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

Таким образом, мы пришли, исходя из требований безопасности, к облику реактора с внутренней самозащищенностью. Вот термин такой есть – внутренняя самозащищенность. Сейчас внедряется другой термин – внутренняя присущая безопасность, но этот термин дезориентирует людей, потому что реактор, конечно, все равно остается опасным. В нем всегда есть внутренняя опасность, поскольку в нем заключена огромная радиоактивность. Правильно говорить о внутренней самозащищенности в отношении тяжелых аварий. Значит, первое: запас реактивности может быть сделан меньше b. Понятно, как это сделать: быстрый реактор с коэффициентом воспроизводства чуть больше единицы, это отрицательные обратные связи, небольшой отрицательный пустотный эффект, чтобы мощность давилась. Это теплоноситель с высокой точкой кипения, чтобы не было давления и не было опасности взрыва корпуса реактора под действием сил внутреннего давления. Ведь все ВВЭР, РБМК – это сосуды или каналы, работающие под давлением, с этим давлением борется сопротивление металлов, но металл устает - термоциклика, радиация и т.д. Если происходит хрупкое разрушение – тяжелая авария – ничего этого нет, эта опасность устранена. Если лопается корпус такого реактора, никакого выброса энергии нет, ничего не происходит.

Вопрос – а какая точка кипения?

 У свинца 17300, у свинца-висмута – 16700. Т.е. скорее корпус расплавится, разольется, а давление в теплоносителе все равно не будет.

Дальше. Исключаются потери теплоносителя. Для этого должна использоваться конструкция, в которой не должно быть внешних трубопроводов, внешних слабых мест (у нас течи были на свинце-висмуте – трубы текли и т.д.). Если вы делаете моноблок, интегральный, страховочный бак под наливом – течи тоже исключаются. Исключается химический источник опасности, взрывов, пожаров, потому что свинцово-висмутовый теплоноситель химически инертный. И теплоотводные аварии – при полном обесточивании вы обеспечиваете отвод тепла, в общем то, двое суток, т.е. гарантии с зоны можно не снимать. Но двое суток – это ведь большое время для пополнения запаса воды, это если просто ничего не делать и смотреть двое суток, но когда происходит обесточивание, то можно хоть движок там привести, насосы пожарные, все, что угодно можно сделать.

Ну вот, собственно, на этом мы закончим физические принципы обеспечения безопасности будущих реакторов. И сейчас я буду рассказывать про тот опыт, который мы накопили, показывать слайды.

Вопрос – а вот свинец-висмут когда был избран?

Александр Ильич Лейпунский, научный руководитель ФЭИ (сейчас его имя носит институт) в 1950 г. занимался быстрыми реакторами, был научным руководителем этой темы (лодками институт еще не начал заниматься). И в качестве теплоносителя в быстром реакторе он выбрал свинец-висмут. Я в то время был студентом, на практике, и делал расчеты этого реактора. В книге воспоминаний о А.И.Лейпунском моя статья тоже есть. Выбрал он этот теплоноситель, конечно, по соображениям безопасности, для быстрого реактора вода не годится, это понятно, потому что она замедлитель. Из всех жидких металлов была известна ртуть, и институт уже имел опыт по ртути, был маленький реактор построен для проверки, но ясно было, что это не годится, у ртути очень большой захват нейтронов. Был натрий. И был свинец или свинец-висмут. Со свинцом работать трудно, он понял это, когда посмотрел, что точка плавления у свинца высокая, а у свинца-висмута – близка к натрию. Натрий плавится при 980, а свинец-висмут – при 1250. И, как оказалось, этот выбор был исключительно правильный. Безопасность прежде всего, конечно. С натрием нахлебались, в общем, много. С ним и пожары периодически случаются. Вот на японском реакторе пожар случился - слава богу, течь была во втором контуре – натриевом, не радиоактивном, а если бы это была течь на радиоактивном контуре, там было бы вообще такое…… . Потому что натрий очень активируется, аэрозольная активность идет. Кроме того, если натрий в первом контуре выгорит, а реактор имеет положительный пустотный эффект, он начнет разгоняться. Тоже не подарок. Есть способы борьбы с положительным пустотным эффектом у натриевых реакторов, но это делается за счет потери других качеств.

