Зона без опасности

В работе атомных энергоблоков, как и любой сложнейшей техники, случаются сбои, но почти все они заканчиваются без значимых последствий. Это достигается с помощью защитных средств, которые должны вовремя пресечь отклонения или нарушения режимов нормальной эксплуатации энергоблока, предотвратить их перерастание в предаварийную ситуацию или аварию, под которой в атомной энергетике подразумеваются, как правило, серьезные события с радиационными последствиями. А если авария все же случится, ее проявления не должны выйти за пределы защитной оболочки реакторной установки. Для минимизации последствий предусмотрены различные спасательные, локализующие аварию средства — своеобразный аналог шлюпок, позволяющих при кораблекрушении избежать гибели пассажиров. С той лишь разницей, что системы ядерной безопасности намного надежнее.

Оценить
Для атомной энергетики, основанной на делении тяжелых ядер, идеально безопасными считаются перспективные реакторные установки с так называемой естественной, или внутренне присущей, безопасностью. В концепциях такого рода аварии на АЭС предотвращаются не столько техническими ухищрениями и действиями операторов, сколько на уровне заложенных в основу проекта физических свойств материалов и оборудования: они должны приводить к затуханию цепной реакции и «саморасхолаживанию» реакторной установки (РУ) при потенциально опасных отклонениях от нормальных режимов функционирования энергоблока.

РУ поколений II, III и III+, из которых состоит мировой ядерно-энергетический парк, не обладают внутренне присущей безопасностью в той мере, которая позволяет избежать повреждения активной зоны (АЗ) без внешних воздействий в течение сколь угодно долгого времени. Базовая проблема безопасности существующих конструкций — длительное «тление» ядерного топлива после аварийной остановки (или, как принято говорить, останова) реактора. Если не принять определенных мер и не затратить дополнительной энергии, тление будет усиливаться и может привести к разогреву реактора с последующим разрушением активной зоны и риском утечки продуктов деления.

Поэтому в РУ действующих поколений противоаварийные системы решают несколько взаимосвязанных задач:

1. В ответ на определенные отклонения от нормальной работы энергоблока — в считанные секунды автоматически привести в действие аварийную защиту, быстро заглушить реактор и в дальнейшем поддерживать стабильное, подкритическое состояние в активной зоне.
2. Обеспечить полное покрытие тепловыделяющих сборок (ТВС) теплоносителем и его циркуляцию. В случаях серьезных аварий необходимо восполнять потери теплоносителя, которые могут быть значительными при больших повреждениях реакторного контура.
3. Организовать постоянный отвод тепла от активной зоны, поддерживая температуру топлива ниже критичных значений, которые сильно различаются на периферии твэла и в недрах топливных таблеток (нормальные температуры для ВВЭР‑1000 и ВВЭР‑1200, соответственно, до ~350 ° и ~1800 °С; в реальности внутренняя температура достигает почти 2000 °С). Это необходимо как для сохранения целостности АЗ, так и для предотвращения опасных химических реакций. Такие реакции могут усиливать тепловыделение, способствовать разрушению оболочек твэлов и приводить к образованию горючих и взрывоопасных газов.
4. Обеспечить отвод тепла к конечному поглотителю, не допустив чрезмерного роста давления и температуры внутри внешнего защитного барьера — контейнмента или реакторного здания.
5. В случае развития аварии — локализовать ее последствия, не допустив выхода радиоактивности за пределы защитных барьеров.

Развитие атомной энергетики на протяжении многих десятилетий было направлено на то, чтобы эти задачи решались все более эффективно, исключались наименее вероятные тяжелые последствия нештатных ситуаций на АЭС. Для этого формируется многослойная, так называемая глубокоэшелонированная, защита, предусматривающая последовательные барьеры на пути развития аварии и утечки радиоактивности в окружающую среду: если один барьер прорван, то опасные явления сдерживаются следующим. К таким барьерам принято относить топливную матрицу, в которой так или иначе связаны продукты деления (чаще всего это тугоплавкая таблетка из диоксида урана); оболочку твэла; первый, реакторный контур; герметичное ограждение вокруг реакторной установки, препятствующее утечке радиоактивных веществ и излучения за его пределы. Всевозможные защитные и локализующие системы (их можно условно назвать противоаварийными) оберегают барьеры от прорыва.

Создание таких систем подчинено некоторым общим принципам.

Во-первых, любая система, критичная для безопасности, должна быть продублирована (резервироваться): при отказе ее функции обязаны обеспечить такая же или другая система либо устройство.

Во-вторых, дублирование должно быть избыточным: желательно предусмотреть не одну, а две или три альтернативы каждой системе, подсистеме и устройству; их совокупный потенциал должен намного превосходить необходимый для выполнения данной функции.

В-третьих, альтернативы не должны быть одинаковыми: одни и те же ответственные функции должны выполняться устройствами разной конструкции или основанными на различных физических принципах.

В-четвертых, системы, выполняющие схожие функции, должны быть разделены физическими барьерами (изолированы друг от друга) и максимально возможным расстоянием.

В-пятых, для некоторого обширного круга событий, определенного заранее с учетом специфики данной технологии ядерной генерации, предусматривается перевод реакторной установки в более безопасное состояние. Он происходит автоматически и не зависит от действий оператора, возможного обесточивания АЭС и т. п.

Совмещение всех этих принципов делает неработоспособность систем безопасности АЭС почти невозможной. Как оно воплощается на практике, видно на примере автоматической защиты: при целом ряде неблагоприятных отклонений от условий нормальной работы энергоблока она может быстро заглушить реактор, в соответствии с пятым упомянутым пунктом. На АЭС применяются, как правило, две системы аварийного останова, из коих одна или обе могут дублироваться, а кроме того — иметь альтернативные способы приведения в действие. Эти системы имеют различную физическую основу, их приводные механизмы нередко подсоединены к реактору с разных сторон или ракурсов. Совокупная отрицательная реактивность, которую они способны привнести в активную зону, намного превосходит необходимую, так что при отказе одной из систем остается возможность заглушить реактор. Более того, отказ части единственной системы, сохранившей работоспособность, не лишит ее возможности выполнить свои функции, пусть и не идеально.

