Расчетное обоснование безопасности АЭС с быстрым реактором при течах натриевого теплоносителя

Развитие быстрых реакторов началось в 50-х годах. Первые реакторы («Клементина», БР-1, БР-2) были предназначены главным образом для изучения нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов и технических решений, закладываемых в их конструкции. В качестве теплоносителя использовались жидкие металлы, такие, как ртуть, натрий-калиевая эвтектика и натрий. В период 1960;1970 г. г. был построен целый ряд быстрых исследовательских реакторов (БР-5, БОР-бО, RAPSODY, SEFOR), предназначенных для проверки и доказательства безопасной работы реакторов этого типа. В этих реакторах в качестве теплоносителя первого контура был использован натрий. Полученное при эксплуатации исследовательских быстрых реакторов доказательство хорошей предсказуемости физических и других характеристик, определяющих их безопасную работу, а также накопленный опыт работы легли в основу проектирования быстрых реакторов-прототипов (БН-350, PFR, PHENIX). Все эти реакторы охлаждались натрием. На реакторах-прототипах подтверждены первоначальные проектные характеристики по обеспечению контроля и безопасности реактора. При этом системы контроля и другие системы, ответственные за безопасную эксплуатацию реакторов-прототипов, были испытаны не только в условиях нормальной работы этих реакторов, но и в условиях, имитирующих аварии в контурах охлаждения. Первоначальные трудности, связанные с доводкой крупных, работающих в натрии конструкций (парогенераторов. теплообменников), были успешно преодолены. В Японии был создан быстрый реактор-прототип MONJU. В 1980 г. введен в строй реактор БН-600, который является промежуточной ступенью между реактором-прототипом и промышленным реактором. В.

1985 г. во Франции был пущен демонстрационный энергетический реактор 8ЦРЕКРНЕ№Х. В России сооружается быстрый энергетический реактор БН-800.

В процессе развития быстрых реакторов были проведены обширные исследования по выбору теплоносителя. В качестве возможных вариантов рассматривались гелий, вода, ртуть, свинец, натрий и другие материалы. В настоящее время натрий является наиболее обоснованным теплоносителем быстрых реакторов. Выбор натрия в качестве теплоносителя был обусловлен его теплотехническими и ядерно-физическими характеристиками: хорошими теплопередающими свойствами, низкой замедляющей способностью и небольшим сечением захвата нейтронов [1]. Температура плавления натрия относительно высока — 98 °C, температура кипения при атмосферном давлении 892 °C, что позволяет поддерживать высокую рабочую температуру теплоносителя при низком избыточном давлении в контуре (до 1 МПа). Относительно высокая теплоемкость натрия обеспечивает теплоотвод при умеренных скоростях теплоносителя в активной зоне (до 6 м/с) и низкой мощности циркуляционных насосов. В то же время хорошая теплопроводность натрия в совокупности с другими высокими тепловыми характеристиками обеспечивает условия для охлаждения активной зоны в режиме естественной циркуляции.

Вместе с тем, имеется ряд трудностей, связанных с использованием натрия в качестве теплоносителя. При облучении в активной зоне натрий становится радиоактивным. Активность натрия определяется в основном изотопом 24№, имеющим период полураспада 15 часов. Существует потенциальная опасность взаимодействия натрия с водой и воздухом. При сгорании на воздухе 1 кг натрия выделяется более 9 кДж тепла [2]. Продукты горения натрия образуют аэрозоли. Аэрозольные частицы (особенно радиоактивные) представляют опасность для человека и, кроме того, могут вызвать серьезные повреждения оборудования, в первую очередь электротехнического и контрольно-измерительной аппаратуры.

Эти особенности натрия определяют конструктивные принципы энергоблоков с быстрыми реакторами. Система теплоотвода быстрого реактора включает первый и второй (промежуточный) натриевые контуры, а также пароводяной контур [3]. Назначение промежуточного натриевого контура — исключить возможность взаимодействия радиоактивного натрия первого контура с водой третьего контура.

