После аварии на японской АЭС Фукусима-1 снова остро встал вопрос об обеспечении безопасности атомных станций. Перспективным направлением развития отрасли атомной энергетики является разработка нового поколения реакторов, на которых будет исключена возможность возникновения большинства аварийных ситуаций.

Чтобы понять механизм работы систем обеспечения безопасности АЭС, необходимо представить себе ее устройство.

Принцип действия АЭС основан на превращении тепла, которое выделяется в процессе цепной реакции деления ядер, в электроэнергию. Цепная реакция возникает за счет нейтронов, которые рождаются при распаде тяжелых ядер и инициируют деление ядер следующего поколения. Контролируя количество рождающихся нейтронов можно управлять скоростью цепной реакции. Вещества, способные при начальном стимулировании совершать цепную реакцию, называются ядерным топливом. А место, где протекает реакция, называется активной зоной реактора.

Рис. 1. Схема АЭС с водно-водяным энергетическим реактором.

Топливо попадает в активную зону в твэлах (тепловыделяющих элементах), состоящих из диоксида урана в оболочке из твердого сплава стали с цирконием. Помимо твэлов в активной зоне реактора находится замедлитель нейтронов (вода, тяжелая вода, графит) и подвижные стержни с высоким коэффициентом поглощения нейтронов (бор или кадмий), их задача – контролировать скорость реакции. Активная зона окружена отражателем, который предотвращает утечку нейтронов за ее пределы. Тепло, выделившееся в процессе реакции, передается теплоносителю (обычно вода или газ) первого контура. Теплоноситель попадает в теплообменник, где нагревает воду второго контура. Нагретая вода преобразуется в пар, который передается на лопасти турбины, вращающей электрогенераторы. Существуют реакторы с одним контуром, в которых пароводяную смесь получают в активной зоне – это РМБК (реактор большой мощности канальный), реактор такого типа был установлен на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС. Ошибки, допущенные при его проектировании (положительная реактивность и слишком массивная графитовая составляющая поглощающих стержней), стали одной из причин аварии в 1986 году. После аварии на ЧАЭС реакторы РМБК были сняты с производства, и заменены на усовершенствованную версию – МКЭР (многопетлевой канальный энергетический реактор). Но все же наиболее распространены АЭС с водно-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) – двухконтурным реактором на тепловых нейтронах, водой в качестве замедлителя, теплоносителя и отражателя нейтронов.

Основной опасностью при эксплуатации реактора является его перегрев, который может привести к плавлению ядерного топлива и тепловому взрыву, или физическое разрушение теплообменных контуров, в которых содержится огромное количество радиоактивной воды. В обоих случаях основной ущерб происходит не из-за взрыва, а вследствие выброса радиоактивного материала в атмосферу. Это – самые неблагоприятные сценарии развития аварийной ситуации в реакторных зонах современных АЭС. В связи с этим можно сформулировать основные задачи систем безопасности АЭС: остановка цепной реакции, охлаждение реактора и предотвращение выхода радиоактивных веществ за пределы блока.

Причины аварий на АЭС

Системы безопасности должны удовлетворять высоким требованиям по качеству при их изготовлении, монтаже и эксплуатации и выполнять свои функции при любых механических, химических и природных повреждениях, связанных с возникновением аварийной ситуации. Так, халатность персонала, проводящего плановый ремонт на американской АЭС Три Майл Айленд, привела к аварии на станции в 1979 году. Отказ насосов системы охлаждения реактора включил аварийную систему подачи воды, однако та не сработала, поскольку задвижки на ее насосах забыли открыть после ремонта. В результате реактор частично расплавился, и в атмосферу было выброшено некоторое количество радиоактивной воды.

