Обзор сайта


Партнеры проекта
Торговый портал TATET.ua
Платформа магазинов TATET.net
Мир путешествий с way2way

Опрос

Нужно ли удалить граффити в Припяти?:

О роли аварии на ЧАЭС

Далее - о поучительном опыте проявления на практике нейтронно -физических характеристик реактора и затем о проблеме безопасности реактора, которая обеспечивается гарантииями при любых авариях:
А. гашения цепной реакции (ГГЦР) и
Б. отвода остаточного тепловыделения.

Нейтронные свойства и ГГЦР, роль аварии на ЧАЭС

Для упрощения начальная загрузка реактора велась тем же слегка обогащенным топливом, что и планируемая расчетная догрузка и перегрузка при установившемся режиме, а баланс реактивности в отсутствии или при малом выгорании в переходный период обеспечивался начальной установкой дополительных поглотителей (ДП) на место ТВС в каждую полиячейку с их последующей заменой на ТВС по мере выгорания и снижения реактивности зоны. В этот переходный период , 1-2 года, по мере накопления плутония 239Рu рос паровой коэффициент реактивности от уровня менее до уровня значительно более нуля и соответственно нарастала "склонность" к радиально азимутальной лабильности (нестабильности) поля и необходимая частота вмешательств органами СУЗ для стабилизации поля. Чтобы период вмешательств (время "ухода" поля) был относительно приемлем, более минуты, пришлось оставить в активной зоне не менее 80-ти ДП, сток нейтронов в которые рос с ростом паросодержания , хотя это немного снижало выгорание и на 5% повышало нагрузки на топливо. В этот же период 30 -го октября 1975 года при пуске после краткой остановки и малом запасе реактивности произошел неприятный инцидент (сильный перекос поля с рарушением канала и ТВС), связанный также с лабильностью поля при малом числе ДП как стоков нейтронов. Регламентация минимального оперативного запаса реактивности сняла эти проблемы с некоторым уроном для нейтронной экономики, который был бы несколько меньше при использовании выгорающих поглотителей. Более оптимальным было бы снизить перезамедленность реактора - отношение чисел атомов замедлителя и топлива за счет "обрезки" углов графитовых блоков (перехода к 8-ми гранной форме), что предлагалось для рассмотрения в то время в ИАЭ и реализуется по сути дела сейчас на 5-м блоке КуАЭС.

Были развернуты и в начале 80-ых годов внедрены работы по локальному автоматическому регулированию (ЛАР) поля, что позволило снизить число ДП в зоне до 30-ти при сокращении вмешательств оператора для стабилизации поля в среднем по порядку до одного за десяток минут.

Коэффициенты и большинство эффектов реактивности и других характеристик нейтронной физики реактора, известных из самых разных прямых и косвенных опытных данных, неплохо описывалось расчетами по доступным в то время кодам для холодной и горячей зоны и без плутония и, в основном с плутонием с водой и при рабочей плотности теплоносителя в каналах. Лишь эффект изменения реактивности при "аварийной" потере воды облученной зоны из рабочей точки с накопленным выгоранием и плутонием не был известен из опыта, так как такую зону с остаточным тепловыделением осколков нельзя было "спокойно" осушить без длительной выдержки для распада осколков. Как оказалось после аварии на ЧАЭС 26.04.1986 и проведения опыта осушения после годовой выдержки на 3-м блоке ЧАЭС, именно этот эффект расчеты по тем кодам давали драматически заниженным - менее бэта вместо 4-5 бэта при 30 ти ДП в рабочей точке (замечу, что на РБМК непосредственно перед аварией ДП не было вообще. прим.VIUR). При 80-ти ДП он (эффект) был бы в несколько раз ниже. Это, хотя и не было связано с причиной аварии ЧАЭС, но повлияло на ее масштаб. Кроме того следовало более строго держать ОЗР на полупогруженных стержнях СУЗ , чтобы при АЗ сразу вводилась бы отрицательная реактивность.