Остановить
Общий принцип устройств, применяемых для быстрого гашения цепной реакции и поддержания подкритического состояния активной зоны, — введение в эту зону значительной отрицательной реактивности с помощью веществ — поглотителей нейтронов. Для этого используются механические органы системы управления и защиты (СУЗ) с поглощающими сборками (ПС СУЗ), вводимыми в течение нескольких секунд в активную зону, а также в большинстве случаев — жидкие поглотители нейтронов, инжектируемые в активную зону в смеси с теплоносителем, обычно под высоким давлением. При этом средства, используемые для аварийного останова и для регулирования реакторов при их работе на мощности, не идентичны.

В частности, среди поглощающих сборок значительную долю составляют органы аварийной защиты, которые задействуются только при срочном останове и обычно выведены из активной зоны — в противоположность сборкам, применяемым для автоматического регулирования (АР) или для переходных режимов. Сборки аварийной защиты могут отличаться по геометрии и составу поглотителей от органов СУЗ, предназначенных для выполнения других задач. Например, в канальных тяжеловодных реакторах типа CANDU для аварийной защиты используются кадмиевые стержни, а для регулирования и компенсации реактивности — стержни из кобальта, нержавеющей стали, иногда — слабообогащенного урана, а также специальные каналы, заполняемые при необходимости водой природного изотопного состава.

Использование жидких поглотителей тоже варьируется. К примеру, в некоторых реакторах (прежде всего, кипящих корпусных: BWR, ABWR, ESBWR) они не применяются для регулирования в условиях нормальной работы, задействуются только в процессе или после аварийного останова. В других РУ (таких как CANDU) жидкие поглотители могут применяться как при работе на мощности (иногда), так и во время, и после останова, но состав используемых в этом качестве веществ различается. Все же в большинстве энергетических реакторов элементный состав жидкого поглотителя унифицирован, хотя его изотопная структура и (или) концентрация для разных целей могут быть разными: для аварийного останова и поддержания подкритики используются растворы с повышенным, по сравнению с другими системами первого контура, содержанием поглотителя (например, у некоторых PWR и ВВЭР).

Известен целый ряд химических элементов с большим сечением поглощения нейтронов; среди них выделяются бор, кадмий, самарий, гадолиний, гафний, индий, европий, диспрозий. Большинство этих веществ нашли широкое применение в СУЗ. В органах регулирования применяются и другие материалы (например, стали и сплавы), но они предназначены для «тонкой настройки» работы активной зоны (с целью, например, внутридневного маневрирования мощностью, как в ряде PWR) и практически не играют роли в экстренном гашении цепной реакции. К наиболее распространенным материалам, используемым в аварийных группах СУЗ атомных станций, относятся кадмий, индий с кадмием (оба с добавлением серебра применяются в различных PWR), а также карбид бора B₄C в чистом виде (например, в быстродействующей аварийной защите реакторов РБМК) или с дополнением других материалов: титаната диспрозия Dy₂O₃-TiO₂ (в реакторах ВВЭР), гафния (в кипящих установках BWR, ABWR, ESBWR), хром-никелевого сплава (в корейском реакторе APR1400) или нержавеющей стали (в британских газоохлаждаемых AGR).

В качестве жидкого поглотителя наиболее распространен раствор борной кислоты H₃BO₃, встречаются и другие соединения бора (пентаборат натрия и т. д.). Они применяются в реакторах ВВЭР, большинстве PWR и кипящих корпусных реакторов, индийских тяжеловодных реакторах. Для этой же цели используются соли гадолиния (например, нитрат GdNO₃ в CANDU и в концептуальном индийском одноконтурном тяжеловодном реакторе AHWR) либо смесь соединений бора и гадолиния (во флагманском канадском тяжеловодном реакторе EC6).

В борных соединениях, преобладающих в механической и жидкостной аварийной защите большинства реакторов, определяющую роль играет содержание изотопа ¹⁰В, эффективно поглощающего нейтроны разных спектров, включая характерный для тепловых реакторов. Быстрое увеличение его концентрации в первом контуре для перевода реактора в подкритическое состояние и (или) его поддержания достигается использованием борных впрысков с высоким напором (равным или намного превосходящим расчетное давление в реакторе: например, 24,5 МПа у ВВЭР‑1200, 26 МПа у EPR); повышенной во много раз концентрацией борного соединения по сравнению с другими системами первого контура реакторов с водой под давлением (концентрация борной кислоты может составлять 40−120 г/кг) или изотопного обогащения: природный бор состоит из смеси стабильных изотопов ¹¹В (свыше 80%; доля колеблется) и 10B (19−20%); в жидких поглотителях некоторых тепловых реакторов содержание ¹⁰В существенно увеличено (например, в реакторе EPR — около 40%). В отличие от жидкого поглотителя, в механической части СУЗ реакторов на тепловых нейтронах используется, как правило, бор природного изотопного состава.

Аварийный останов должен осуществляться оперативно и автоматически (наряду с возможностью принудительного включения оператором) по сигналам об определенных отклонениях от нормальной работы различных систем ядерного и неядерного острова АЭС. При этом он требует высочайшей надежности и пассивного действия: должен работать при полном обесточивании АЭС. В большинстве реакторов стержни аварийной защиты вставляются сверху, что повышает надежность их ввода и удержания благодаря содействию гравитации: в случае отключения источников энергии предусматривается падение органов аварийной защиты под собственной тяжестью. Так происходит в установках PWR, ВВЭР‑1000 и ВВЭР‑1200/1300, канальных и корпусных тяжеловодных реакторах, канальных реакторах с графитовым замедлителем и водяным (российские РБМК) или газовым (британские AGR) охлаждением.

Наиболее существенное исключение —кипящие корпусные РУ (BWR, ABWR, ESBWR, KERENA и др.), в которых механические органы СУЗ вводятся в реактор снизу. При такой конструкции аварийный ввод ПС СУЗ в течение считанных секунд требует преодоления силы тяжести в дополнение к инерции и другим факторам. При их нахождении в активной зоне после остановки реактора также принимается в расчет маловероятный (невозможный для других реакторов) риск выпадения под действием гравитации: он нивелируется специальными средствами «гарантированного» удержания в активной зоне. Помимо прочего, многочисленные отверстия в днище такого реактора увеличивают риски повреждения корпуса в случае тяжелых аварий (в днищах ВВЭР такие проходки отсутствуют; у PWR их, как правило, мало).