Используется два варианта компоновки оборудования первого контура быстрых реакторов: баковый (или интегральный) и петлевой. В баковом варианте весь первый контур, т. е. реактор, главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники, размещаются в общем баке. Во втором, петлевом, варианте циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники расположены в отдельных боксах вне бака реактора и соединяются с ним системой трубопроводов. При петлевой компоновке система теплоотвода состоит из независимых параллельных петель, каждая из которых передает определенную долю тепловой мощности от реактора к турбогенератору.

Каждый тип компоновки имеет свои преимущества и недостатки. В реакторе бакового типа масса натрия в баке реактора значительно больше, чем в реакторе петлевого типа, что обеспечивает большую тепловую инерционность первого контура. Разгерметизация оборудования или трубопроводов первого контура менее опасна, так как почти весь радиоактивный натрий находится внутри бака реактора. В целях повышения безопасности бак реактора окружен страховочным корпусом. Пространство между баком и страховочным корпусом заполнено инертным газом. Незначительная доля радиоактивного натрия содержится во вспомогательных трубопроводах первого контура, которые выходят за пределы бака реактора. При разгерметизации вспомогательных трубопроводов, в принципе, возможна течь радиоактивного натрия и его горение. Недостатком баковой компоновки является затрудненный доступ к оборудованию первого контура, что затрудняет его ремонт.

При петлевой компоновке, благодаря размещению оборудования в отдельных боксах упрощается его обслуживание и ремонт, легче решаются вопросы модернизации оборудования. Поскольку при компоновке петлевого типа промежуточный теплообменник можно расположить гораздо выше активной зоны, то это создает условия для надежной естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре. Однако, при петлевой компоновке значительная часть натриевого оборудования и трубопроводов выходит за пределы бака реактора, при этом повышается потенциальная опасность течи и горения натрия первого контура.

Для предотвращения горения натрия и уменьшения последствий горения используются различные системы безопасности. Там где это возможно натриевые контуры заключаются' в кожухи. В помещениях, где расположены трубопроводы выполняется стальная облицовка пола и стен для защиты конструкционных материалов от теплового воздействия, на полу размещаются поддоны и дренажи для сбора натрия. В случае возникновения горения вентиляция переключается на аварийный режим работы. При этом перекрывается подача воздуха в помещение, а вытяжка из него осуществляется через аэрозольные фильтры. В некоторых случаях предусмотрена также подача в помещение азота.

Параметры в помещении, где происходит горение натрия зависят от характера горения натрия. В подавляющем большинстве случаев натрий, вытекающий из отверстия течи скапливается на полу, где горит в виде «лужи». Возможна также ситуация, когда вытекающий натрий разбивается на капли, которые горят во время падения. Вероятность такой ситуации крайне мала из-за небольшой скорости вытекающего теплоносителя, обусловленой низким давлением в трубопроводе. В случае, когда натрий одновременно горит и в виде капель и в виде «лужи» происходит смешанное горение натрия.

В Физико-Энергетическом Институте был проведен большой комплекс работ по обоснованию безопасности использования натрия в схемах АЭС с быстрыми реакторами. Были выполнены экспериментальные исследования, в процессе проведения которых изучались различные вопросы, такие как: определение скорости горения натрия и характеристики образующихся аэрозолей, системы детектирования горения натрия и пожаротушения, влияние горения натрия на конструкционные материалы и многие другие [4,5,6,7]. На основании этих исследований отрабатывались конструктивные параметры оборудования и систем безопасности отечественных быстрых реакторов. Что касается расчетных исследований проблем безопасности при горении натрия, то в ФЭИ, при активном участии автора, была создана вычислительная программа ВОХ98 [8], позволяющая рассчитывать параметры в аварийном помещении при горении натрия в «луже». Автором также была произведена адаптация французской вычислительной программы FEUMIX, позволяющей рассчитывать параметры в аварийном помещении при горении распыленного натрия. Результаты, полученные по этим программам затем могут быть использованы как входные данные для программы AERO. Программа AERO была разработана в ФЭИ, при активном участии автора, для расчета доз, получаемых населением при выбросе натриевых аэрозолей в атмосферу [9].