Первоочередные меры для блоков РБМК после аварии на ЧАЭС преследовали и обеспечили цели - снизить паровой эффект и повысить скоростную эффективность АЗ за счет повышения числа ДП снова до 80-ти , повышения ОЗР на полупогруженных стержнях СУЗ и ускорения ввода стержней АЗ в зону ослаблением динамического торможения и позднее - внедрением пленочного охлаждения каналов АЗ , то есть - быстрой АЗ с падением в газовую среду за время порядка 2-3 сек, а не в воду за 12 сек и более. Еще важней было исключить малый выбег реактивности при замене короткого столба воды на вытеснители в начале ввода поглотителей при сбросе АЗ.

Эти меры были приняты быстро , за время 1-1.5 года; а далее в течение многих лет идет оптимизация физики реактора и повышение гарантий обеспечения гашения цепной реакции при любых авариях, в частности - за счет оптимизации и внедрения выгорающего поглотителя, эрбия, и разработки новых поглотителей СУЗ (в том числе , кластерных) с меньшим количеством воды в каналах , чтобы снизить рост реактивности при аварийном сливе этой воды в отсутствии поглотителей.

Базой надежности гидромеханики СУЗ остаются по прежнему большое число механически независимых органов СУЗ и уникально легкие условия работы органов и приводов СУЗ в отдельных холодных каналах низкого давления.
В перспективе эволюция направлена на разделение контура охлаждения органов СУЗ на несколько (четыре) независимых контуров, с ОЗР на поглотителях в каждом контуре менее бэта, чтобы было невозможно создать выбег реактивности более бэта ни при каких авариях по общей причине, то есть снять естественным образом проблему быстрого разгона, существующую на других ВР (водные реакторы, реакторы с водой в качестве замедлителя).

Может быть это слишком строгое требование, но в ВГР (водо-графитовые реакторы), в отличие от других типов ВР (например, типа ВВЭР!) , оно достижимо и, вероятно - без особых жертв или усложнений.

Здесь уместно напомнить анализ уникальных возможностей ВГР приблизиться на основе изученной и освоенной технологии к предельным критериям естественной или детерминистской безопасности при любых запроектных авариях, что конечно очень привлекательно и, видимо, недоступно для других типов известных технологий.

В слегка перезамедленном ВГР РБМК ввиду слабого самогашения "слабое место" - некоторые постулирумые аварии с отказом АЗ (ATWS) . Но эти аварии совершенно надуманны для РБМК при их простых и легких условиях работы органов СУЗ в отдельных холодных каналах без давления. Вероятность отказа АЗ в этих условиях несравненно ниже, чем в корпусных реакторах, для которых были постулированы ATWS, так как отказ АЗ трудно исключить и сравнительно легко пережить , благодаря мощному самогашению.

В слегка недозамедленном ВГР типа 5-го блока КуАЭС самогашение сильней, и при постулируемом отказе АЗ последствия будут меньше . Их оценка требует мощного анализа с 3D кинетикой и хорошим описанием кризиса, колебательной неустойчивости и закризисной теплоотдачи при глубоком "пространственно-пятнистом" заходе в закризисную область. Эта работа важна и требует усилий не по остаточному принципу финансирования, как это часто и нелогично делают в области ВГР, говоря , что тут мал иностранный опыт и давайте дескать лучше не углубляться, сэкономим и закроем вскоре все направление , несмотря на его уникальный вес в России и возможности в области безопасности.

В таком реакторе рост реактивности вслед за водосодержанием приближает нас к хорошо изученной области специфической нагрузочой неустойчивости кипящих корпусных реакторов, где эти эффекты много больше и тем не менее успешно преодолены на практике. Все это дает основания для уверенности , что в рамках этих ВГР находится практичный оптимум парового эффекта, недоступный для других освоенных технологий.