Вопрос – когда мы разбирали с органическими котлами различия управления, там у нас было прямое воздействие и мы повышали мощность повышая топливоподачу. А здесь мы так и не ушли от этого.

 Как же не ушли? Топливо у нас все содержится в реакторе, в ВВЭР – на год работы, у РБМК – на неделю (я условно говорю), до перегрузок можно сделать. Вы управляете уже не топливоподачей, вы управляете нейтронным потоком, поддерживая его на том уровне мощности, который нужен…….

Вопрос – мы открыли – получили больше мощность.

 Где? На реакторе? Нет, в чем разница? Разница в том, что когда вы управляете органической установкой, у вас положение органа регулирования говорит об уровне мощности. Оператор сразу видит, какая мощность, ему не надо смотреть на какой то другой прибор – только открытие клапана топливоподачи или число оборотов топливного насоса говорит об уровне мощности. На реакторе органами управления являются стержни. Их положение, которое обеспечивает критичность (т.е. чтобы шла цепная реакция) не говорит об уровне мощности, потому что у реактора может быть состояние йодной ямы, стационарное отравление, стержни могут быть где угодно, их положение не говорит об уровне мощности.

Вопрос – это раньше так и было, а сейчас от этого никуда не ушли?

Никуда не уйти от этого. В быстром реакторе по положению стержней можно определить энерговыработку, потому что там обратные связи маленькие, запаса на отравление и на температурный эффект не нужно. Так что если там стержни монотонно извлекаются из активной зоны, то по положению стержней можно судить об энерговыработке, но все равно не об уровне мощности. Положение стержней – это как запас бензина в баке, как говорится. Вышли наверх – значит, кончилась кампания, надо перезагружаться. А о мощности положение стержней ничего не говорит.

Ну и последнее - это накопленный опыт, сначала лодочный.

Вот это первая подводная лодка на свинце-висмуте (я буду говорить только о свинце-висмуте). Ее тактический номер К-27, а проект № 645. Она была  оборудована двумя реакторами мощностью по 70 МВт, успешно отплавала первую кампанию и после перегрузки топлива в 1968 г. 24 мая на реакторе левого борта произошла тяжелая авария. Как потом выяснилось, там расплавилась, наверное, четверть активной зоны. Сначала разберем внешние признаки аварии. Я в комиссии был, которая там находилась, что мы изучали? Во-первых, когда пришла шифровка сюда о том, что произошла авария (срочно нужно было вылетать, ночью), у них запросили, в каком положении находятся поглощающие стержни? Ответили, что все стержни наверху. Но этого не могло быть! Реактор только после перегрузки, у него всего 10 % энерговыработки, нет, здесь какая то ошибка, не может этого быть. Но оказалось, что это так. Что наблюдали те, кто сидел за пультом? Это было во время работы реактора на мощности примерно 80 % от номинала, были флотские учения, и лодка ходила где-то, стреляла торпедами. И на уровне мощности 80 % на реакторе левого борта неожиданно вышел на верхний концевик стержень автоматического регулятора. Мощность в этом реакторе поддерживалась так же, как на РБМК, это на ВВЭР хорошее саморегулирование, а на РБМК есть задатчик мощности и вот он поддерживает мощность. Он был где-то в середине реактора и за пять секунд вышел на верхний концевик, после этого мощность стала падать. Вот это и наблюдал оператор. Потом стало ясно, почему он вышел на верхний концевик. Потому что нарушился теплоотвод, отрицательная обратная связь изменилась и потребовала, чтобы регулятор ее скомпенсировал, пока регулятор выходил наверх, он скомпенсировал эту отрицательную обратную связь, не понимая совершенно, что там произошло с теплоотводом. Регулятор вышел наверх и мощность упала до ~ 30 %. Командир заметил, что скорость снизилась и дал команду: «держать ход». На флоте положено отвечать не рассуждая: «есть, держать ход». А там уже начались и радиационные сигналы все выпадать – все равно «держать ход, ничего не знаю». А держать ход как? У него двенадцать компенсирующих стержней. И вот полчаса (потом по журналу определили) оператор непрерывно один за одним компенсирующие стержни выводил наверх, пытаясь бороться с падением мощности. На самом деле шло плавление активной зоны, топливо выходило в контур, а он поддерживал цепную реакцию, поднимая все поглощающие стержни. Отличник боевой и политической подготовки, кончил Дзержинское училище. Ни хрена не понимает, что он делает.

