Развитие атомной энергетики Реакторы транспортных двигательных установок Реакторы на быстрых нейтронах Реактор РБМК Реактор ВВЭР Реактивностные аварии Аварии с потерей теплоносителя

Атомная энергетика. Типы ядерных реакторов

Лекция

При разгоне реактора растет его мощность, увеличивается парообразование и начинает расти давление пара в сепараторе. Но ведь существует аварийная защита и (вы видели на тренажере) по превышению давления пара во втором контуре (80 кг) уже должна сработать аварийная защита и остановить реактор. Почему не сработала вот эта аварийная защита? Она не сработала потому, что процесс роста мощности был очень быстрым и значит, было очень быстрое испарение воды, которая находилась в каналах. Представим, например, что вся вода, которая была в каналах, превратилась в пар за 2 – 3 секунды. Этому пару надо выйти в сепаратор, а ведь трубопроводы пароводяных коммуникаций имеют определенное гидравлическое сопротивление, рассчитанное на номинальный расход пара и перепад давления между давлением на выходе из технологических каналов до входа в сепаратор, допустим, 5 атм (я думаю, не больше, такого порядка). Если там нормальное давление – 65 - 70 атм, то здесь на 5 атм больше. Но вы знаете, что всегда гидравлическое сопротивление растет квадратично расходу. Значит, если у вас в результате мгновенного разгона за 5 с паропроизводительность реактора выросла в 10 раз по отношению к номинальной, на короткое время, но в 10 раз – то чтобы за это время пару «пропихнуться» через  трубопроводы, гидравлическое сопротивление тракта нужно было увеличить квадратично – в 100 раз. Т.е. возросло гидравлическое сопротивление, и если бы прочность каналов выдержала, то этот расход пара, который за 5 с, допустим, вырос в 10 раз, он бы и пошел в сепаратор, но при повышенном давлении на выходе из каналов. Если расход мгновенно увеличивается в 10 раз в течение 5 с, то гидравлическое сопротивление увеличивается в 100 раз. Значит, если был перепад давлений 5 кг, а произошло увеличение в 100 раз – получается 500 кг. Это привело к тому, что те предохранительные клапаны, которые стоят на сепараторе и анализирующие датчики не успели сработать за такое короткое время. А что произошло? Как только начало расти давление в каналах, обратные клапаны все закрылись – получилось, что в ту сторону вода не идет, таким образом, был превзойден предел прочности каналов, в тех местах, где стоят переходники из циркония (или из стали, это уже не принципиально). Началось лавинообразное разрушение каналов. На Ленинградской станции были подобные случаи. Но единичные – где-то там закрыли регулирующий клапан на входе в канал - естественно, там что-то перегрелось и т.д. Такая авария закладывалась в проект – т.е. предполагалось, что эта авария может быть – проектная, но не массовая. Скажем, предполагалась разгерметизация трех каналов - тогда пар идет в корпус реактора, в графитовую кладку. Для предотвращения аварии, для сброса этого пара, в различных местах реактора были расположены трубы, чтобы пар куда-нибудь отводился, например, в УПАК. Но это поможет, если три канала лопаются. А если лопнуло 500 каналов (я условно говорю), то давление пара надо больше, чтобы пару «пропихнуться» через эти трубы. И тут уже не выдержала прочность корпуса, корпус вообще не рассчитан на избыточное давление, он выдерживает какие-то там 100 – 200 мм водяного столба, но не атмосферы. Если вы возьмете крышку толщиной  10 м и, например, 1 кг давления на нее, то это такие усилия, которые отрывают крышку от цилиндрического корпуса, она вылетает вместе со всеми стержнями и т.д. Вот это паровой взрыв, его механика, грубо говоря, то, что произошло на Чернобыльской станции.

Теперь дальше, что наложилось на это и какова была роль системы аварийной защиты? Сегодня надо четко сказать, что был принят совершенно неправильный проект аварийной защиты.

Вопрос – подавление идет в барабан-сепараторе?

  Да, конечно.

Вопрос – просто до них это не дошло?

Не дошло. А если бы и дошло – то было бы уже поздно. Но не дошло, конечно.