Нейтронная физика и СУЗ реактора должна обеспечивать хороший баланс нейтронов и топливную составляющую квт-часа, устойчивое поле нейтронов, быстрое гашение реакции, гарантированную подкритичность , все это - известные обязательные требования. Более факультативны рассмотрения последствий аварий с постулируемым отказом АЗ и, что важней, - возможностей создания (исключения) условий быстрого разгона реактора .
Можно сказать, что в новом эволюционном ВГР доступно и целесообразно сделать диверсификацию систем АЗ, чтобы снять проблему учета аварий с постулируемым опасным отказом АЗ по технологическим сигналам, хотя по сути дела вероятност такой опасности очень мала и сейчас.
Недозамедленность, как в 5-м блоке КуАЭС, исключает быстрые обратные связи и снижает минимальный ОЗР необходимый для поддержания поля энерговыделения.
Вместе с отсутствием запаса реактивности на выгорание и возможностью разделения контура СУЗ, это дает очень привлекательную перспективу для устранения всех мыслимых источников аварийного ввода реактивности более бэта.
В итоге первое условие безопасности - гарантия гашения цепной реакции - в ВГР решается лучше, чем в других ВР-ах.

Некоторые "эмоционально окрашенные" оценки состояния и отношения к ВГР

Неявное давление опыта корпусных реакторов Флота, корпусного потенциала реакторостроения на Западе , промышленности для корпусов и ПГ (парогенераторов) ВВЭР, а позднее - синдрома Чернобыля делают канальные ВГР довольно уязвимым объектом популистской критики и неоднократных попыток вытеснения ВГР из атомной энергетики, несмотря на их стабильный 30-ти летний 50% вклад в АЭ России и опыт канальных промышленных РУ(наработка плутония). Эта же тенденция проявляется в нелогичном жестком ограничении средств на НИОКР ВГР лишь малой долей средств на НИОКР ВВЭР в условиях невозможности использовать для ВГР Западную базу НИОКР LWR.

Как известно, причины катастрофы 4-го блока ЧАЭС не связаны с сутью ВГР, устранены в действующих РБМК и радикально - в проекте нового ВГР. Объективно эта авария не должна закрывать направление ВГР, особенно сегодня, спустя 16 лет, когда понято и сделано многое, чтобы это направление оставалось мощным вкладчиком в АЭ России и создавало уникальные перспективы для АЭ РФ.

Канальные ВГР в полной мере обладают ожидавшимися традиционно известными специфическими достоинствами, такими как гибкая конструкция и топливный цикл; возможности приспособления к конъюнктуре рынка, к производству изотопов; мощность, не ограниченная размерами корпуса и т д. Но насколько практичны и надежны в массовой эксплуатации каналы с коммуникациями, графит , а также перегрузка топлива на ходу, практически недоступная в корпусных ВР-ах, могла ответить только длительная работа этих РУ.

Главный практический итог огромного опыта работы ВГР РБМК (около 500 000 канало-лет) - надежная работа их главной части, каналов и поканальных коммуникаций при энергетических параметрах, несмотря на их большую протяженность (порядка 200 км на блок).
Массовый опыт переобвязки ПВК и НВК блоков 1-го поколения (с целью выравнивания нагрузок БС) показал доступность замены коммуникаций (хотя необходимости в этом не было и вероятно не будет).

Удачны конструкция переходников сталь-цирконий от трубы канала в активной зоне к стальным частям канала и конструкция специальных швов соединения канала с коммуникациями (прежде всего усового шва приварки канала к верхнему тракту). Эти швы позволяют дистанционно заменять каналы, отдельные дефектные или в массовом порядке, для восстановления зазоров канала с графитом и продления ресурса работы.

Впрочем есть основания полагать, что в новых блоках можно избежать необходимости один раз за время жизни блока .заменять каналы, хотя такая возможность есть, как неоднократно проверено на практике: Замена каналов из за исчерпания зазора с блоками графита первоначально не планировалась, но возникла , вследствие занижения потока нейтронов с E>2Mev, ускоряющих крип канала под напряжением. Есть меры для снижения скорости крипа труб каналов, среди них -применение более жесткой термомеханической обработки труб каналов, ТМО-2, как на РБМК-1500 Игналинской АЭС, с коррекцией водного режима. У современных реакторных графитов меньше скорость усадки и больше флюэнс вторичного распухания.