Дальше, когда этот отличник боевой подготовки вывел все стержни, он доложил – «все, больше не могу», в это время мощность упала уже до 7 % и вот только тогда была сброшена аварийная защита. К сожалению, командир тут тоже много чего нарушил. Во время всего этого происшествия везде звенело, все красные лампочки мигали «Радиационная опасность в отсеке», командир должен был объявить сигнал «Радиационная опасность», при этом экипаж должен был рассредоточиться - кто идет в корму, кто в нос лодки – квадрат расстояния всегда работает, ведь это проникающее излучение, это не воздух. Вот водяная лодка была, К-19, несчастная, ее Хиросимой прозвали, там лопнула трубка первого контура и всю лодку настолько загрязнило, облучались даже спасатели, которые к ней подходили сбоку, там погибло человек пятьдесят от переоблучения. И здесь тоже погибло семь человек. Боцман, который за переборкой спал, ему не сказали – уходи оттуда, и другие, которые там рядом были. Вот это внешние проявления. Я там сидел месяц, все уехали, а меня как заложника оставили, потому что я этот реактор рассчитывал. Ждали, пока не замерзнет теплоноситель, чтобы не образовалась вторичная критическая масса, чтобы не случилось еще чего-нибудь. Вот когда все уже замерзнет, тогда там никаких передвижек нельзя будет сделать, ни стержень не поднимешь, потому что стержень тоже в чехлах со свинцом-висмутом. Тогда будет ясно, что уже никакой критичности не будет. Вот я каждый день считал градусы, пока температура не опустилась до 1200, тогда мне подписали командировку и я оттуда улетел.

После этого лодка стояла несколько лет (четыре года, по-моему) с замороженным теплоносителем. Реактор правого борта был нормальный и думали - восстановить его или не восстановить, в общем, все это было и дорого и тяжело. Флот высказывал очень большие претензии в то время по поводу того, что лодку нельзя заморозить, а потом разморозить и нормально ввести в эксплуатацию. У водяных лодок, когда они приходили из похода, все было просто. Расхолодились чуть-чуть, пульт на замок и команда ушла гулять. А здесь надо было все время держать теплоноситель в горячем состоянии, чтобы он был жидкий. Для этого нужно было предусмотреть, чтобы на базе был надежный паровой котел, паровой обогрев, чтобы было как отопление, снаружи подогревалось. Но там то кочегар пьяный, то мазута не завезли, в результате все эти лодки, дальнейшая их серия, в базе стояли, работая на мощности 0,5 %. Все время все оборудование работало, пульты работали. Это вызывало очень большое раздражение у флота, и было сказано, что если мы не решим эту проблему (размораживания – замораживания), больше такие лодки флоту будут не нужны, несмотря на все их хорошие качества.

И вот здесь был проведен опыт, сначала на отдельном оборудовании, вот на этой реакторной установке правого борта. Эта реакторная установка по определенному регламенту подъема температур по времени была разморожена, т.е. теплоноситель приведен в жидкое состояние, далее был произведен запуск реактора и выход на мощность 20 % с целью проверки радиоактивности газа. Проверялись оболочки твэлов – самые уязвимые места - лопнули – не лопнули. Оказалось, что все в порядке, теплоноситель никуда не утекает, целостность первого контура сохранилась, но это был единственный опыт по размораживанию, когда лодка целиком размораживалась, хотя она не приспособлена была к размораживанию. Вот моноблочная конструкция гораздо проще – там проще все делать, и тем не менее этот опыт показал, что размораживание возможно.

Вопрос – так а причина аварии?