В то же время, говоря о реакторах PWR и ВВЭР, приходится считаться с риском частичного всплытия ПС СУЗ в узких каналах под действием сильного потока теплоносителя: такое случалось, и для устранения этого риска, в частности, были внесены изменения в первоначальную конструкцию поглощающих сборок СУЗ реакторов ВВЭР, в том числе утяжеляющие их.

Выгодное отличие СУЗ некоторых канальных реакторов (наряду с вертикальным вводом сверху) — изолированность их рабочих органов от тепловыделяющих сборок и среды теплоносителя, упрощающая конструкцию и уплотнение приводов и снижающая риски повреждения в аварийных ситуациях. Например, в CANDU и индийских тяжеловодных реакторах стержни СУЗ вводятся в замедлитель и, таким образом, отгорожены двумя прочными барьерами от ТВС и теплоносителя, чьи давление и температура кратно превосходят параметры тяжелой воды в основной части каландра. Ко всему прочему, в случаях тяжелых аварий такая конструкция снижает риски деформации каналов СУЗ и разрушения поглотителей.

Во многих конструкциях реакторов предусмотрено дублирование традиционных средств аварийного останова устройствами, работающими на иных физических принципах; прежде всего, это впрыскивание жидкого поглотителя в качестве эффективной альтернативы механической защите: при ее полном отказе или недостаточно эффективном действии реактор может быть остановлен из любого состояния массированным вводом жидкого поглотителя. Такая альтернатива предполагается в ряде ВВЭР, PWR, BWR, CANDU и индийских PHWR, кипящих ABWR и ESBWR. Однако такие устройства нередко действуют медленнее, чем ПС СУЗ, и приводятся в действие лишь по команде оператора. В конструкции некоторых реакторов, таких как РБМК, изначально предусмотрен аварийный останов только за счет механических средств СУЗ.

Наряду с общепринятыми системами аварийного останова и поддержания подкритики, в отдельных реакторах применяются уникальные схемы. К примеру, в ряде тяжеловодных канальных РУ (некоторых CANDU и индийских PHWR) предполагается возможность экстренного слива замедлителя из каландра в качестве альтернативы механической аварийной защите; таким образом, происходит не ввод отрицательной реактивности в активную зону (как у большинства реакторов), а устранение из нее почти всего замедлителя.

Не менее оригинальная схема используется в реакторах ВВЭР‑440, где аварийный останов предусматривает по существу искусственную дезинтеграцию активной зоны. Часть топливных сборок этого реактора сделаны «двухэтажными»: верхний «этаж» представляет собой секцию с поглотителями, а нижний аналогичен ТВС. При нормальной работе такие кассеты подняты в верхнее положение, так что топливная секция составляет часть активной зоны. При аварийном останове они сбрасываются, топливная часть выходит из активной зоны, и ее место занимает секция с поглотителем.

В реакторах AGR для аварийного останова в нормальных условиях используются стержни из бористой стали, вводимые в активную зону вертикально сверху и в дальнейшем обеспечивающие подкритическое состояние АЗ. В случае выхода из строя значительной доли приводов СУЗ снизу активной зоны в специальные сквозные каналы нагнетается под давлением газообразный поглотитель (азот). Смешиваясь с циркулирующим теплоносителем (углекислым газом), он обеспечивает альтернативный способ оперативного глушения реактора и может поддерживать подкритическое состояние в течение нескольких часов. Если необходимая доля аварийных стержней не действует, а в это время давление в реакторе недостаточно, для поддержания подкритики ~20% тех же каналов может засыпаться сверху через специальное устройство бисером из бористого стекла — наиболее устойчивого материала в условиях активной зоны AGR.

Залить
Параллельно и совместно с сохранением подкритики решается задача постоянного покрытия ТВС теплоносителем и обеспечения его непрерывной циркуляции. Если после глушения реактора контуры охлаждения целы и все штатные системы функционируют, то осуществляется планомерное расхолаживание в обход турбины через конденсаторы. Однако при выходе из строя каких-либо звеньев этой нормальной схемы (полном обесточивании блока, повреждении контуров, росте давления и т. п.) в действие вступает комплекс устройств, предотвращающих аварию или ее развитие.

Если проблема заключается только в полной потере электроснабжения от сети, то она решается подключением автономных аварийных источников электричества (как правило, дизель-генераторов) и аккумуляторных батарей — источников постоянного тока. Они рассчитаны на поддержание важных для безопасности функций до восстановления штатных источников энергоснабжения. Надежность и возможная длительность автономного энергообеспечения критических функций зависят как от их резервирования и запаса энергии, так и от степени развития пассивных систем, обеспечивающих расхолаживание реактора. Пассивные средства особенно важны при маловероятных негативных сценариях, когда источники энергии доступны, но активные противоаварийные системы теряют работоспособность. Некоторые конструкции РУ могут в течение нескольких суток охлаждать реактор исключительно пассивными средствами, обходясь без источников переменного тока и участия персонала. При этом в резерве остаются аварийные запасы и активные устройства, способные выполнять ряд функций пассивных систем.

Серьезнее обстоит дело, если нештатные ситуации приводят к неработоспособности или повреждению контуров охлаждения, особенно радиоактивного первого (в одноконтурных реакторах — единственного), например, при так называемом гильотинном (быстром полном) разрыве главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) у ВВЭР и PWR или разрыве главных коллекторов у CANDU и РБМК; такой случай соответствует условиям максимальной проектной аварии (МПА). Положение дополнительно осложняется, если это происходит на фоне обесточивания станции. В подобных случаях в действие вступают системы аварийного охлаждения активной зоны, отвода тепла от реактора и из герметичного пространства защитной оболочки, снятия избыточного давления и удаления опасных газов из реактора и гермозоны. Их функция — обеспечить заполнение реактора теплоносителем, поддержать его циркуляцию и теплообменные процессы, предотвратить дальнейшее разрушение барьеров безопасности.