Дальше. Аварийная защита. Стержни аварийной защиты имели вытеснители, которые представляют из себя непоглощающие нейтроны полости в нижних концах стержня, заполненные алюминием или графитом, в кожухах, конечно. Для чего были нужны такие вытеснители? Дело в том, что если их не делать и установить верхнее положение стержней аварийной защиты как раз на верхнем срезе активной зоны, то карбид бора, который все-таки сильно поглощает тепловые нейтроны, как раз будет поглощать нейтроны. Фактически верхний отражатель, графитовый, перестанет быть отражателем, т.е. будут большие потери реактивности, потери кампании, запаса реактивности на энерговыработку, при этом теряется экономичность реактора.

Поэтому разработчики пошли на то, что в том месте, где находится графитовый отражатель, сделали 800 мм этого вытеснителя, т.е. карбид бора располагается выше. Но на РБМК стержни аварийной защиты находятся в водоохлаждаемых каналах, в автономном контуре, но в водоохлаждаемых каналах. Поэтому получалась такая ситуация - когда стержни падают вниз, и пока поглотитель еще не войдет достаточно глубоко в активную зону, первое, что будет происходить – это будет вытеснение воды из верхней части канала СУЗ за счет того, что туда погружается вытеснитель.

Вопрос – но этот вытеснитель, он же ниже, чем карбид бора?

Ниже.

Вопрос – и под ним же как раз 1 м водяного столба?

Так я про это и говорю как раз. Вытеснитель прямо прикреплен к поглощающему стержню. В нормальном состоянии стержни взведены, над активной зоной стоят. Т.е. нормально стержни взведены.

Вопрос – а графит, он в активной зоне как раз?

 Если графит в активной зоне, тогда от него толку нет. Даже если так, то когда стержни начинают падать, все равно происходит вытеснение воды из канала в той области, где более эффективны и ценность и поток нейтронов. Т.е. распределение нейтронного потока такое, что получается, что при вводе стержней вначале вводится положительная реактивность. Но это происходит только тогда, когда реактор находится во внерегламентом состоянии. Всеми инструкциями предусмотрено, что должно быть не менее 18 (по-моему) поглощающих стержней, неприкосновенных. Они стоят в реакторе и их извлекать из реактора нельзя. Не было сказано в инструкциях, почему нельзя извлекать, но сказано, что в любом состоянии реактора должно быть не менее 18 стержней. Эти стержни обеспечивают запас реактивности, это не оперативный, не извлекаемый запас, т.е. эти стержни постоянно должны там стоять.

Почему это было нарушено? Мы говорили, что диспетчер попросил во время снижения мощности остановиться на 50 %, у него падала частота и он попросил задержать на сутки вывод блока из рабочего режима. А что начало происходить, когда мощность со 100 % снизилась на 50? Реактор стал сползать в йодную яму. И для того, чтобы продержаться сутки (или около того) вот на этой мощности 50 %, им нужно было стержни вытаскивать один за другим, чтобы поддерживать критическое состояние реактора. Так вот, когда они пошли дальше, реактор уже был во взрывоопасном состоянии, потому что вот именно тогда, когда там остался всего один стержень (или два), состояние реактора было такое, что сброс АЗ приводил вначале к вводу положительной реактивности и только потом начинал давить ее. Давить отрицательную реактивность. Т.е. это была коварная система аварийной защиты. Знали разработчики об этом? Знали. А предупредили эксплуатационщиков? Нет, не предупредили. Сказали, что нельзя вытаскивать вот этот запас, который записан - и все. Этого бы не произошло лет 20 назад, когда все реакторы были в Министерстве среднего машиностроения, когда были традиции, существовала школа Курчатова, был страх перед Берией (что нарушать инструкции нельзя). Я вам рассказывал об одной аварии, которая произошла на одном из самых первых промышленных реакторов (плутониевых). Стали анализировать причину и определили, что оператор не закрыл какой-то клапан в таком-то режиме. Все – на пять лет в лагерь человек пошел. Проходит три месяца - и на этом же реакторе (или на таком же) происходит опять похожая авария. Опять работает комиссия, анализирует действия персонала, дошли опять до этого места – смотрят - все правильно оператор сделал. Стали думать, в чем дело? А причина, оказывается, была совсем в другом. Разобрались, оператор в лагерь не пошел, потому что это уже была ошибка ученых. А ученых за ошибки, как говорится, не наказывают. Не знали. Вот если написано – «нельзя», а ты нарушил – это дело другое. Тогда обратились к министру, к Славскому (я уж не помню точно, к кому именно) – «освободим, давайте, того оператора, не виноват он, не из-за него авария произошла». А министр отвечает: «Пусть сидит, пусть все знают, что инструкцию нарушать нельзя». Это передавалось из поколения в поколение эксплуатационщиков и это было свято – соблюдать инструкцию. Но когда потом пошел бардак в стране, все станции, кроме Ленинградской (она осталась в Министерстве среднего машиностроения) были переданы в Минэнерго. Решили, что удобно будет, когда и гидростанции, и тепловые станции и атомные – будут все в одном министерстве. Вот и пошли на этот шаг, хотя при том состоянии дел, наверное, не надо было этого делать. Потому что сразу пошли кадровые замены. А ведь на атомных станциях, средмашевских, был однозначный путь роста персонала – сначала оператор или старший оператор, потом начальник смены, потом зам. главного, потом главный. Т.е. человек шел от основ управления реактором, потому что главная опасность на атомной станции исходит от реактора. Человек, который рос по служебной лестнице, рос, узнавая все характерные особенности работы реактора, общаясь с учеными, конструкторами и т.д. Когда это все ушло в другое министерство, в руководство пошли другие люди – почему бы и нет, раз все безопасно? Александров Анатолий Петрович, научный руководитель, возглавлявший проект, сказал, что РБМК можно на Красной площади построить, настолько это безопасно. Ну, когда все слышат такие авторитетные слова, то директором мог стать электрик, турбинист, кто угодно, причем и главный инженер, и директор, сами по себе специалисты очень хорошие, но не понимающие, что там внутри реактора делается, откуда опасность идет. Т. е. не было того, что сегодня называется культурой безопасности, после Чернобыля этот аспект разработало МАГАТЭ, в нем установлен приоритет безопасности. А тут как произошло – диспетчер просит остановить снижение мощности. Если не нарушать инструкцию, то чтобы поддержать мощность, нужно было вводить другие блоки, отключать что-то и т.д. – из-за всего этого могла «полететь» премия и т.д. Никакой культуры безопасности в этом процессе не было, и вот произошло то, что произошло.

