Пассивные системы безопасности ядерных реакторов: принцип действия и проблемы надежности.

Введение

Метод обеспечения безопасности ядерной энергии, не требующий электропитания и вмешательства

Пассивная ядерная безопасность – это подход к проектированию систем безопасности, реализованный в ядерном реакторе, который не требует активного вмешательства оператора или электрической/электронной обратной связи для перевода реактора в безопасное состояние остановки при возникновении определенного типа аварийной ситуации (обычно перегрева, вызванного потерей теплоносителя или прекращением его циркуляции). Такие конструктивные особенности, как правило, основаны на проектировании компонентов таким образом, чтобы их прогнозируемое поведение замедляло, а не ускоряло ухудшение состояния реактора; они обычно используют естественные силы или явления, такие как гравитация, плавучесть, разность давлений, теплопроводность или естественная конвекция, для выполнения функций безопасности без необходимости в активном источнике энергии. Многие старые распространенные конструкции реакторов используют пассивные системы безопасности в ограниченной степени, в большей степени полагаясь на активные системы безопасности, такие как двигатели, работающие на дизельном топливе. Некоторые новые конструкции реакторов оснащены более развитыми пассивными системами; это обусловлено их высокой надежностью и снижением затрат, связанных с установкой и обслуживанием систем, которые в противном случае потребовали бы несколько каналов оборудования и резервных источников питания класса безопасности для достижения того же уровня надежности. Однако слабые движущие силы, обеспечивающие работу многих элементов пассивной безопасности, могут создавать значительные проблемы для эффективности пассивной системы, особенно в краткосрочной перспективе после аварии.