Эта задача не сводится к заливу и расхолаживанию активной зоны любой ценой. Во-первых, такие системы объединены с устройствами аварийного ввода жидкого поглотителя и требуют тщательного дозирования и обеспечения однородности раствора в разных подсистемах реакторного контура: так называемые вбросы чистого конденсата или порций раствора с пониженным содержанием поглотителя могут привести к непредсказуемым изменениям реактивности, особенно на начальном этапе после останова. Во-вторых, охлаждение реактора не должно осуществляться слишком быстро — это угрожает его прочности. Так, плановое снижение температуры легководного реактора осуществляется со скоростью порядка 30 °C в час, а в аварийных ситуациях (в случае, допустим, течи в контуре) этот темп не должен превышать ~50−60 °С в час.

Однако и после многочасового расхолаживания до стабильности еще далеко: через сутки тепловыделяющие сборки гигаваттного блока сохранят ~0,5% своей полной тепловой производительности, то есть порядка 15 МВт, что сопоставимо с мощностью сталеплавильной печи. Тепловая инерция дополнительно увеличивается за счет тепла, накопленного конструкциями реакторной установки и теплоносителем. В течение первых суток планомерного охлаждения температура теплоносителя в первом контуре (но не в ТВС) опустится ниже 100 °C, так что снизится угроза вскипания воды в активной зоне, при условии сохранения циркуляции. Тем не менее процесс расхолаживания по-прежнему останется обратимым: в течение нескольких суток прекращение циркуляции с обязательным отводом тепла за пределы реактора может привести к быстрому выкипанию водяного теплоносителя, оголению и окислению ТВС и, в конечном итоге, к расплавлению активной зоны.

Поэтому системы аварийного расхолаживания, воплощенные в современных проектах ядерных энергоблоков, а также отчасти внедряемые на блоках прежних поколений при их модернизации, рассчитаны на автономную работу до нескольких суток без внешних источников энергии, пополнения теплоносителя и при минимальном участии персонала. Это делается на случай повреждения энергосистемы и ряда объектов на площадке АЭС, наряду с дезорганизацией инфраструктуры борьбы с чрезвычайными ситуациями — например, при экстраординарных стихийных бедствиях наподобие тех, что произошли в Японии в 2011 году.

При всем разнообразии конструкций даже однотипных РУ, повреждение реакторного контура требует решения принципиально близких задач с использованием похожих средств. В таких случаях необходимо остановить утечку теплоносителя из реактора и не допустить оголения ТВС. В большинстве реакторов это решается так называемыми системами аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ у ВВЭР, их функциональными аналогами — у других РУ). В процессе нормальной эксплуатации блока они поддерживаются в постоянной аварийной готовности и не используются или применяются ограниченно. В состав таких систем обычно входят несколько комплектов емкостей давления с запасами теплоносителя в смеси с поглотителем или без него (обессоленная вода или конденсат, что более характерно для кипящих РУ), специальными насосами, трубопроводами и арматурой, которые соединены непосредственно с корпусом реактора через патрубки, либо с близлежащими к нему участками ГЦТ до и после агрегатов. Комплекты функционально дублирующих друг друга гидроемкостей располагаются намного выше активной зоны для обеспечения гидростатического напора, находятся под разным давлением и в условиях аварии с течью из первого контура вступают в действие поочередно (ступенчато), в разной последовательности, в зависимости от давления в контуре, работоспособности аварийного энергоснабжения и ситуации. Для двухконтурных реакторов характерно размещение таких запасов в контейнменте; у кипящих корпусных часть подобных гидроемкостей вынесена за пределы защитной оболочки.

Аналоги САОЗ у разных реакторных установок бывают пассивными (как у ESBWR, AP1000, AP600, CAP1400), преимущественно активными (как у EPR) или представляют собой сбалансированную комбинацию активных и пассивных подсистем (как у ВВЭР‑1200/В‑392М или ВВЭР-ТОИ). В Таблице 1 приведены характерные особенности САОЗ и других противоаварийных систем реакторных установок разных типов.

Важнейшая задача САОЗ — не только заполнить активную зону теплоносителем, но и обеспечить его циркуляцию при различных повреждениях контуров. Для этого предусмотрены особые аварийные схемы кругооборота теплоносителя, включающие реактор и работоспособные фрагменты первого контура, устройства конденсации, сбора, охлаждения, очистки и подачи теплоносителя в активную зону в случае аварий с большой течью из первого контура. Кроме того, в условиях длительного обесточивания энергоблока возникает проблема охлаждения бассейна выдержки ядерного топлива, для которого также предусмотрен аварийный режим. Существуют системы аварийного охлаждения бассейна, интегрированные с САОЗ.

Аналоги САОЗ в реакторах разных типов работают совместно с устройствами аварийного газоудаления (САГ) и защиты контура от избыточного давления, которое может возникать из-за интенсификации парообразования в активной зоне вследствие обесточивания блока и привести к течи теплоносителя. Такие устройства позволяют стравить парогазовую смесь из элементов первого контура в барботер и обеспечить снижение давления до уровня, при котором предусмотрено подключение активных или пассивных систем. При этом реакторный контур кипящих РУ, с их сравнительно невысоким давлением и крупнейшим по объему корпусом реактора (особенно у ESBWR), конструктивно гибче по отношению к парообразованию, чем первый контур PWR или ВВЭР, где накопление пара вне компенсатора давления быстрее нарушает циркуляцию.

Особую специфику в отношении аварийной безопасности имеют газоохлаждаемые реакторы AGR, действующие в Великобритании. Они способны выдержать многочасовую полную остановку принудительной циркуляции теплоносителя (углекислого газа) и воды второго контура благодаря низкой энергонапряженности (~2,8−3,0 МВт/м³ для разных модификаций), большой тепловой инерции и высокому уровню естественной циркуляции (через расположенные внутри корпуса реактора парогенераторы) — при условии герметичности первого контура. Это возможно и в силу иной конструкции твэлов: хотя диаметр диоксидной таблетки и характерные температуры топлива у них больше, чем у PWR, ВВЭР, РБМК, кипящих корпусных и тяжеловодных реакторов, в активных зонах AGR применяются оболочки из нержавеющей стали, для которых меньше риск экзотермической реакции окисления с образованием водорода — дамоклов меч почти всех остальных АЭС в ситуациях маловероятных тяжелых аварий.

