Чернобыльская ядерная катастрофа и проблемы создания безопасных АЭС на основе ториевой технологии - Статьи :: Международный Электротехнический Журнал Электрик
Рубрика

Техника и технологии

3594
Чернобыльская ядерная катастрофа и проблемы создания безопасных АЭС на основе ториевой технологии

 

 

 

 

 

Авария на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС (далее – ЧАЭС), случившаяся в ночь на 26 апреля 1986 года, явилась одной из крупнейших ядерных катастроф современности, породившей во всем мире сомнение в надежности атомных электростанций (далее – АЭС), которые, как считают ярые противники атомной энергетики, являются «тлеющими атомными бомбами, вырабатывающими электричество».

 

За прошедшие 25 лет это сомнение не только не рассеялось, а еще больше укрепилось, особенно после ядерной катастрофы на японской АЭС «Фукусима-1» (далее – ФАЭС), случившейся 11 марта этого года, когда японцы, полностью проигнорировав трагический опыт Чернобыля, не сумели предотвратить взрывы на четырех энергоблоках этой станции, хотя и имели для этого достаточно большой запас времени.

Вновь, как и 25 лет тому назад, мировое сообщество углубленно анализирует причины возникновения и ужасные последствия чернобыльской катастрофы, опыт ликвидации предшествовавших ей крупнейших аварий на Уиндскэйльской (Англия, 1957 год), Три Майл Айлендской (США, 1979 год) и Ленинградской (СССР, 1982 год) АЭС, а также допущенные японцами ошибки в ходе ликвидации аварии на ФАЭС, превратившейся в ядерную катастрофу. Критически оценивая состояние безопасности современной атомной энергетики, не только профессионалы-атомщики, но и простые люди во всех странах пытаются получить ответ на вопрос «Какую новую технологию преобразования энергии атома в электрическую энергию следует применять в ядерных реакторах АЭС, чтобы эти станции действительно стали безопасными энергообъектами?».

Чтобы ответить на этот и ряд других вопросов, относящихся к проблеме безопасности АЭС, следует вспомнить, как и почему возникла чернобыльская ядерная катастрофа, проанализировать формирование концепции применяемых на АЭС урановых энергетических реакторов, обсудить основные недостатки применяемого на всех этих станциях способа преобразования энергии урана-235 в электрическую энергию, не обеспечивающего требуемый исключительно высокий уровень безопасности АЭС, а также обратить особое внимание на разрабатываемые в настоящее время в ряде стран принципиально новые технологии создания безопасных ядерных реакторов на основе использования в них в качестве топлива не опасного урана, а безопасного тория.

 

Основные принципы конструирования ядерных реакторов для АЭС

Ядерный реактор – это установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления урана, протекающая при поглощении нейтронов ядрами урана-235 одного из его изотопов. При протекании такой реакции высвобождаются 2–3 нейтрона и выделяется большое количество тепла. Если число высвобождающихся при делении урана нейтронов в точности равно числу поглощающихся нейтронов (с учетом утечки за пределы реактора), то количество тепла, выделяющееся в единицу времени (так называемая, тепловая мощность реактора), постоянно. Изменяя интенсивность поглощения нейтронов, можно регулировать уровень мощности реактора.

Первые ядерные реакторы как в США, так и в бывшем Советском Союзе создавались в условиях предельной секретности исключительно для военных целей как мощные генераторы нейтронов, которые, поглощаясь в природном уране, вырабатывали плутоний для ядерного оружия, или как компактные источники пара, приводившие во вращение турбогенератор подводной лодки. Реакторы первого типа выполнялись в виде огромных, пронизанных трубами графитовых цилиндров, которые содержали урановое топливо в металлической оболочке и по которым циркулировала жидкость или газ, используемые для охлаждения топливных стержней.

Вначале тепло, выделявшееся в реакторе, никак не использовалось, однако со временем часть этого тепла начали использовать для производства пара и выработки электроэнергии (Колдер-Холл в Англии, Сибирская АЭС в бывшем Советском Союзе). По мере разработки используемых в реакторных установках новых конструкционных материалов с улучшенными физико-техническими характеристиками, в реакторах удалось достичь более высоких величин давления и температуры пара и, тем самым, повысить их КПД. Так появились реакторы Белоярской АЭС с температурой пара 450°С, а позднее – энергетические реакторы РБМК-1000 (РБМК – реактор большой мощности на тепловых нейтронах, водографитовый), первый из которых был введен в эксплуатацию в 1973 году на Ленинградской АЭС. В последующие 10 лет было построено еще 12 энергоблоков с реакторами этого типа, в том числе на Курской, Чернобыльской и Смоленской АЭС.

