От Хиросимы до Фукусимы
Шрифт:
Основные конструктивные недостатки данных реакторов заставили международное сообщество добиваться их закрытия в связи с тем, что РБМК невозможно путем модернизации довести до современных стандартов безопасности. Закрытие данного типа реакторов уже произошло в Литве и на Украине, но, несмотря на это, в России сроки службы таких энергоблоков продлеваются.
Второй наиболее распространенный тип реакторов (после PWR) – реактор с кипящей водой (BWR). Сейчас в мире эксплуатируется около 90 таких блоков. Здесь предпринята попытка упростить конструкцию и добиться повышения тепловой эффективности, однако реактор не стал от этого более безопасным. Получился еще более опасный PWR, с большим количеством новых проблем.
Существенные проблемы, связанные
В 2001 году в реакторах BWR была обнаружена еще одна проблема: на АЭС «Хамаока-1» (Япония) и АЭС «Брунсбюттель» (Германия) произошел разрыв труб. В обоих случаях причиной явился взрыв, который был спровоцирован гидролизом кислорода и водорода, произошедшим в теплоносителе реактора. Если бы такой взрыв повредил основные узлы реактора, невозможно было бы избежать катастрофического выброса радиоактивных веществ (сравнимого по масштабам с аварией на Чернобыльской АЭС или на АЭС «Фукусима-Дайчи»).
Еще одной из наиболее распространенных в настоящее время конструкций является реактор на тяжелой воде под давлением (PHWR).В настоящее время насчитывается около сорока реакторов данного типа в семи странах мира. Наиболее ярким представителем является канадский реактор CANDU, топливом для которого служит природный уран, а охлаждение производится за счет тяжелой воды. Защитная оболочка реактора окружена 390 отдельными трубками. Одним из недостатков является то, что в активной зоне присутствует слишком много урана, что приводит к ее нестабильности. Трубы под давлением, содержащие в себе урановые трубки, подвергаются нейтронной бомбардировке. Как показал канадский опыт, уже после 20-летней эксплуатации необходимо производить дорогостоящие ремонтные работы.
Ряд подобных недостатков спровоцировал огромные экономические потери и обнажил проблемы в области безопасности CANDU.
Принцип работы реактора BWR
В июне 1990 года шесть реакторов CANDU входили в мировую десятку по продолжительности срока эксплуатации, причем четыре реактора из этой шестерки принадлежат канадской компании «Онтарио Гидро». В конце 90-х годов XX века эксплуатация девяти реакторов CANDU была либо приостановлена, либо заморожена. Однако в настоящее время несколько реакторов начали вновь функционировать. Усовершенствованный газовый реактор (AGR)работает исключительно на территории Великобритании, являясь усовершенствованной версией реакторов Magnox. Однако и здесь сохранились такие проблемы, как отсутствие некоторых систем безопасности, а также старение и охрупчивание металла.
Несколько лет назад в большом количестве графитовых блоков, составляющих активную зону реактора, были обнаружены трещины. Если данная проблема будет обнаружена и в остальных реакторах этого типа, это может привести к их преждевременному закрытию. Особого внимания требует еще один представитель второго поколения – бридерный реактор БН-600. И хотя о бридерах (размножителях) нередко говорят, как о будущем атомной энергетики, сегодня в России работает лишь один такой реактор, 30-летняя история эксплуатации которого выявила множество неполадок. Учитывая, что в стратегии развития атомной промышленности бридерам принято отводить важное место, пусть и в отдаленном будущем, рассмотрим опыт, связанный с этой технологией, более подробно.
Бридерные реакторы в России
В дискуссиях о будущем атомной энергетики можно нередко услышать о бридерных реакторах, которые через 40–50 лет должны полностью заменить существующие.
Отмечается,
В настоящее время на территории РФ работает только один реактор такого типа – БН-600 на Белоярской АЭС. Он был введен в эксплуатацию в 1980 году, а проект реактора создан в 1963 году, задолго до Чернобыльской катастрофы, после которой нормы безопасности были существенно повышены. Еще один реактор на быстрых нейтронах, БН-800, начиная с 1984 года строится на той же атомной станции. АЭС расположена в 38 км от восточной границы города Екатеринбурга (Свердловская область) на территории муниципального образования «Город Заречный». В качестве водоема-охладителя АЭС использует Белоярское водохранилище, которое образовано путем зарегулирования русла реки Пышмы (Обский бассейн).
На сегодняшний момент на территории Белоярской АЭС находятся также два остановленных энергоблока – АМБ-100 и АМБ-200. Первый энергоблок АМБ («Атом мирный большой») мощностью 100 МВт был включен в энергосистему 26 апреля 1964 года, ровно за 22 года до Чернобыльской трагедии. Энергоблок № 2 мощностью 200 МВт с одноконтурной схемой был введен в действие 29 декабря 1967 года. Блоки проработали 17 и 21 год соответственно и были остановлены «в связи с некомпенсируемыми отступлениями от правил безопасности» в 1981 и 1989 годах.
Схема реактора БН-600
Блок тип БН («Быстрые нейтроны») – экспериментальная технология ядерной индустрии. Реакторы на быстрых нейтронах также называют «бридерами» (от англ. breed– размножать). Бридеры способны нарабатывать плутоний.
В БН-600 используется жидкометаллический теплоноситель. В качестве теплоносителя в первом и втором контурах используется натрий, третий контур – пароводяной с промежуточным (натриевым) перегревом пара. Активные зоны реакторов типа БН весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах. Главная особенность реактора-бридера состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается гораздо большим выходом (на 20–27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах [37] .
37
Доклад «Российская плутониевая программа» // Экозащита! Фонд им. Г. Белля, 2010.
Проект энергоблока с реактором БН-600 был разработан без учета требований современных правил и норм по безопасности. В нем не решены вопросы обеспечения независимости каналов управления и электроснабжения систем безопасности, оснащения ряда элементов оборудования первого контура страховочными корпусами на случай течи натрия.
Одна из серьезных проблем, возникающих при эксплуатации БН-600, это принципиальная возможность меж-контурной неплотности парогенераторов натрий – вода, течи натрия. За время эксплуатации блока было выявлено 12 межконтурных неплотностей, произошло 27 течей, пять из них на системах с радиоактивным натрием, 14 сопровождались горением натрия, пять были вызваны неправильным ведением ремонтных работ или операциями ввода/вывода в ремонт. Количество вытекшего натрия составляло в разных случаях от од до 1000 кг при средней массе 2 кг.