Примеры реакторов с использованием пассивных элементов безопасности

На блоке 2 "Три-Майл-Айленд" не удалось удержать около 480 PBq радиоактивных благородных газов от выброса в окружающую среду и примерно 120 кЛ радиоактивной загрязненной охлаждающей воды от попадания за пределы герметизации в соседнее здание. Предохранительный клапан сброса давления на ТМИ-2 был спроектирован для автоматического закрытия после сброса избыточного давления внутри реактора в резервуар для гашения. Однако клапан вышел из строя механически, что привело к заполнению резервуара гашения PORV и последующему разрушению сбросной мембраны в контейнмент. Насосы отвода загрязненной воды автоматически откачивали загрязненную воду за пределы контейнмента. Как рабочий PORV с резервуаром гашения, так и сам контейнмент с отстойником обеспечивали два уровня пассивной безопасности. Ненадежный PORV нивелировал его спроектированную пассивную безопасность. Конструкция станции предусматривала только один индикатор открытия/закрытия, основанный на состоянии его электромагнитного привода, вместо отдельного индикатора фактического положения PORV. Это делало механическую надежность PORV непосредственно неопределенной, а следовательно, и его статус пассивной безопасности неопределенным. Автоматические насосы и/или недостаточная емкость контейнментного отстойника нивелировали спроектированную пассивную безопасность контейнмента. Неoriousные графито-модерируемые, водяные реакторы РБМК Чернобыльской АЭС были спроектированы с положительным коэффициентом пустотного эффекта и борными регулирующими стержнями на электромагнитных захватах для управления скоростью реакции. При условии надежности систем управления, эта конструкция обладала соответствующей степенью активной внутренней безопасности. Реактор был небезопасен при низких уровнях мощности, поскольку ошибочное перемещение регулирующих стержней имело бы контринтуитивно усиленный эффект. Чернобыльский реактор 4 был построен с ручными крановыми борными регулирующими стержнями, наконечники которых были выполнены из модератора – графита, нейтронного отражателя. Он был спроектирован с системой аварийного охлаждения активной зоны (ECCS), которая зависела от наличия электроэнергии от сети или резервного дизель-генератора. Компонент безопасности ECCS явно не был пассивным. Конструкция предусматривала частичную герметизацию, состоящую из бетонных плит над и под реактором – с проходящими через них трубами и стержнями, металлического сосуда, заполненного инертным газом для предотвращения контакта кислорода с горячим графитом, охлаждаемым водой, огнестойкой крышей, а трубы под сосудом были герметизированы во вторичных водяных коробах. Крыша, металлический сосуд, бетонные плиты и водяные короба являются примерами пассивных компонентов безопасности. Крыша комплекса Чернобыльской АЭС была выполнена из битума – в отличие от проектной документации – что делало ее воспламеняемой. В отличие от аварии на Три-Майл-Айленд, ни бетонные плиты, ни металлический сосуд не могли удержать взрыв водорода, вызванный паром, графитом и кислородом. Водяные короба не выдержали высокого давления в трубах. Пассивные компоненты безопасности, как они были спроектированы, были недостаточны для выполнения требований безопасности системы. General Electric Company ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor, BWR) – это проект, который, как сообщается, использует пассивные компоненты безопасности. В случае потери теплоносителя не требуется никаких действий со стороны оператора в течение трех дней. Westinghouse AP1000 ("AP" означает "Advanced Passive") использует пассивные компоненты безопасности. В случае аварии не требуется никаких действий со стороны оператора в течение 72 часов. В последних версиях российского ВВЭР к существующим активным системам добавлена пассивная система отвода тепла, использующая систему охлаждения и резервуары для воды, построенные на вершине защитного купола. Интегральный быстрый реактор был быстрым реактором-размножителем, разработанным в Национальной лаборатории Аргонн. Это был натриевый реактор, способный выдержать потерю (расхода теплоносителя) без аварийной остановки и потерю теплоотвода без аварийной остановки. Это было продемонстрировано в ходе серии испытаний безопасности, в ходе которых реактор успешно был остановлен без вмешательства оператора. Проект был отменен из-за опасений по поводу распространения до того, как его можно было скопировать в другом месте. Эксперимент реактора с расплавленной солью (MSRE) был реактором с расплавленной солью, разработанным в Национальной лаборатории Ок-Ридж. Он был графито-модерируемым, а в качестве теплоносителя использовалась соль FLiBe, которая также содержала растворенное топливо – фторид урана-233. MSRE имел отрицательный температурный коэффициент реактивности: при повышении температуры FLiBe она расширялась вместе с ионами урана, которые она переносила; это снижение плотности приводило к уменьшению количества делящегося материала в активной зоне, что снижало скорость деления. С уменьшением тепловыделения конечным результатом было охлаждение реактора. От дна активной зоны реактора отходила труба, ведущая к пассивно охлаждаемым сливным резервуарам. В трубе был установлен "холодильный клапан", в котором расплавленная соль активно охлаждалась до твердой пробки вентилятором, обдувающим трубу. Если в сосуде реактора развивалось чрезмерное тепло или терялась электроэнергия для воздушного охлаждения, пробка расплавлялась; FLiBe вытягивалось из активной зоны реактора под действием силы тяжести в сливные резервуары, и цепная реакция прекращалась, поскольку соль теряла контакт с графитовым замедлителем. Конструкция HTGR компании General Atomics оснащена полностью пассивной и внутренне безопасной системой отвода остаточного тепла, называемой системой охлаждения полости реактора (RCCS). В этой конструкции массив стальных воздуховодов выстилает бетонный контейнмент (и, следовательно, окружает сосуд реактора), который обеспечивает путь для потока воздуха, создаваемого естественной циркуляцией из дымоходов, расположенных над уровнем земли. Производные этой концепции RCCS (с воздухом или водой в качестве рабочего тела) также использовались в других конструкциях газоохлаждаемых реакторов, включая японский экспериментальный реактор с высокой температурой, китайский HTR 10, южноафриканский PBMR и российский GT MHR. Хотя ни одна из этих конструкций не была коммерциализирована для производства электроэнергии, исследования в этих областях продолжаются, особенно в рамках инициативы Generation IV и программ NGNP, с экспериментальными установками в Национальной лаборатории Аргонн (где находится испытательный стенд Natural Convection Shutdown Heat Removal Test Facility, RCCS с воздушным охлаждением в масштабе 1/2) и Университете Висконсина (где находятся отдельные RCCS с воздушным и водяным охлаждением в масштабе 1/4).