Еще одно важное правило обеспечения безопасности: если какие либо параметры работы реактора выходят за пределы норм безопасности, системы безопасности должны включаться автоматически и на некоторое время блокировать действия оператора АЭС. Преднамеренное отключение систем безопасности персоналом 4-го энергоблока ЧАЭС стало одной из основных причин превращения штатной аварийной ситуации в крупнейшую за всю историю атомной энергетики катастрофу. В ночь аварии проводились плановые испытания работы реактора. В соответствии с программой испытаний, мощность реактора была понижена, и он попал в режим «самоотравления» (в реакторе, работающем на пониженной мощности, происходит накопление изотопов ксенона, еще больше тормозящих работу реактора). Для компенсации отравления были подняты поглощающие стержни, начался рост мощности, который стал причиной неуправляемой цепной реакции и теплового взрыва реактора. Внезапный скачок мощности пытались заглушить, опустив поглощающие стержни, но ввиду их неудачной конструкции замедлить реакцию не удалось. На момент проведения испытаний все системы безопасности, которые остановили бы реактор задолго до его перехода в опасный режим, были отключены.

Надежность систем безопасности обеспечивается благодаря принципам резервирования, разнообразия и разнесения. В идеальном случае за исполнение любой меры безопасности должны отвечать сразу несколько систем, находящихся в разных отсеках реакторной установки и основанных на разном принципе действия. Кроме того, предпочтительно использование так называемых пассивных мер безопасности, действие которых базируется на фундаментальных законах природы, и не зависит от электроснабжения и действий персонала. Такие системы обычно проще по конструкции и не требуют целого комплекса вспомогательной инфраструктуры. Уменьшение доли активных мер в пользу пассивных – один из основных путей совершенствования систем безопасности.

Системы безопасности АЭС

Системы безопасности современных АЭС можно разделить на четыре группы: защитные, локализующие, управляющие и обеспечивающие.

Защитные системы безопасности предотвращают или ограничивают повреждения ядерного топлива, оболочек твэлов и первого контура. Основными защитными системами являются системы аварийной остановки реактора и аварийного отвода тепла от него. Система аварийной остановки реактора обеспечивает гашение цепной ядерной реакции при неконтролируемом росте мощности, снижении теплоотвода и других опасных нарушениях в работе установки. Для того чтобы остановить реакцию, необходимо ввести в активную зону вещества, которые способны поглощать свободные нейтроны инициирующие деление ядер. Пример такой системы – кадмиевые стержни, подвешенные над активной зоной с помощью электромагнитов. Если в результате аварии произойдет обесточивание реактора, электромагниты отключатся и стержни упадут в активную зону.

Рис. 2. Строительство АЭС поколения III+ под Санкт-Петербургом.

Важно, чтобы в конструкции было предусмотрено несколько независимых методов, каждый из которых по отдельности сможет привести реактор в подкритическое состояние и поддерживать это состояние при температурном режиме, не допускающем повреждения твэлов с топливом. Но следует учитывать тот факт, что даже после полной остановки реактора, в активной зоне продолжается выделение тепла вследствие распада продуктов деления. Отвод остаточного тепловыделения, предотвращение выхода реактора в критическое состояние и обеспечение допустимого давления в системах первого контура – задачи системы аварийного отвода тепла. Система состоит из трех каналов расхолаживания (труб), которые подведены к первому контуру в трех местах. Клапаны, отделяющие их от первого контура, при нормальной работе находятся в закрытом состоянии благодаря давлению в первом контуре. Если давление падает, клапаны открываются, резервный запас воды попадает в контур и обеспечивает охлаждение активной зоны. Вода в каналы поступает благодаря насосам, питание которых обеспечивается автономными дизель-генераторами. В конечном счете системы аварийного охлаждения должны обеспечить отвод тепла от реактора до конечного поглотителя: атмосферы, грунтовых вод, водоемов. Неполадки в системе охлаждения стали причиной аварии на японской АЭС Фукусима-1. Все действующие реакторы станции в момент землетрясения были остановлены, для отвода от них остаточного тепла начала действовать система аварийного охлаждения. По неустановленной пока причине, дизель-генераторы, питающие эту систему, вышли из строя, а емкости аварийных аккумуляторов хватило всего на 8 часов работы. В результате реактор начал перегреваться, что привело к повреждению твэлов и частичному расплавлению ядерного топлива.

Рис. 3. Экспериментальный реактор IV поколения в Айдахо.

