Реактор БН 600 Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах

Безопасность реакторной установки

     

Проектирование энергоблока с реактором БН-600 производилось исходя из условия, чтобы радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводило к превышению установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также исходя из условия ограничения этого воздействия при запроектных авариях.

      Общий подход, который лежит в основе технологии безопасности энергоблока с реактором БН600, заключался в применении принципа глубоко эшелонированной защиты в виде системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и реализации системы технических и организационных мер по защите и сохранению эффективности этих барьеров. Как и во всех типах реакторов на энергоблоке с реактором БН-600 в качестве первого, второго и третьего барьеров рассматриваются матрица топлива, герметичная и прочная оболочка твэл и корпус реактора Отличительной особенностью в условиях работы корпуса реактора является отсутствие каких-либо значительных повреждающих факторов он не подвергается действию высокого давления, коррозионного воздействия и большого облучения нейтронами Четвертым барьером является страховочный корпус реактора, страховочные кожухи вспомогательных трубопроводов 1 контура и герметичные помещения 1 контура.

Основными решениями обеспечения защиты и сохранения эффективности барьеров являлись:

выбор благоприятной площадки с невысокой сейсмичностью в соответствии с требованиями нормативных документов;

использование и развитие внутренне присущих реактору на быстрых нейтронах свойств безопасности и его самозащиты за счет пассивных средств, отрицательных во всех режимах эффектов реактивности, низкой избыточной реактивности, отсутствия локальных критичностей, способности СУЗ обеспечивать приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии во всех режимах, простоты в управлении реактором, интегральной компоновки реактора, высокой тепловой инерции 1 и 2 контуров и осуществимости режимов естественной циркуляции теплоносителя в них;

обеспечение требуемого качества систем, важных для безопасности, на всех этапах жизненного цикла энергоблока;

применение систем безопасности, построенных на основе принципов резервирования, независимости, единичного отказа;

применение средств диагностирования дефектов оборудования и отклонений режима их работы от нормального.

Основными принципами обеспечения безопасности в ходе эксплуатации энергоблока N 3 с реактором БН-600 являются:

эксплуатация энергоблока в соответствии с нормативно-технической документацией по обоснованным эксплуатационным регламентам и инструкциям;

поддержание в исправном состоянии систем и оборудования, важных для безопасности, путем проведения на них планово-предупредительных ремонтов, технического обслуживания и замены выработавшего ресурс оборудования;

организация эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля;

разработка организационно-технических мероприятий, направленных на предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий - в запроектные, а также направленных на ограничение и ликвидацию аварий, защиту локализующих систем безопасности от разрушения при запроектных авариях;

разработка плана мероприятий по защите персонала и плана мероприятий по защите населения в случае возникновения запроектных аварий;

подготовка эксплуатационного персонала для действий в нормальных и аварийных условиях, поддержание его квалификации и дисциплины на должном уровне, формирование у персонала культуры безопасности, когда для каждого работника станции обеспечение безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью при выполнении работ, влияющих на безопасность. Признавая за персоналом право на ошибку, администрация станции устанавливает такой контроль за проведением таких работ, который может считаться избыточным с точки зрения производственной деятельности обычных предприятий.

Пересмотр Технического обоснования безопасности БН-600 в соответствии с современными нормативными документами, разработка Программы обеспечения качества, получение Лицензии на эксплуатацию БН-600 с соответствующими Условиями и целого пакета других лицензий, регламентирующих виды деятельности - все это составляющие безопасной эксплуатации Белоярской АЭС.

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС), однако, считается, что такие реакторы имеют большое будущее. Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делиться от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется жидкий металл. Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя заключается в возможности работать при низких давлениях в первом контуре. Кроме того, высокий коэффициент теплоотдачи от оболочки тепловыделяющих элементов к теплоносителю позволяет при той же температуре оболочки получать более высокие температуры теплоносителя. Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем на быстрых нейтронах разработаны в США, Франции, Великобритании, Германии, Японии и России. Однако широкого распространения в мире быстрые реакторы не получили. Стимулами, активизирующими разработку и строительство быстрых реакторов, является высокий уровень их естественной безопасности, возможность использования для расширенного воспроизводства ядерного топлива, утилизации плутония и выжигания младших актиноидов - нептуния, америция и кюрия [4]. Быстрые реакторы превосходят реакторы ВЭР по топливной и энергетической эффективности. В них достигается более эффективное использование оксидного топлива: в реакторе БН-600 (Россия) до 12% по тяжелым атомам (отношение массы продуктов деления к массе тяжелых атомов); в реакторах Феникс (Франция) и FR (Великобритания) - до 20%; в экспериментальных реакторах США - до 18%, в то время как тепловых реакторах эффективность использования топлива составляет не более 1%. Утилизация плутония в быстрых реакторах совместима с выжиганием актиноидов, а также накоплением в ториевых зонах воспроизводства 233U. Эффективное использование плутония в быстрых реакторах будет способствовать экономии обогащенного урана в ядерной энергетике.

Атомные станции с РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

Технологическая схема энергоблока Конструкция реактора ВВЭР-1000 Первый контур Система компенсации давления Система подпитки Система управления и контроля Система аварийного охлаждения активной зоны Система очистки теплоносителя Внутренняя шахта реактора Информационные источники Корпус реактора Блок защитных труб Верхний блок реактора Компоновка реакторного отделения Активная зона реактора ТВС активной зоны Перегрузка топлива

Безопасность реакторной установки

Атомные станции с реакторами РБМК 1000