Создателями проекта РБМК-1000 являются академики А.П. Александров и Н.А. Доллежаль, а фактически также и властный министр среднего машиностроения СССР Е.П. Славский, курировавший и активно продвигавший этот проект по линии своего министерства и поэтому получивший прозвище «отца» этого проекта.

Идея создания реактора РБМК возникла в 1958 году в группе ученых Института атомной энергии, возглавляемых С.М. Фейнбергом, после 2-ой Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии, на которой обсуждались технические возможности создания ядерного реактора, предназначенного как для выработки электроэнергии, так и для производства плутония, необходимого для создания атомных бомб. Важным преимуществом реактора РБМК считалось то, что для него не требовалось устанавливать крупногабаритный защитный корпус, рассчитанный на высокое давление, а также массивный парогенератор.

Эскизный проект реактора РБМК-1000 был выполнен в 1963 году, а технический проект – в 1968 году. Техпроект реактора другого типа, получивший название ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), аналогичного зарубежному реактору ВWR (Boiling Water Reactor – реактор с кипящей водой) американской компании General Electric, имевший прочный корпус и защитную оболочку над всем реакторным отделением, был задержан и выполнен с большим опозданием.

Реактор РБМК-1000 представлял собой изготовленный из нержавеющей стали толстостенный герметичный сосуд, в который вода подавалась и из которого она отводилась по небольшому числу труб, как это показано на рис.1, где приведена принципиальная схема работы 4-го энергоблока ЧАЭС с реактором РБМК-1000.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

На рис.1 обозначено:

1– турбогенератор;

2– турбины низкого давления;

3– турбина высокого давления;

4– сухой пар;

5– барабан-сепаратор;

6 – несущая конструкция и защитная оболочка реактора;

7 – стержни управления и защиты;

8– вода;

9– графитовый замедлитель;

10– циркуляционные насосы;

11– охладитель (конденсатор);

12– вспомогательный водяной контур.

Так как корпус реактора РБМК-1000 рассчитан на высокое (более 100 атм.) давление, вода в нем нагревается до требуемой высокой температуры и затем поступает в парогенератор, где за счет своего тепла испаряет воду второго контура, подключенного к турбогенератору.

Выработка электроэнергии на каждом из энергоблоков АЭС с реактором РБМК-1000 принципиально, в общих чертах, такая же, как и на энергоблоке ТЭС, оснащенном паровым котлом определенного типа с многократной принудительной циркуляцией (МПЦ).

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Это наглядно показано рис.2, на котором приведен контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), где обозначено:

1– пароводяные коммуникации;

2– барабан-сепаратор;

3– пар на турбину;

4– питательная вода;

5– опускные трубопроводы;

6– всасывающий коллектор;

7– главный циркуляционныйнасос;

8– напорный коллектор;

9– раздаточные групповые коллекторы;

10– нижние водяные коммуникации;

11– технологические каналы.

КМПЦ в случае применения реактора РБМК-1000 состоит из двух одинаковых петель, каждая из которых охлаждает свою половину реактора, как это показано на рис.2 (на нем изображена лишь одна из половин реактора). В обоих случаях – для ТЭС и АЭС – пар генерируется в вертикальных трубах, являющихся частью КМПЦ. В котельной установке ТЭС это экранные трубы, устилающие внутреннюю поверхность топочной камеры, которые обогреваются тепловым излучением факела горящего органического топлива и горячими газами – продуктами сгорания измельченного каменного угля или природного газа, а в реакторе РБМК АЭС – это топливные (технологические) каналы, пронизывающие графитовую кладку реактора, причем в реакторе воду нагревают и превращают ее в пар тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), собранные в тепловыделяющие сборки (ТВС), находящиеся внутри этих каналов.

Отметим, что в реакторе РБМК-1000 имеется также графитовая кладка, сложенная из кирпичей размерами 25х25х60 см, в центре каждого из которых находится отверстие для циркониевого канала. Всего в этом реакторе имеется 1884 канала, из которых 1661 канал содержит по 2 топливные сборки из 18 стержней ТВЭЛов каждая, а остальные предназначены для стержней управления и защиты (СУЗ), а также для измерительных устройств. В топливные каналы снизу мощными центробежными насосами подается вода с температурой 270°С и давлением 70 атм., которая, омывая ТВЭЛы, частично испаряется. Вырабатываемая реактором пароводяная смесь из каждого канала поступает в барабаны-сепараторы диаметром более 2 м и длиной около 30 м, в которых пар отделяется от воды и по паропроводам направляется к двум турбинам мощностью по 500 МВт, а вода из барабанов-сепараторов, смешавшись с конденсатом пара, прошедшим через турбину, возвращается в реактор.