Для оставшихся в строю 14 газоохлаждаемых РУ второго поколения опаснее другие аварийные сценарии. Речь идет, например, о повреждении барьера между контурами: в отличие от PWR, ВВЭР и CANDU, давление во втором контуре AGR намного выше, чем в первом (соответственно ~16 МПа и ~4 МПа), поэтому такая ситуация вызовет утечку перегретого пара в среду газового теплоносителя с температурой вдвое выше, чем у большинства прочих РУ, что угрожает ростом давления и резким изменением других характеристик внутри корпуса реактора.

Остудить и накрыть
Параллельно с заполнением активной зоны теплоносителем и обеспечением его циркуляции решается задача отвода к конечному поглотителю тепла, извлеченного из реактора. В идеале это тепло должно выводиться за пределы контейнмента, но при этом недопустима утечка из реакторного контура. В реакторах PWR, ВВЭР и тяжеловодных канальных при определенных обстоятельствах тепло может передаваться через второй контур с применением как активных, так и пассивных средств, предусмотренных в некоторых конструкциях. При такой компоновке РУ наиболее широк выбор средств для снятия остаточного тепловыделения через мощнейшие теплообменники — парогенераторы. При этом границы первого контура находятся в пределах герметичного ограждения, что делает еще более оправданным использование ПГ с точки зрения радиационной безопасности.

Таким образом, реакторы с водой под давлением имеют определенные достоинства с точки зрения аварийного теплоотвода, которых лишены одноконтурные корпусные (но у последних есть и преимущества, о которых говорилось выше). В реакторах типа BWR единственный основной контур выходит за пределы защитной оболочки; вне контейнмента осуществляется и первичная отдача тепловой энергии. При аварийном останове таких РУ перекрывается главный паропровод свежего пара, который направлялся на турбину, и формируются альтернативные обычному, временные контуры для теплоотвода и пополнения теплоносителя (подробнее см. Справку 1). Для корпусных кипящих РУ характерны более «тесные» контейнменты, чем для реакторов с водой под давлением, так что аварийные запасы теплоносителя и поглотителя и значительная часть теплообменных процессов реакторного контура у BWR вынесены за пределы защитной оболочки. В этом их отличие от PWR, ВВЭР и тяжеловодных реакторов, в которых системы аварийного ввода поглотителя, любая циркуляция через активную зону и в ряде случаев — первичная отдача тепла от нее чаще всего ограничены пределами контейнмента.

В общем, предусмотрена цепочка взаимосвязанных систем, которые должны справиться со всевозможными нештатными ситуациями и постепенно привести ядерный блок в состояние безопасного равновесия — "холодного" останова. Но если авария развивается по наихудшему сценарию, а энергоснабжение очень долго не удается наладить (такое стечение обстоятельств очень маловероятно), то предусмотрены средства, позволяющие локализовать последствия и предотвратить выход радиоактивности в окружающую среду. Речь идет, прежде всего, о защитной оболочке (ЗО), закрывающей реакторную установку, и о взаимосвязанных с ней системах, позволяющих удалять водород, связывать радиоактивные продукты деления ядерного топлива, организовать замкнутый теплообмен внутри контейнмента и теплоотдачу от него или через специальные теплообменные устройства — в окружающую среду.

Важно отметить, что полнофункциональный контейнмент служит не только барьером для выхода радиоактивности наружу, но и средством защиты реакторной установки от ряда внешних угроз, таких как авиакатастрофы или стихийные бедствия. Значимость этого вопроса в атомной отрасли была переоценена после событий в США в 2001 году и в Фукусиме в 2011 году. Между тем, например, у британских реакторов AGR, в силу некоторых конструктивных особенностей, риск утечки радиоактивности из-за аварийных процессов невысок, зато вероятность неблагоприятных внешних воздействий для них такая же, как у PWR и BWR, размещенных в той же части Европы и при этом закрытых дополнительной внешней защитной оболочкой.

Значительная часть энергоблоков в мире оснащены контейнментами, закрывающими весь первый контур; многие из них рассчитаны на восприятие давления и температуры, которые возникнут в случае прорыва контура и при последующем использовании средств расхолаживания пространства под ЗО. Подобные контейнменты применяются для большей части двухконтурных реакторов, таких как PWR, CANDU, PHWR, ВВЭР‑1000, ВВЭР‑1200 и ВВЭР-ТОИ (см. Таблицу 2).

Используются и другие концепции защитного ограждения, в которых делается упор не на максимальное упрочнение оболочки, а на особые устройства, снижающие давление и температуру в гермозоне в режиме реального времени при наиболее серьезных авариях. К ним относятся ЗО, оснащенные ледовыми конденсаторами, и особые контейнменты, используемые в некоторых тяжеловодных реакторах.

В контейнментах с ледовыми конденсаторами постоянно содержатся блоки (так называемые корзины) со льдом, через которые в случае серьезной аварии принудительно прокачивается пар, возникший вследствие повреждения контура. Это обеспечивает относительно быструю и эффективную конденсацию со снижением давления внутри ЗО. Подобные устройства применяются в США (АЭС «Секвойя» и др.), Японии (АЭС «Ои»), Финляндии (АЭС «Ловииса») и других странах.

Контейнмент отрицательного давления, применяемый для ряда тяжеловодных реакторов, состоит из двух герметичных частей: реакторного и так называемого вакуумного зданий, соединенных через запорную арматуру. В обычных условиях в реакторном здании, представляющем собой облегченную (по сравнению с PWR) защитную оболочку, поддерживается давление немного ниже атмосферного, а в вакуумном — несколько процентов от атмосферного. В случае тяжелой аварии, сопровождаемой ростом давления в реакторном здании и его запариванием, образующиеся газы поступают в вакуумный корпус, где с помощью спринклерной системы и иных средств давление в дальнейшем снижается. На ряде канадских АЭС («Пикеринг», «Брюс», «Дарлингтон») несколько энергоблоков имеют общую контейнментную систему: у каждой РУ есть собственная защитная оболочка, связанная с общим для них вакуумным корпусом.