Вторая основная компонента ВГР, графит, показал высокую стойкость в условиях РБМК (инертная атмосфера и температуры до 700 С). При массовой замене труб каналов на э/блоках первого поколения не было практически ни одного графитового блока (из десятка тысяч осмотренных) с развившимися за время работы радиационно - термическими трещинами на внутренней поверхности. Для сравнения - в промышленных реакторах с худшими условиями среды и температуры графита и "перевязанными" в плане колоннами сквозные трещины и большие прогибы колонн - скорее правило, впрочем не мешавшее продолжению работы. Вместе с тем на ряде реакторов потрескавшиеся части кладки успешно восстанавливались, а на ЛАЭС был демонтирован целый ряд колонн и заменена одна колонна, поврежденная при аварийном разрыве канала.

То есть налицо большой резерв ремонтоспособности и стойкости графита.

Таким образом, в отличии от замены корпусных реакторов, все важные части реактора и контура доступны для замены в случае необходимости продления ресурса, кроме общих металлоконструкций, состояние которых и дальнейшая жизнеспособность контролируется тензодатчиками напряжений и деформаций и не вызывает особых опасений.

Проблемы хранения и пожароопасности графита мифологизирваны: Объём отработавшего графита на квтчас энергии так же мал, как топлива, а активность неизмеримо меньше и не вносит проблем на фоне топлива; а опасения горения возникло по ассоциации с поведением менее стойких форм углерода, так даже в совершенно запроектном случае неограниченного доступа воздуха в пространство вокруг кладки тяга воздуха недостаточна, кислород почти не проникает в малые зазоры между колоннами, и окисляется графит очень медленно.

Наконец очень привлекательная компонента и достоинство канального реактора- перегрузка топлива на мощности - хотя и потребовала определенных усилий при доводке, но была успешно освоена на всех блоках РБМК и является реальным важным преимуществом канальных ВГР, повышающим КИУМ и устраняющим запас реактивности на выгорание и связанные с ним потери нейтронов и опасность разгона (с учетом мер, доступных в ЭВГР(эволюционный ВГР).
Система перегрузки и ее разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ) с резервной ячейкой во внутреннем "магазине" позволяют в принципе иметь и дополнительные функции, среди которых чрезвычайно "привлекательна" возможность систематического УЗД-контроля (ультразвуковая диагностика) наличия и развития дефектов труб каналов и переходников на ходу реактора при каждой очередной перегрузке канала. Такая уникальная и принципиально-важная для канального реактора возможность была разработана и проверена на макетном полномасштабном образце с РЗМ на натурном стенде ЦКБМ в 80-е годы, но как и многое другое для ВГР - была "заброшена" из за прекращения финансирования.

Конечно есть практически важные для эксплуатации недостатки проекта РБМК, несвязанные с его сущностью, главным образом - межкристаллитная коррозия (МКК) аустенитных труб большого диаметра (не поканальных коммуникаций) под напряжением и повышенные дозозатраты при инспекциях и ремонте. Но эти недостатки вовсе не неизбежны и вполне устранимы в эволюционно-новом проекте .

Так МКК можно устранить, применив как и в реакторах КАНДУ (Канада) обычные , а не аустенитные стали в общей части контура, поверхность которой лишь процент всей поверхности контура.

А дозозатраты - снизить до уровня лучших блоков ВР, предусмотрев соответствующие приспособления для ускорения доступа и ремонта и применив ряд других мер, уже опробованных на блоках канальных и корпусных водоохлаждаемых реакторов (ВР) , в том числе таких мер, как коррекционный ВХР (водно-химический режим) и средства сепарации и выведения нерастворимых продуктов коррозии.

Здесь затронуты принципиально важные практически итоги огромного опыта работы ВГР в России . Наряду с ними важны и доказуемы уверенно ожидавшиеся свойства ВГР РБМК - большие запасы до пределов безопасной работы и другие свойства внутренней защищенности , используемые в концепции безопасности.