Логическим развитием конструкции реактора типа РБМК-1000 стали корпусные реакторы – американский реактор BWR и его отечественный аналог – реактор ВВЭР, получившие наибольшее распространение в мире.

Основные усилия атомщиков в 50–60-е годы прошлого века были направлены на повышение экономичности АЭС, так как стоимость вырабатываемой на станции электроэнергии не может превышать стоимость электроэнергии на пылеугольной электростанции – иначе АЭС просто не нужна.

Следует обратить внимание на то, что многолетняя безаварийная эксплуатации военных реакторов небольшой мощности с очень малой глубиной выгорания урана, в активной зоне которых содержалось незначительное количество осколков деления (в 1000 раз меньше, чем в реакторе РБМК), даже несмотря на то, что на таких реакторах были локальные аварии, породила в бывшем Советском Союзе ошибочную иллюзию, что безопасность АЭС может быть обеспечена с помощью правильно написанной технической инструкции по управлению реактором. Создатели реактора считали, что поскольку такая инструкция обязательно будет выполняться, то будет обеспечена требуемая безопасность АЭС. Вера в абсолютную безопасность реакторов РБМК была столь велика, что один из его создателей академик Н.А. Доллежаль незадолго до аварии на ЧАЭС даже заявил: реактор РБМК настолько надежен и безопасен, что его можно ставить хоть на Красной площади.

Оказалось, что это далеко не так. Поэтому первый важнейший урок Чернобыля состоит в следующем:безопасность АЭС не может основываться только на инструкциях, а должна основываться на технических средствах, а еще лучше – на внутренних свойствах реактора. Так, например, если мощность реактора начинает неуправляемо возрастать, его внутренние свойства должны изменяться без вмешательства извне и приводить к затуханию реакции деления.

Первый ядерный реактор в бывшем Советском Союзе был создан в условиях послевоенной разрухи в фантастически короткие сроки, и проработал он без малого 40 лет. Отсюда был сделан необоснованный вывод, что большие (на 1,0...1,5 МВт) атомные реакторы типа РБМК-1000 можно создавать без серьезного научно-технического обоснования, без вложения больших средств в отработку на небольших прототипах оптимальной безопасной конструкции таких реакторов. Оказалось, что это не так. Отсюда следует второй важнейший урок Чернобыля – безопасность АЭС стоит больших денег.

 

Контроль за безопасностью АЭС с ядерными реакторами типа РБМК

Продолжим рассмотрение особенностей работы установленных на ЧАЭС реакторов РБМК-1000.

При самопроизвольном повышении мощности реактора РБМК-1000 всего лишь на 10% регулирующие стержни под действием собственного веса падают в реактор, а поскольку они сделаны из карбида бора, сильно поглощающего нейтроны, то реакция деления сразу же прекращается. То же самое происходит и при возникновении других аварийных ситуаций, а в менее опасных ситуациях, например при отключении одного из шести насосов, регулирующие стержни вводятся в реактор частично, с целью уменьшения его мощности до безопасного уровня.

Во всех этих случаях из-за повышения входной температуры увеличивается количество пара и уменьшается количество воды, возрастает мощность реактора, что еще больше увеличивает количества пара, и т.д., то есть в реакторе наступает так называемый положительный паровой эффект, который означает следующее: снижение в активной зоне реактора количества теплоносителя (воды) вызывает самопроизвольное увеличение мощности, то есть разгон реактора, вследствие которого вода закипает, и ее становится меньше, что ведет к еще большему наращиванию мощности реактора – и так до полного обезвоживания активной зоны и его разрушения. Для нейтрализации разгона реактора и стабилизации реакции стержни из карбида бора необходимо достаточно быстро ввести в активную зону.

Установленный на ЧАЭС реактор РБМК-1000 обладал положительным паровым эффектом, и его безопасность из-за недостаточного быстродействия системы аварийной защиты была плохо обоснована.

Поясним это более подробно. Так как поглощающие стержни в реакторе РБМК-1000 выполняют функцию не только аварийной защиты, но и регулирования изменения скорости выделения энергии во всем реакторе или в его отдельных частях, а для энергоблока мощностью 1000 МВт резкие регулирующие воздействия недопустимы, то поэтому создатели реактора РБМК-1000 выбрали небольшую, равную 40 см/с, скорость перемещения стержней, при которой для полного извлечения стержня из реактора или погружения его в реактор требовалось 18 с. Однако при такой скорости не обеспечивается требуемое быстродействие защиты.