Помимо З О отрицательного давления, в канальных тяжеловодных РУ применяются двойные контейнменты с внутренней оболочкой из преднапряженного бетона и внешней — из железобетона (в индийских РУ), а также одинарные ЗО из преднапряженного бетона (в реакторах CANDU-6). Эти контейнменты, в которых обычно поддерживается давление ниже атмосферного, оснащаются разнообразными активными системами его удержания в аварийных условиях, осуществляющими душирование, охлаждение кондиционерами, очистку и постоянное удаление из контейнмента отфильтрованного воздуха. Благодаря этим системам конструкции ЗО таких реакторов рассчитаны на относительно умеренное внутреннее давление (0,1−0,3 МПа).

BWR также имеют защитные гермооболочки нескольких конструктивных поколений, однако они существенно меньше по объему (в 10−20 раз), чем контейнменты полного давления для двухконтурных РУ сравнимой мощности (порядка 75−80 тыс. м³). Не случайно их реакторный контур выходит за пределы ЗО не только в условиях нормальной эксплуатации, но и при аварийном расхолаживании. В аварийных условиях давление и температуру в таких контейнментах снижают с помощью спринклерных систем и большого бака-барботера (так называемого бассейна снижения давления), интегрированного с защитной оболочкой. В нем осуществляются «мокрая» конденсация пара и аккумулирование других утечек из остального пространства ЗО (так называемого сухого бокса), затем вода из барботера может «прокручиваться» через теплообменник за пределами ЗО и подаваться в спринклерные устройства для нового цикла конденсации (см. Справку 1).

Подобный круговорот теплоносителя в различных агрегатных состояниях предусмотрен и в контейнментах полного давления для ряда двухконтурных реакторных установок, но там он ограничивается пределами ЗО. Это происходит при негативных аварийных сценариях, при которых теплоотвод через элементы второго контура становится невозможным. В этом случае инициируются замкнутые теплообменные процессы внутри контейнмента с последующей отдачей тепла в окружающую среду через посредство оболочки и специальных устройств.

Наконец, если теория вероятности сыграет злую шутку и произойдет то, что с данным конкретным энергоблоком может произойти, скажем, раз в миллион лет, то на этот случай предусмотрен «спасательный круг» — устройства удержания внутри контейнмента и охлаждения расплава активной зоны (кориума), в основной массе которого при его образовании в реакторе температура колеблется в диапазоне ~1500−2700 °C. Эти устройства уменьшают вероятность утечки радиоактивных веществ в окружающую среду на порядок. Кроме того, они предотвращают нежелательное взаимодействие кориума с конструкциями внутри контейнмента, в том числе с бетоном, в результате чего может возникать угарный газ, который при определенных условиях пожароопасен.

Существует несколько способов локализации расплава, воплощенных в действующих проектах ядерных энергоблоков.

Первый из них заключается в том, чтобы дать кориуму, проплавившему днище корпуса реактора, стечь в установленный под ним стационарно при строительстве блока массивный стальной тигель сложной конструкции, заполненный так называемым жертвенным материалом и охлаждаемый водой, поступающей самотеком из предусмотренных для этого источников. При этом жертвенный материал, представляющий собой оксидно-металлическую смесь с невысокими температурами плавления, смешивается с кориумом, обеспечивая в дальнейшем лучшую теплоотдачу. Подобная концепция применяется в современных российских реакторах: модернизированных модификациях ВВЭР‑1000, а также в проектах АЭС‑2006 и ВВЭР-ТОИ.

Другой способ локализации расплава применяется во французской реакторной установке EPR. Он заключается в том, что во временном устройстве под днищем реактора кориум смешивается с легкоплавкими соединениями, затем возникшая более текучая смесь поступает по наклонному каналу в плоский бокс, находящийся в стороне от реактора. Там расплав равномерно растекается по полу площадью 170 м² и постепенно охлаждается водой, поступающей самотеком из емкости в гермозоне по каналам внутри пола и в последующем — сверху. При этом бокс покрыт слоем жертвенного бетона, который постепенно смешивается с расплавом, повышая эффективность остывания. Возникающая смесь застывает в течение нескольких дней при постоянном охлаждении.

Третий способ заключается в удержании расплава внутри корпуса реактора при тяжелой аварии. Для этого обеспечивается залив корпуса снаружи до уровня выше активной зоны, и этот уровень поддерживается с помощью пассивных систем. В итоге удается избежать проплавления днища. Эта концепция была предусмотрена, в частности, в проектах российского реактора ВВЭР‑640 и американского AP600, однако они не были внедрены. В конце концов она была воплощена в проекте большой мощности — реакторной установке AP1000 (1100 МВт). Похожее решение применяется для реактора ESBWR, который также заливается снаружи в крайних сценариях развития аварии. Однако эта кипящая установка почти на треть мощнее AP1000, так что залив корпуса в данном случае служит прежде всего для того, чтобы выиграть время. Если это не поможет, то предусмотрено устройство локализации: после проплавления корпуса кориум поступает в ловушку в шахте реактора, дно которой покрыто термостойкой керамикой и пронизано изнутри каналами, по которым циркулирует вода.

Переосмыслить
Основные конструктивные схемы ядерной генерации, применяемые почти на всех существующих энергоблоках в мире, были разработаны еще в 1950—1960-е годы. Но системы безопасности с тех пор непрерывно усложнялись, став одним из магистральных направлений развития ядерной техники. «Три-Майл-Айленд», «Чернобыль» и «Фукусима‑1» каждый раз поднимали эту, и без того важную, тему на новые ступени приоритетов.

В итоге каждая ветвь реакторных технологий давала новые побеги в виде усовершенствований, благодаря которым атомная энергетика превратилась в одну из наиболее надежных областей техники. Но, хотя в последние три десятилетия жертвы от радиационных последствий при авариях на АЭС случались реже, чем при пользовании телефоном, не говоря уже о более рискованных занятиях, в сознании части общества именно за атомными станциями закрепилась дурная слава филиалов ада на Земле.