В то же время проект РБМК имел недостатки, не использовал в полной мере сущностные возможности безопасности ВГР . Они были поняты и недостатки устранены во многом после аварии на ЧАЭС, а новые возможности внутренней безопасности радикально используются в эволюционно-новом проекте МКЭР.

Парадоксально, но оказалось , что именно этот тип ВР лучше других позволяет на базе освоенной технологии, без усложнений и риска неожиданностей путем малых эволюционных изменений и при минимуме дополнительных НИОКР реализовать современные высокие требования 21-го века к пассивной безопасности, вплоть до т.н. естественной внутренней внутренней безопасности. Можно оспаривать необходимость такой высокой безопасности по отношению к запроектным авариям, но если она достигается естественным путем без особых затрат, то было бы более чем неразумно не сделать этого.

При этом на более далекое будущее есть пока менее актуальные, проработанные до разной степени перспективы существенного уменьшения активного внешнего контура охлаждения реактора (с помощью встроенных турбонасосов и турбосепараторов), радикального его устранения (т.н. автономные технологические каналы с внутренним КМЦ), а также повышения КПД и применения обычных турбин без тяжелых не вполне надежных сепараторов-пароперегревателей (перегрев пара и даже прямоточный реактор-парогенератор).

Проект РУ с МКЭР и уникальными свойствами безопасности принципиально достаточно проработан и уже давно предлагается для привязки и замены блоков первого поколения на ЛАЭС после окончания проекта в 2009-2010гг в пределах срока продляемого ресурса блоков- 2019-2020гг (к сожалению, не будет МКЭР).

Этот ресурс согласуется с имеющимися данными по стойкости каналов и графита, особенно , учитывая постепенность старения и возможности контроля состояния элементов реактора и оборудования.

Стремясь вполне убедительно обеспечить в близкой перспективе возможности ограниченного экспорта и упрощения организации проектных работ, ряд влиятельных лиц, принимающих решения, заявляет, что надо делать только проекты АЭС с корпусными реакторами, таким как проект ВВЭР-1500 на базе 392-го проекта ВВЭР-1000 ..за счет "простого" укрупнения корпуса, активной зоны и остального оборудования РУ и АЭС (кроме труб 1-го контура, где скорости достигнут 15м/сек) без нового качества безопасности.

Но совсем непонятно и неверно привязывать этот блок ВВЭР-1500 к ЛАЭС вместо блоков 1-го поколения, ссылаясь на нехватку проектантов на параллельную работу по двум разным рабочим проектам. На самом деле проекты можно делать в рабочей их части и последовательно, сроки обязательного вывода блоков 1-го поколения РБМК это по существу допускают, а проект РУ ВВЭР-1500 можно делать и без привязки к ЛАЭС (и безоглядного закрытия тем самым всего направления ВГР с его опытом , базой и уникальными доступными свойствами безопасности).

По меньшей мере нужен честный тендер без административного давления, несправедливого распределения средств на подготовку проектов и предрешения выбора, независимо от результатов.

При спокойном обстоятельном подходе можно найти оптимальное решение, удовлетворяющее государственные интересы обоих проектов и направлений без разрушения уникальных возможностей и заделов ВГР, позволяющих без чрезмерных усилий не только обеспечить потребные канальные мощности внутри России, но и уникально удовлетворить настойчивые требования 21-го века в части особо высокой безопасности по отношению к тяжелым ЗПА.

Отправить комментарий

Содержимое этого поля является приватным и не будет отображаться публично.
  • Адреса страниц и электронной почты автоматически преобразуются в ссылки.
  • Доступные HTML теги: <a> <em> <strong> <cite> <code> <ul> <ol> <li> <dl> <dt> <dd> <img> <h3> <b> <i> <u>
  • Строки и параграфы переносятся автоматически.

Подробнее о форматировании

CAPTCHA
Символы на картинке
Image CAPTCHA
Enter the characters shown in the image.