Теперь относительно аварийной защиты. Когда рассматривался проект РБМК на НТС, были эксперты, которые предупреждали о том, что подобная авария возможна. Но эти все предупреждения были проигнорированы. Возможно, если бы в инструкции по эксплуатации было дано разъяснение, почему нельзя делать то или другое с аварийной защитой, этого бы не случилось. Вот представьте себе инструкцию по управлению автомобилем, где было бы записано, что эта педаль – тормоз, но имей в виду, что на скорости от 70 до 80 она превращается в педаль газа. Можно управлять таким автомобилем? Трудно. Т.е. рефлекс на красную кнопку должен быть однозначный – это торможение и нечего думать, что иногда она может превратиться в ускорение. А вот в этом реакторе на самом деле примерно так и было.

Так вот, что я имею в виду, когда говорю о двух версиях? Действительно, там (на Чернобыльской АЭС) начались гидроудары, была сброшена аварийная защита и произошел взрыв – причем было зафиксировано два всплеска потока нейтронов, два мгновенных разгона, а что же явилось первой причиной, самой главной, из-за которой произошла авария? Оттого, что аварийная защита так сработала? Тогда разработчики виноваты, потому что оператор увидел непорядок, нажал кнопку – и аварийная защита сбросилась. Если же с АЗ это потом уже произошло, а реактор все равно взорвался от того, что попал в такой опасный режим – то больше виновата эксплуатация. Какая же статья была уголовного кодекса, когда судили Брюханова, директора станции? Ничего не нашли другого, как такую статью – «за халатность на взрывоопасном производстве». Но где сказано, что атомная станция – это взрывоопасное производство? Вот производство динамита – это взрывоопасное производство (и другие подобные предприятия). А ведь сказано было авторитетно, что все безопасно, т.е. здесь уже изначально было заложено такое противоречие.