После «атомного романтизма» предчернобыльских десятилетий, когда блоки АЭС в некоторых странах штамповали, словно кастрюли, наступил затяжной период охлаждения к этому виду генерации. В ответ на открывшиеся риски возникли новые концепции ядерной безопасности, в которых воплотились принципы многократной перестраховки от, казалось бы, немыслимых рисков.

Но когда атомная фобия несколько улеглась и многие заговорили о ядерном ренессансе, случилась Фукусима. Не принеся ни единой «радиационной» жертвы, она едва не затмила в глобальном сознании одно из сильнейших стихийных бедствий в истории человечества, живо напомнив, что безопасности много не бывает. В итоге снова, как и 30 лет назад, возник запрос на то, чтобы многократно учтенные риски еще раз хорошенько «переучесть».

На этом фоне атомная энергетика в нынешнем веке оказалась между Сциллой и Харибдой: в погоне за политическим одобрением она должна усложнять средства безопасности, а в борьбе за конкурентоспособность с «выскочками» на энергетическом рынке (газовой генерацией и ВИЭ) — удешевлять свою экономику.

Конструирование противоаварийных систем пошло двумя магистральными дорогами: повышение надежности и многократное усиление прежних свойств (главным образом активных функций), либо внедрение пассивных систем обеспечения аварийной безопасности. В реакторах новых поколений делается ярко выраженный акцент на одной из этих концепций, либо их стремятся совместить.

Оба пути имеют свои достоинства. С одной стороны, многократно дублированные аварийные энергоисточники с большим запасом топлива на самой АЭС могут дополняться заранее подготовленными мобильными дизелями, а также созданием на станции внешних подключений для пополнения воды и прочей запасной инфраструктуры. Такие меры, принятые в том или ином виде в некоторых странах после Фукусимы (Япония, Франция, США, Россия), могут продлить расхолаживание на необходимое время при большинстве мыслимых сценариев.

С другой стороны, заманчиво сделать так, чтобы РУ могла остывать «сама собой»; однако все созданные до сих пор конструкции большой мощности все равно требуют энергозатрат и каких-то активных действий в лучшем случае через два-три дня. При удачной реализации пассивный принцип ведет к упрощению конструкции, экономии на ряде элементов. Однако некоторые узлы, наоборот, усложняются, требуется создавать дополнительные запасы для автономной работы пассивных устройств, кое-где растут материалоемкость и трудоемкость изготовления (см. ниже пример корпуса реактора ESBWR). Поэтому вопрос о преимуществах «активного» и «пассивного» направлений пока остается открытым, и поставщики идут обоими путями.

Характерным примером «активного» направления стала мощнейшая из внедренных до настоящего времени (до 1660 МВт) реакторных установок — франко-германская разработка EPR, права на которую сегодня принадлежат французской Framatome; она уже эксплуатируется в Китае и строится во Франции и Финляндии. В ней предусмотрено многократное дублирование активных систем безопасности с сильным пространственным и физическим размежеванием каналов (от двух до четырех в разных подсистемах) и мощной защитой от внешних воздействий.

В частности, имеется по четыре канала САОЗ среднего и низкого давления, каждый из которых располагает собственным насосом и возможностью индивидуального подключения к первому контуру. В случае неработоспособности двух каналов, два других могут полностью обеспечить расхолаживание огромного реактора. Имеется и пассивная часть САОЗ — тоже четырехканальная, с раздельными выходами гидроемкостей давления на первый контур, способная заливать активную зону раствором с обогащенным бором.

Наряду с самой РУ, размещенной в двойном контейнменте с внутренней металлической облицовкой и суммарной толщиной тяжелого бетона и стали более трех метров, каждое из ключевых устройств каждого канала безопасности размещено в своем, изолированном здании, защищенном от внешних и внутренних угроз, выхода из строя по общей причине. Многократно дублированные активные устройства обеспечиваются энергией от аварийных дизель-генераторов, размещенных в двух пространственно разделенных корпусах, рассчитанных на падение самолета, землетрясения и прочие катаклизмы.

Защитная оболочка спроектирована на внутреннее давление 0,55 МПа и температуру 170 °C, которые, по расчетам, не могут быть достигнуты в объеме 80 тыс. м³ даже при разрыве и двойном истечении из первого контура и бездействии части систем безопасности. Если, паче чаяния, монументальный контейнмент все же «протечет», примыкающие к нему со всех сторон пристройки, составляющие в этой конструкции полноценные элементы гермозоны, сдержат дальнейшее расползание радиоактивности. На случай запроектной аварии EPR оснащена устройством локализации расплава топлива, о котором подробнее говорилось выше.

Иная концепция воплощена в таких установках, как AP600 (сертифицирована в США), AP1000 (эксплуатируется и строится в Китае, внедряется в США и Великобритании), CAP1400 (внедряется в Китае) и ESBWR (сертифицирована в США).

В близкородственных реакторах с водой под давлением AP600, AP1000 и CAP1400 (первые две созданы Westinghouse, третья — китайской SNPTC при содействии американцев) в случае аварийного останова все функции безопасности выполняются автоматически, без участия оператора и каких-либо активных систем в течение примерно трех суток. Те же принципы применяются в случае аварии с течью из первого контура.

При этом формируются аварийные контуры естественной циркуляции с подключением гидроемкостей разного давления с запасами борного раствора, а также кругооборот воды и пара во внутреннем стальном контейнменте толщиной около 5 см, который, в свою очередь, охлаждается снаружи за счет организованных потоков воздуха и испарения воды, поступающей на купол из установленного на вершине реакторного здания кольцевого бассейна объемом несколько тысяч литров.

Еще дальше пошли создатели кипящей реакторной установки ESBWR, права на которую принадлежат альянсу GE — Hitachi на рынках гражданской атомной продукции. Этот реактор обходится без принудительной циркуляции теплоносителя не только после останова, но и при функционировании на полной мощности (1600 МВт).