Локализующие системы предназначены для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ внутри АЭС и выхода их в окружающую среду. Основной локализующей системой является защитная оболочка реактора. Она должна быть рассчитана на максимальное давление при потере теплоносителя первого контура. Для ВВЭР наибольшее распространение получила оболочка из предварительно напряженного железобетона цилиндрической формы с проектным давлением примерно до 0,6 МПа. Для снижения давления пара в оболочке используется спринклерная система, которая распыляет из-под купола блока раствор веществ, препятствующих распространению радиоактивности. Отверстие системы закрыто заглушками из легкоплавкого материала, который плавится при аварийной температуре, выпуская струи раствора. Если во время аварии в окружающую среду попали радиоактивные вещества, значит, защитная оболочка не выполнила свою функцию.

Рис. 4. Одна из возможных схем устройства реактора VI поколения.

Обеспечивающие системы снабжают системы безопасности энергией, рабочей средой и создают условия для их функционирования. А управляющие системы предназначены для автоматического и дистанционного приведения в действие защитных, локализующих и обеспечивающих систем.

АЭС поколения III+

Высокий уровень безопасности должны обеспечить новые АЭС III+ поколения, хотя реакторы III+ поколения принципиально ни чем не отличаются от реакторов «обычных» АЭС. По сути, это модифицированные ВВЭР с улучшенными технико-экономическими показателями. Совершенствование систем безопасности на таких реакторах достигается применением комбинации из пассивных и высоконадежных активных систем безопасности, хорошо продуманного резервирования оборудования и четкого разделения систем, важных для безопасности. В качестве примера новейших разработок в этой области можно привести так называемую «ловушку расплава», которую планируют установить на строящейся ЛАЭС-2 с реактором ВВЭР-1200 III+ поколения (в рамках проект АЭС-2006). Устройство локализации расплава активной зоны – это специальная емкость, которая расположена под активной зоной реактора. В случае аварии с расплавлением активной зоны высокорадиоактивный топливный расплав стечет вниз и самолокализуется, что сократит масштабы аварии в силу отсутствия контакта радиоактивного топлива и окружающей среды.

Несмотря на масштабные работы по усовершенствованию технических характеристик и систем безопасности, реакторы на тепловых нейтронах даже при штатном режиме работы наносят существенный вред экологии. В связи с физикой процессов, происходящих в современных реакторах, более 99% уранового топлива не отрабатывается, то есть «выбрасывается» основная часть потенциальной электроэнергии. Кроме того, возникает проблема захоронения долгоживущего неотработанного ядерного топлива. Ядерные отходы токсичны и высокорадиоактивны и должны быть надежно изолированы в специальных саркофагах.

АЭС поколения IV

В реакторах IV поколения проблема ядерных отходов будет решена за счет более полной отработки ядерного топлива в активной зоне, а период полураспада отходов составит всего несколько месяцев. Сегодня существует несколько лидирующих концепций реакторов нового поколения: реакторы на быстрых нейтронах и ториевые высокотемпературные реакторы. Такие реакторы смогут более 300 лет производить электроэнергию на отходах ядерного топлива АЭС «старых» поколений. Высокий уровень безопасности обеспечивается тем, что реакторы IV поколения будут работать в высокотемпературном режиме и при низком по сравнению с ВВЭР давлении, что исключит развитие большинства аварийных ситуаций. Разработки в области создания новых реакторов ведутся в крупнейших научно-исследовательских лабораториях мира. В Национальной лаборатории Айдахо уже построен экспериментальный образец интегрального реактора на быстрых нейтронах с жидким натрием в качестве замедлителя. Реактор работает на твердом топливе и может в процессе переработки ядерных отходов производить электроэнергию. Тесты показали, что системы безопасности способны остановить работу реактора даже при одновременном возникновении нескольких аварийных ситуаций. А строительство первого высокотемпературного реактора IV поколения начнется в китайской провинции Шаньдун в 2011 году. В системе охлаждения будет использован жидкий гелий, поэтому реактор сможет выдерживать температуры свыше 1600°C в течение нескольких сотен часов.