Какие же мероприятия были предприняты по усовершенствованию других блоков после Чернобыля? Была целая серия мероприятий. Если раньше аварийная защита имела указанные выше недостатки, то они ликвидированы. Ввели автоматический ввод дополнительных стержней снизу, чтобы не получалось перекосов поля в то время, когда срабатывает АЗ. Нужно было ликвидировать большой положительный паровой эффект реактивности – значит, увеличили обогащение топлива – было 1,8 - стало 2,5 %. Это надо было компенсировать дополнительными поглотителями, помните, в формуле для q, в знаменателе, там ведь паровой эффект зависит от того, какую долю макроскопическое сечение поглощения водорода составляет в общем макроскопическом сечении всех материалов. Если вы увеличиваете в знаменателе макроскопическое сечение деления, за счет обогащения, да вводите еще дополнительные борные стержни, то если раньше 5 % (я условно говорю) составляло макроскопическое сечение захвата нейтронов водородом во всем знаменателе – то стало, допустим, 1 % (я условно говорю). Это одна сторона вопроса. Но по q всегда составляющая остается положительной. И надо было что-то сделать, чтобы еще увеличить влияние через коэффициент j, т.е. увеличить резонансное поглощение. На последних блоках, я не знаю, где реализовано, где нет, но подрезка графитовых блоков предусматривается.

Вопрос – на Курской АЭС.

Т.е. был нормальный квадратный блок? Если вы не отрезаете графитовый блок, то у вас там пустота получается, т.е. вы увеличиваете количество графитового замедлителя. Что от этого происходит? Если раньше замедление нейтронов в воде почти никакой роли не играло (графита было очень много), то когда графита стало мало, вода в каналах стала использоваться уже более существенно как замедлитель. А изучив замедлители, мы знаем – если вода превращается в пар, то и утечка больше возрастает, но самое главное, что и j увеличивается, резонансное поглощение нейтронов, и в большей степени нейтрализуется вот этот положительный паровой эффект через q. Т.е. вот эти вот вещи тоже были реализованы. Также было сделано и много еще чего другого, так что сегодня зарубежными экспертами признано, что последнее поколение реакторов РБМК, в общем, удовлетворяет требованиям безопасности.

Переходим к следующему разделу, который назовем физические принципы обеспечения безопасности, т.е. физические принципы обеспечения безопасности уже будущих атомных станций.

Чтобы лучше понять важность реализации этих физических принципов, в качестве первого пункта этого раздела мы рассмотрим принципиальные отличия реактора как источника энергии от теплового источника энергии в плане безопасности. 

Принципиальные отличия в плане безопасности реактора как источника тепловой энергии от источника, использующего органическое топливо

Таких отличий принципиальных семь. Давайте их последовательно рассмотрим.

Первое отличие является продолжением достоинств ядерного топлива для производства энергии и связано с огромной энергоемкостью ядерного топлива по сравнению с энергоемкостью органического топлива. В два миллиона раз отличается энергоемкость урана (если его полностью превратить в осколки деления) от энергоемкости органического топлива, т.е., если в реакторе 1 кг урана полностью превращается в осколки деления, то при этом выделяется в два миллиона раз больше энергии, чем при сжигании 1 кг условного топлива. Это является, конечно, огромным преимуществом ядерной энергетики, потому что расходы на транспортировку топлива практически исчезают, т.е. они пренебрежимо малы. Но давайте рассмотрим, к каким последствиям в плане безопасности это приводит. Если источник энергии на органическом топливе, то в зоне горения топлива и в непосредственной близости от него находится очень небольшое количество топлива. Допустим, если это мазутный котел, то мазут еще содержится в трубопроводах, которые подают мазут в форсунки, допустим, на выбеге насос топливный работает - вот все, что может там, допустим, сгореть. А весь остальной мазут стоит в цистернах, в баках, где то далеко. Если это угольная станция – так уголь еще в шахтах где-то добывают, потому что каждый день ГРЭС потребляет несколько эшелонов угля. В автомобиле тоже бензобак где-то далеко расположен, в карбюраторе бензина находится чуть-чуть. А в реакторе, благодаря большой энергоемкости ядерного топлива, вы внутрь зоны горения, где идет цепная реакция, закладываете сразу запас топлива на год, допустим. Вот в ВВЭР – до следующей перегрузки. Т.е. вся энергия уже сидит в реакторе в связанном виде, потенциально сидит там.

Вопрос - реально там энергии еще больше, чем ее надо на год.

Конечно, во много раз больше. Т.е. у вас в зоне горения топлива сразу находится огромный запас энергии, так что если что-нибудь произойдет в результате неправильных действий, аварий, чего-то еще – энергия же может и высвободиться, правда? Т.е. когда у вас мало энергии содержится в зоне горения, то в случае ошибки будет малый масштаб ущерба. Ведь масштаб разрушений определяется количеством потенциальной энергии, которая может превратиться в кинетическую. А тут она вся внутри находится. И поэтому надо сразу представлять себе, что, конечно, реактор – это источник повышенной опасности, и что энергия, содержащаяся в нем, может высвободиться. Это однозначно.