Three Mile Island Unit 2 was unable to contain about 480 PBq of radioactive noble gases from release into the environment and around 120 kL of radioactive contaminated cooling water from release beyond the containment into a neighbouring building. The pilot operated relief valve at TMI 2 was designed to shut automatically after relieving excessive pressure inside the reactor into a quench tank. However the valve mechanically failed causing the PORV quench tank to fill, and the relief diaphragm to eventually rupture into the containment building. The containment building sump pumps automatically pumped the contaminated water outside the containment building. Both a working PORV with quench tank and separately the containment building with sump provided two layers of passive safety. An unreliable PORV negated its designed passive safety. The plant design featured only a single open/close indicator based on the status of its solenoid actuator, instead of a separate indicator of the PORV's actual position. This rendered the mechanical reliability of the PORV indeterminate directly, and therefore its passive safety status indeterminate. The automatic sump pumps and/or insufficient containment sump capacity negated the containment building designed passive safety. The notorious RBMK graphite moderated, water cooled reactors of Chernobyl Power Plant disaster were designed with a positive void coefficient with boron control rods on electromagnetic grapples for reaction speed control. To the degree that the control systems were reliable, this design did have a corresponding degree of active inherent safety. The reactor was unsafe at low power levels because erroneous control rod movement would have a counter intuitively magnified effect. Chernobyl Reactor 4 was built instead with manual crane driven boron control rods that were tipped with the moderator substance, graphite, a neutron reflector. It was designed with an Emergency Core Cooling System (ECCS) that depended on either grid power or the backup Diesel generator to be operating. The ECCS safety component was decidedly not passive. The design featured a partial containment consisting of a concrete slab above and below the reactor – with pipes and rods penetrating, an inert gas filled metal vessel to keep oxygen away from the water cooled hot graphite, a fire proof roof, and the pipes below the vessel sealed in secondary water filled boxes. The roof, metal vessel, concrete slabs and water boxes are examples of passive safety components. The roof in the Chernobyl Power Plant complex was made of bitumen – against design – rendering it ignitable. Unlike the Three Mile Island accident, neither the concrete slabs nor the metal vessel could contain a steam, graphite and oxygen driven hydrogen explosion. The water boxes could not sustain high pressure failure of the pipes. The passive safety components as designed were inadequate to fulfill the safety requirements of the system. The General Electric Company ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor, a BWR) is a design reported to use passive safety components. In the event of coolant loss, no operator action is required for three days. The Westinghouse AP1000 ("AP" standing for "Advanced Passive") uses passive safety components. In the event of an accident, no operator action is required for 72 hours. Recent versions of the Russian VVER have added a passive heat removal system to the existing active systems, utilising a cooling system and water tanks built on top of the containment dome. The integral fast reactor was a fast breeder reactor run by the Argonne National Laboratory. It was a sodium cooled reactor capable of withstanding a loss of (coolant) flow without SCRAM and loss of heatsink without SCRAM. This was demonstrated throughout a series of safety tests in which the reactor successfully shut down without operator intervention. The project was canceled due to proliferation concerns before it could be copied elsewhere. The Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) was a molten salt reactor run by the Oak Ridge National Laboratory. It was nuclear graphite moderated and the coolant salt used was FLiBe, which also carried the uranium 233 fluoride fuel dissolved in it. The MSRE had a negative temperature coefficient of reactivity: as the FLiBe temperature increased, it expanded, along with the uranium ions it carried; this decreased density resulted in a reduction of fissile material in the core, which decreased the rate of fission. With less heat input, the net result was that the reactor would cool. Extending from the bottom of the reactor core was a pipe that lead to passively cooled drain tanks. The pipe had a "freeze valve" along its length, in which the molten salt was actively cooled to a solid plug by a fan blowing air over the pipe. If the reactor vessel developed excessive heat or lost electric power to the air cooling, the plug would melt; the FLiBe would be pulled out of the reactor core by gravity into dump tanks, and criticality would cease as the salt lost contact with the graphite moderator. The General Atomics HTGR design features a fully passive and inherently safe decay heat removal system, termed the Reactor Cavity Cooling System (RCCS). In this design, an array of steel ducts line the concrete containment (and hence surround the reactor pressure vessel) which provide a flow path for air driven natural circulation from chimneys positioned above grade. Derivatives of this RCCS concept (with either air or water as the working fluid) has also been featured in other gas cooled reactor designs, including the Japanese High temperature engineering test reactor, the Chinese HTR 10, the South African PBMR, and the Russian GT MHR. While none of these designs have been commercialized for power generation research in these areas is active, specifically in support of the Generation IV initiative and NGNP programs, with experimental facilities at Argonne National Laboratory (home to the Natural convection Shutdown heat removal Test Facility, a 1/2 scale air cooled RCCS) and the University of Wisconsin (home to separate 1/4 scale air and water cooled RCCS).