значит, отсюда следует такое требование к реактору - исключить реактивность на аварии. Чтобы отсутствовали положительные обратные связи в реакторе, чтобы обратные связи были отрицательные - тогда реактор приобретает свойства самозащищенности уже по отношению к теплоотводным авариям. Потому что если у вас обратная связь положительная и прекращается отвод тепла, то дальше в процессе высвобождения положительной реактивности от этой обратной связи мощность будет все расти и расти. Если у вас обратная связь отрицательная, вы прекратили отвод тепла, а мощность начнет снижаться. И это на самом деле не только расчеты подтверждают, но и опыт. Вот на американском быстром реакторе ЕВR-2 (с натриевым охлаждением, неважно), после выполнения расчетов был проведен такой опыт. Была заблокирована аварийная защита по остановке циркуляционных насосов первого контура. Остановили насосы и наблюдали, записывали параметры. Было зафиксировано, что температура теплоносителя начала расти, но отрицательная обратная связь вызвала падение мощности. И мощность самопроизвольно снизилась до уровня естественной циркуляции теплоносителя. Насосы стоят, а тепло все равно отводится. Конечно, для этого потребовалось повысить температуру, и тут должен быть определенный запас работоспособности топлива. Но вот на воде поднять температуру нельзя, потому что давление сразу начинает расти, а на жидких металлах можно, на разных металлах в разной степени, но возможно.

Но есть к обратным связям и другое требование. Плохо, если обратная связь хотя и отрицательная, но очень большая. Большая отрицательная обратная связь создает возможность так называемых холодных реактивностных аварий, т.е. быстрое захолаживание активной зоны. Это может произойти, если у вас, например, отключена петля теплообмена – тогда в парогенераторе будет холодная вода. Когда выключили ГЦН, так сказать, то сразу холодная вода пошла разбавлять реактор – но все зависит от того, как скоро идет разбавление. Это приводит к появлению положительной реактивности, т.е. дальше возникает вопрос – быстро или медленно произошло это захолаживание. Захолаживание может произойти, допустим, при разрыве паропровода, в этом случае давление в парогенераторе сразу падает до атмосферного, точка кипения воды становится уже 1000 вместо 2500 (или сколько там), отбор тепла от первого контура резко увеличивается – таким образом, происходит захолаживание первого контура, ввод положительной реактивности. Поэтому, когда я говорю, что должен быть отрицательный температурный коэффициент, я должен добавить, что он не должен быть большим, он должен быть достаточным для того, чтобы снижать мощность при прекращении теплоотвода, но он не должен приводить к холодным авариям, когда высвобождается слишком большая положительная реактивность при резком захолаживании активной зоны.

Есть еще одно требование к реактивностным авариям. Реактор должен обладать отрицательным пустотным эффектом реактивности. Вот то, что мы про РБМК говорили – у него был положительный пустотный эффект реактивности, т.е. паровое запаривание пустотное. И вот оказывается, что БН-600, который работает на Белоярской станции, тоже имеет положительный пустотный эффект реактивности. Т.е. если натрий весь сольется, то реактор начнет разгоняться. Таким образом, требование такое: должен быть отрицательный пустотный эффект реактивности.

Почему на натриевом реакторе вот этот пустотный эффект реактивности положительный? Натрий, строго говоря, не является замедлителем. Когда мы рассматривали замедлители, то последним из замедлителей был графит. У углерода массовое число 12, а у натрия – 23, в 2 раза больше. Т.е. как замедлитель он нехорош, но тем не менее, в быстром реакторе он замедляет нейтроны. Что произойдет, если в быстром реакторе вы сольете замедлитель, сольете натрий? У вас спектр нейтронов станет более жестким, сдвинется в сторону больших энергий. А вы помните, что 238U имеет пороговое сечение деления, значит, когда мы рассматриваем реактор с натрием, в нем происходит меньше делений, m вырастает, т.е. вот этот коэффициент m, коэффициент размножения на быстрых нейтронах, становится больше. Ну и кроме того натрий поглощает нейтроны, хоть и не очень сильно. Т.е. вы, с одной стороны, выбрасываете поглотитель, а с другой стороны, делаете более жесткий спектр и увеличиваете m, поэтому вот такой легкий теплоноситель как натрий причиняет подобные хлопоты, вызывая положительный пустотный эффект реактивности. Это является болевой точкой натриевых реакторов, потому что в тяжелых авариях, если прекращается теплоотвод, натрий может закипеть, натрий уже закипает при температуре всего ~ 9000. Если образуется пар натрия – то тоже получается пустотный эффект, высвобождение положительной реактивности. Т.е. вот это все относится к реактивностным авариям и к требованиям, которые к ним предъявляются.

Вопрос – а вот СВБР как себя поведет в таких ситуациях? 

 А СВБР поведет себя нормально, потому что у него тяжелый жидкометаллический теплоноситель, а раз тяжелый – то он слабо замедляет нейтроны, и когда вы его выливаете из реактора, то гораздо больше действует увеличение утечки нейтронов через все вот эти каналы, чем увеличение коэффициента m, т.е. у СВБР отрицательный пустотный эффект реактивности высвобождается, если теплоноситель сольется.

Вопрос – что такое СВБР?

СВБР, сокращенно - это свинцово-висмутовый быстрый реактор. 75/100 – это эквивалентная электрическая мощность в зависимости от параметров пара, потому что он первоначально делался для реновации старых блоков Нововоронежской станции, где давление на турбинах было низкое, поэтому к.п.д. был низкий, и получалось  75 МВт. В новом проекте, когда на турбину запроектировали 90 атм., мощность стала 100 МВт, за счет к.п.д. получается большая электрическая мощность.

Вопрос – а какой к.п.д. там будет?

Тот проект, первого этапа, который предлагается к реализации, рассчитан на работу на насыщенном паре, т.е. он будет работать так же, как работают все турбины АЭС. А если насыщенный пар, к.п.д. не очень высокий, у него к.п.д. на процент больше, чем у ВВЭР. У ВВЭР 33,3 а тут 34,5, по-моему. Т.е. тот проект, который предлагался и с которым вы тут знакомитесь, имеет большой потенциал совершенствования, т.е. в него заложены консервативные решения, проверенные, конструктивные, схемные и т.д., все новации отложены на будущее. А почему можно было такой подход реализовать? Потому что даже при таком подходе экономические показатели получились лучше, чем у ВВЭР-1500 и на уровне современных парогазовых станций. Главный выигрыш в том, что нет станционных систем безопасности, потому что реактор оказался внутренне самозащищенный. И у него нет, кроме аварийной защиты, таких специальных внешних систем безопасности. Т.е. все системы безопасности одновременно являются системами нормальной эксплуатации, большинство, по крайней мере. Поэтому все резко упрощается и стоимость снижается.

Необходимо помнить, что атомные станции (АЭС) являются очень специфическими энергетическими источниками, поскольку в процессе работы в них накапливаются и удерживаются большие количества радиоактивных веществ. В случае выхода этих веществ за границы АЭС в количествах, превышающих допустимые нормы и пределы, может произойти радиационное поражение персонала и населения, а также загрязнение окружающей среды.
Основы физики и динамики ядерных реакторов лекции