Второе отличие ядерного источника энергии от органического. Когда вы выключаете двигатель автомобиля или останавливаете котел, выключая топливный насос, допустим, - у вас голова не болит о том, что нужно что-то там охлаждать. Вы знаете, что если вы прекратили реакцию горения, то дальше может происходить только остывание, потому что источник тепла, источник выделения теплоты прекратил свое действие. Совсем другая ситуация с ядерным реактором. Вы заглушили реактор, т.е. там нет ни одного нейтрона, допустим, и не идет цепная реакция, но остаточное то энерговыделение есть. Вначале оно составляет 6 %, через 5 минут – 2 %, через сутки, допустим, 0,5 % (я условно говорю), т.е. остаточное тепловыделение падает все медленнее и медленнее. И хотя проценты маленькие, но абсолютная то энергия очень большая, потому что если вы берете тепловую мощность реактора, допустим, 3 млн. кВт, то 1 % от 3 млн. кВт – это 30 тыс. кВт. 1/10 от 3 млн. кВт – 3 тыс. кВт. Значит, если у вас система охлаждения не работает, насосы остановлены, то у вас возникает аварийная ситуация с перегревом топлива…..

Вопрос – а как эта ситуация решалась на первой АЭС? Нам инженер по управлению реактором говорил, что после остановки там не было охлаждения. Они сняли «калачи» и все, т.е. вода там не циркулирует.

Остаточное тепло есть всегда и его всегда надо отводить. И если вы даже остановите насосы, то есть естественная циркуляция воды.

Вопрос – а если уже «калачи» разобрали, топливо…….

Пока вода есть в каналах, она может кипеть. Это не сразу делается. Вы делаете какую то выдержку. Чем больше выдержка, тем меньше остаточное тепловыделение. Значит, начиная с какого то момента, тепло может рассасываться в среду без принудительного охлаждения. Теплопроводность, корпус горячий и т.д. (графит ведь может работать и до 10000 температуры). Но какой то период охлаждения обязательно должен быть, иначе твэлы перегреются, другого не дано.

Вопрос – а на лодках?

Все зависит от того, какой ….. На лодках это довольно быстро делается, на лодке обычно плавают на малой мощности и поэтому и остаточное тепловыделение очень маленькое. У реактора лодки номинальная мощность всего 30 тыс. кВт. Если вы возьмете от 30 тыс. кВт 0,1 % - это будет всего 30 кВт. Т.е. когда общее тепло остается ~ 10 кВт, оно рассосется само. А когда вы берете блоки миллионники, то получается совсем другая ситуация, от этого уйти нельзя.

Вопрос – когда в реакторе нет нейтронов, откуда остаточное тепловыделение, за счет чего, это остаточные нейтроны?

Нет. У вас осколки деления все радиоактивные, помните дорожку стабильности? Каждый осколок при своем радиоактивном распаде испускает b-частицу (эта b-частица несет кинетическую энергию порядка 1 МэВ) и g-квант с энергией тоже порядка 1 – 2 МэВ. Осколков огромное количество. Эта радиоактивность, с одной стороны, опасна своим действием ионизирующего излучения на организм, но в данном случае мы рассматриваем просто тепловой эквивалент этой радиации. Ведь все частицы, в том числе и g-кванты тормозятся в материалах реактора. А в конечном счете все виды энергии переходят в тепловую энергию.

Вопрос – а осколки деления?

Осколки деления – это остаточное тепловыделение, вначале запаздывающие нейтроны что-то там дают, но они через ~ 3 минуты уже кончаются, а осколки гораздо больше дают вклад, и это неустранимо.

Вопрос – когда короткоживущие у нас ………….

Но там же есть все радионуклиды – и короткоживущие тоже, поэтому я говорю, что эта кривая падающая. Вначале осколков много, потом короткоживущих становится меньше – это средняя часть, потом – долгоживущие работают. Но все время есть остаточное тепловыделение. Даже через год какое то тепловыделение будет. Пока есть радиоактивность - есть и тепло. Так вот, еще долгое время реактор надо расхолаживать, организованно расхолаживать. Вот это второе принципиальное отличие от источника энергии на органическом топливе.


Система автоматического управления или поддержания мощности реактора