 Что показали последующие исследования? Первая причина аварии была связана с недоработкой проблемы технологии теплоносителя. Этот теплоноситель казался очень простым в эксплуатации, ведь прежде чем пойти на лодку было построено огромное количество просто циркуляционных контуров в институте, где были насосы, парогенераторы, проводились испытания на коррозию и т.д. Но как с этим оборудованием обращались? Надо что то - открывали крышку и вот он – жидкий теплоноситель. Лепесток, конечно, надевали для порядка. Сверху плавали окислы, их как шумовкой убирали и снова поверхность становилась как чистое блестящее зеркало, закрывали крышку и поехали дальше и т.д. Ясно, что такое обращение и в голову не могло прийти при работе с натрием или с водой, когда вы под давлением там что-то делаете. Здесь можно было так обращаться. В результате в газовой системе первого контура было громадное количество неплотностей, из которых утекал газ, на это махали рукой (ну и черт с ним, пусть утекает), подпитывали газом гелием, в нем кислород был. Много было ремонтов - открыли, разрезали, трубы заменили, в общем, короче говоря, накопилось где-то большое количество окислов. Они плавают сверху, на свободных поверхностях, но где-то и куда-то эти окислы могли и захватиться. Кроме того, там текло масло из масляных уплотнений, закоксовывалось, насосы были с масляным уплотнением по газу, вертикальные насосы, разделяющие активные части газа от воздуха. И выдвинуто было вот такое предположение (другого ничего нет) - что во время торпедных стрельб произошел заброс вот этих шлаков на вход в активную зону, законопатил часть проходного сечения и попал в зону. Возможности разместить термопары были очень ограниченные – там находилось всего две термопары, был сигнал, по повышению температуры, но не в той части, к сожалению, где было вот это повышение температуры. Поэтому эти термопары почувствовали, локальные, а баланс по средней температуре ничего не дал. И вот после этого то и развернулись работы по технологии теплоносителя, которые около пятнадцати лет велись во многих институтах страны и наконец эта проблема была решена. Во-первых, конечно, были подняты все требования по герметичности первого контура. А на ВВЭР допускается работа с течью первого контура, хоть маленькой?

Вопрос- допускается.

 Какая постоянная течь допускается первого контура?

Вопрос – из первого во второй? 4 кг/час.

Постоянно?

Вопрос – да, нет. Это предельно.

 Сомневаюсь.

Вопрос – точно.

 Не может быть, чтобы радиоактивная вода на ВВЭР допускалась в турбину. Если идет 4 кг/час, то вся вода второго контура станет радиоактивной.

Вопрос – есть такое ограничение – 4 кг/час.

Наверное, есть какое-то время?

Вопрос – если подходит к 4 кг/час, то можно продолжать работу при снижении мощности. Есть такая цифра.

Но, наверное, не при всякой радиоактивности воды. Вода то первого контура может быть высокорадиоактивной. Есть предел по радиоактивности воды – там 10-2 Ки/л, или сколько там? Я просто хочу сказать, что давление гелия там было низкое, 1 атм или что-то около того, т.е. течеискателем это все легко было установить, т.е. во-первых, исключили возможность попадания воздуха в первый контур, т.е. все ремонтные работы делались со скафандрами, с шиберами, которые исключали попадание воздуха в первый контур, перегрузки и т.д. Первое.

Второе. Были разработаны устройства глубокой очистки теплоносителя от окислов с помощью специальных эжекционных устройств, т.е. от насоса на эжектор подавалась часть расхода, эжектор подсасывал специально в газовую систему гелий-водородную смесь (гелий-водородную – чтобы взрывобезопасная была, а водород восстанавливает окислы свинца до чистого свинца и паров воды). Пары воды идут в конденсатор, который есть в газовой системе и превращаются в воду. Были разработаны приборы, измерители содержания кислорода, типа рН-метров, подобные тем, которые есть на водяных лодках. И на серийных лодках уже другого проекта никаких проблем с технологией теплоносителя не было. Кроме того, что эти все мероприятия по улучшению технологии теплоносителя были реализованы, когда уже лодки были построены, стояли в цехах (их строили на двух заводах) и вся эта технология теплоносителя была как бы внешняя. Ну вот как на искусственной почке человек существует, так вот и здесь – т.е. эта технология не была встроена органически внутрь этой установки, как вот все это реализовано на СВБР. Поэтому это на базе тоже вызывало много хлопот, каждый год надо было к этой точке подключаться, чиститься, контролироваться, т.е. приводить теплоноситель в кондицию, грубо говоря.

Вот причины. 

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