Исключение циркуляционных насосов из конструкции дополнительно снизило вероятность аварий с течью из реакторного контура по сравнению с ABWR, который по этому показателю, в свою очередь, лучше, чем реакторы BWR. Корпус ESBWR еще больше, чем у предшественников (диаметр ~7,1 метра, высота 27,6 метра), что способствует естественной циркуляции и упрощает управление давлением в аварийных ситуациях. Вероятность аварий с большой потерей теплоносителя снижена по сравнению с предыдущими поколениями кипящих реакторов.

После аварийного останова охлаждение активной зоны и отвод тепла в окружающую среду могут производиться с помощью активных устройств, но при обесточивании осуществляются автоматически, пассивными средствами и без участия оператора в течение трех суток (см. Таблицу 1). Охлаждение контейнмента и вентиляция внутреннего пространства защитной оболочки также реализуются пассивными устройствами — более эффективно, чем в BWR.

Подключение источников переменного тока позволяет восстановить потенциал пассивных систем. На маловероятный случай запроектных аварий с плавлением активной зоны предусматривается затопление реактора снаружи на уровне АЗ, а при выходе кориума используется ловушка расплава.

Уместно вспомнить, что едва ли не первая концепция пассивной аварийной безопасности появилась в конце 1980-х годов в Советском Союзе под впечатлением от Чернобыля; она была воплощена в проекте ВВЭР‑640. Будучи унифицирован по многим элементам с ВВЭР‑1000, этот реактор имел в полтора раза меньшую энергонапряженность, был способен к пассивному расхолаживанию в течение трех суток, а при запроектной аварии должен был удержать расплав внутри корпуса.

В новейших российских реакторных установках ВВЭР совмещаются активные и пассивные противоаварийные средства. В зависимости от запросов конкретных рынков, такие реакторы в разной конструктивной комплектации внедряются в России, Белоруссии, Индии, Китае, Турции, Бангладеш, Иране; готовятся к воплощению в Египте, Венгрии, Финляндии и ряде других государств.

Помимо изменения технико-экономических показателей, в новейших реакторах ВВЭР существенно усилена составляющая противоаварийной безопасности, добавлены различные наборы дополнительных опций. Так, в энергоблоках с реакторной установкой ВВЭР‑1200/В‑491 (внедряется на Ленинградской АЭС‑2, Белорусской АЭС и т. д.) по сравнению с серийными ВВЭР прошлого поколения принято четырехканальное построение активных систем безопасности вместо трехканального; добавлены упомянутая система СПОТ и сложное устройство локализации расплава (УЛР), двойной контейнмент с контролем среды в межоболочечном пространстве, система пассивного отвода тепла от защитной оболочки (СПОТ ЗО) и т. д. (см. Таблицу 1).

В блоках московского проекта АЭС‑2006 с ВВЭР‑1200/В‑392M (внедряется на Нововоронежской АЭС‑2) активные системы двухканальные, также применяются УЛР и двойная защитная оболочка, но СПОТ ЗО в проект не включена. В этом проекте также предусмотрена СПОТ, но при этом САОЗ существенно усилена системой пассивного залива активной зоны (ГЕ‑2).

Проект ВВЭР-ТОИ (внедряется на Курской АЭС‑2) в отношении набора противоаварийных средств во многом похож на ВВЭР‑1200/В‑392M, но некоторые системы упрощены, а другие дополнительно усилены: прежде всего, САОЗ «надстроена» системой пассивного залива активной зоны третьего уровня — ГЕ‑3.

Что означает все это, «переводя на русский»? При некоторых, самых негативных сценариях аварии «надстройка» систем безопасности, реализованная, например, в московской версии АЭС‑2006, позволит отодвинуть начало разрушительных процессов в активной зоне более чем на сутки. Дополнение этих систем, воплощенное в проекте ВВЭР-ТОИ, при ряде других негативных сценариев отодвинет необратимые последствия в реакторе на период до трех суток.

В частности, при чрезвычайно маловероятном, «кошмарном» с точки зрения мировой атомной отрасли сценарии разрыва ГЦТ на фоне одновременной полной потери всех источников переменного тока (отключение от энергосистемы, дружный отказ станционных аварийных дизелей, неспособность восстановить энергоснабжение и застрявшие в снегах на пути к станции мобильные энергоустановки; и все это — в течение нескольких дней), «всеми покинутая» реакторная установка ВВЭР-ТОИ продержится без фатальных потерь примерно трое суток, по прошествии которых в дело вступят усиленные средства, которые должны локализовать последствия. Это соответствует верхней планке противоаварийной безопасности, достигнутой современной атомной энергетикой.

Перечисленные передовые конструкции ряда поставщиков объединяет одно: все они близко подошли «по разным склонам» к вершине того уровня безопасности, который может быть достигнут в рамках сложившейся на сегодняшний день концепции ядерной энергетики, основанной на делении тяжелых ядер, с тепловым спектром нейтронов и докритическими параметрами пара. Учитывая невеселое положение атомных станций на многих энергетических рынках, изощренные системы безопасности новейших эволюционных РУ — это одновременно и предел того, на что готовы тратиться инвесторы.

Дальнейшее повышение стандартов безопасности, если не убьет традиционную атомную энергетику, то, как ни парадоксально, может сделать ее сильнее, придав новый смысл и рентабельность освоению экзотических реакторных технологий — подобно тому как изменения в государственном регулировании многих стран в нынешнем веке породили огромный рынок для прежде неконкурентоспособных возобновляемых источников энергии.

Не уступая ВИЭ в вопросах сохранения климата, ядерные технологии поколения IV способны занять новые рыночные ниши, такие как производство водорода, воспроизводство ядерного топлива или надежное энергоснабжение изолированных районов. И, что не менее важно, они обладают принципиальными, уже вполне известными преимуществами с точки зрения безопасности, например, некоторые концепции реакторов на быстрых нейтронах и высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы.

Словом, изобретенные к сегодняшнему дню противоаварийные системы напоминают доведенный до совершенства паровоз с цифровым управлением: они подошли к предельному сочетанию возможного и экономически рационального. Намного более высокие вершины ядерной безопасности, а заодно и конкурентоспособности удастся покорить лишь при переходе к непривычным доселе реакторным технологиям.