Автором была решена задача создания и адаптации программных средств, позволяющих рассчитывать параметры в помещениях АЭС с быстрыми реакторами при различных типах горения натрия, а также дозы, получаемые персоналом и населением при выбросе аэрозолей в атмосферу.

Цель диссертационной работы состоит в следующем:

1. Разработка и верификация методической базы, необходимой для оценки безопасности быстрых реакторов при различных типах горения натрия в помещениях АЭС;

2. Анализ безопасности быстрого реактора на примере проекта БН-800 при аварии со смешанным горением натрия.

Основные этапы работы:

1. Создание расчетных методик и компьютерных программ ВОХ98 и AERO, адаптация и освоение компьютерной программы FEUMIX;

2. Разработка методологии использования программ ВОХ98, FEUMIX и AERO для расчета последствий аварии со смешанным горением натрия;

3. Определение параметров вылива натрия и выбор сценариев поведенияактивных и пассивных систем безопасности на основе проектных данных реактора БН-800;

4. Расчетные исследования параметров в аварийном помещении реактора БН-800 при смешанном горении натрия. Определение количества радиоактивных аэрозолей, выбрасываемых из вентиляционной трубы. Проведение расчета доз, получаемых населением на различных расстояниях от места выброса;

5. Сравнительный анализ последствий аварийных ситуаций со смешанным горением натрия и с горением натрия в виде «лужи» .

Материалы диссертации распределены по пяти главам.

Заключение

.

В процессе выполнения работы для достижения поставленной в ней цели были решены следующие задачи:

1. Разработка расчетных методик и компьютерных программ.

1.1. Разработана усовершенствованная компьютерная программа ВОХ98, позволяющая оценивать параметры в помещении при горении натрия в виде «лужи». В программе использованы расчетные методики, позволяющие получить более точные результаты по сравнению с полученными ранее.

1.2. Создана вычислительная программа AERO, предназначенная для расчета доз при выбросе радиоактивных натриевых аэрозолей в атмосферу. В программе принимается во внимание дисперсность выбрасываемых аэрозольных частиц и изменение скорости осаждения при взаимодействии аэрозолей с влагой в атмосфере.

1.3. Проведена адаптация вычислительной программы FEUMIX к имеющимся вычислительным возможностям, что позволило сэкономить средства, необходимые на собственную разработку подобной программы.

1.4. Выполнена верификация расчетных программ. Верификация проводилась на различных экспериментах и существующих расчетных кодах. На основании результатов верификации.

————— программ ВОХ98, AERO и FEUMIX сделан вывод о том, что эти программы могут быть использованы для проведения расчетов в обоснование безопасности быстрых реакторов.

1.5. Разработана методология использования программ ВОХ98, FEUMIX и AERO для расчета последствий аварии со смешанным горением натрия.

2. Расчетный анализ аварийных режимов АЭС с быстрым реактором (проект БН-800).

2.1. На основе материалов проекта Южно-Уральской АЭС с реактором БН-800 были определены параметры течей натриевого трубопровода вспомогательных систем первого контура, сценарии поведения систем безопасности и другие данные, необходимые для выполнения расчетов.

2.2. Проведены расчетные исследования параметров в аварийном помещении при смешанном горении натрия. Рассматривались проектная и запроектная аварии. Получены кривые изменения давления и температуры газа в аварийном помещении. Произведена оценка количества выбрасываемых аэрозолей. Рассчитаны дозы, получаемые персоналом станции и населением при выбросе аэрозолей в атмосферу.

2.3. Выполнено сравнение последствия аварийных ситуаций при смешенном горении и при горении натрия в «луже». Было найдено, что решения, заложенные в существующий проект БН-800, касающиеся емкости аэрозольных фильтров, мощности вентиляционных систем и толщины строительных ограждений для рассмотренного аварийного помещения остаются справедливыми при всех проанализированных режимах горения натрия.

Рассмотрение аварий со смешанным горением натрия отвечает повышенным критериям безопасности, предъявляемым к атомным станциям. Для обоснования безопасности быстрого реактора при таких авариях были использованы последние разработки, которые еще не вошли в требования научно-технической документации.