Один из очевидных путей решения этой проблемы – выделение специальной группы стержней с высокой скоростью их ввода в реактор (что и было сделано сразу же после аварии на ЧАЭС). Однако сначала создатели реактора РБМК пошли по другому пути: их предложение свелось к обеспечению безопасности с помощью эксплуатационной инструкции, в которой указывалось, что в случае, когда число стержней, опущенных внутрь реактора, меньше определенной величины, реактор должен быть немедленно заглушен.

Кроме этих конструктивных недостатков, у реактора РБМК-1000 была также серьезная недоработка в конструкции поглощающего стержня. Она состояла в том, что если по какой-либо причине большинство нейтронов оказывалось в нижней части реактора, ввод всех поглощающих стержней из крайнего верхнего положения в первые 3 с мог привести к уменьшению поглощения нейтронов и, следовательно, к росту мощности. И опять таки, разработчики проекта реактора попытались и эту конструктивную недоработку проекта исправить с помощью эксплуатационной инструкции, записав в ней, что при наличии в реакторе регламентного количества стержней срабатывание аварийной защиты не приводит к росту мощности.

Таким образом, в конструкции реактора РБМК было по меньшей мере два конструктивных дефекта: положительный паровой эффект и аварийная защита, которая при нарушении эксплуатационной инструкции глушила реактор недостаточно быстро, а в ряде случаев могла даже кратковременно повысить его мощность. Кроме того, у этого реактора отсутствовала защитная оболочка – такая, например, как у реакторов на ФАЭС. Поэтому нет ничего удивительного в том, что конструктивные дефекты реактора РБМК-1000 в конечном итоге при проводимой 26 апреля 1986 года проверке одной из систем безопасности 4-го энергоблока ЧАЭС, связанной с отключением внешних источников электроэнергии и переходом на электропитание от резервных дизель-генераторов, запускающихся через 15 с после остановки реактора, привели к ядерной катастрофе, хронология которой описана во врезке, помещенной в эту статью.

Только после этой ядерной катастрофы на ЧАЭС была уточнена величина парового эффекта реактора и было выяснено, как этот эффект можно снизить и сделать его отрицательным. Кроме того, детальный анализ изменения мощности реактора при вводе в его активную зону поглощающих стержней позволил установить, что при выполнении этой операции не исключается возможность некоторого роста мощности. Поэтому с целью устранения описанных выше двух наиболее опасных дефектов реактора РБМК-1000 в его конструкцию в сжатые сроки были внесены следующие изменения: в реактор было установлено 80 поглотителей, снижающих паровой эффект до безопасной величины, втрое увеличена скорость срабатывания аварийной защиты, повышено обогащение ядерного топлива, модернизирована и удлинена на 1 м штанга, соединяющая поглощающие стержни и графитовые вытеснители, с тем чтобы они располагались у нижней границы реактора и под ними не было воды. Устранение этих дефектов позволило исключить возможность повторения аварии на АЭС с реакторами РБМК-1000 даже при нарушении инструкции по эксплуатации.

 

(Продолжение следует).

 

 

Хронология ядерной катастрофы на ЧАЭС

25 апреля 1986 года перед остановкой 4-го энергоблока ЧАЭС на плановый ремонт планировалось провести проверку одной из систем безопасности этого блока, связанную с отключением внешних источников электроэнергии и переходом на электропитание от установленных на станции автономных дизель-генераторов, запускающихся через 15 с после остановки реактора. Цель проверки – подтвердить, что в течение этих 15 с насосы, охлаждающие реактор, смогут питаться от генераторов АЭС за счет инерции вращения массивного ротора турбины. Отметим, что если бы эксперимент даже со всеми нарушениями проводился при пуске, аварии не было бы, так как в это время реактор РБМК-1000 имеет отрицательный паровой эффект.

Программа эксперимента, которая не была согласована ни с одной из организаций, проектировавших АЭС, была выполнена неточно: вместо запланированных 40% от номинальной мощности реактор работал лишь на 6% от нее, причем через два часа после начала ее снижения. Это вызвало необходимость извлечь из реактора практически все поглощающие стержни, так как при уменьшении мощности в нем начинают накапливаться продукты деления урана, сильно поглощающие нейтроны, и для компенсации этого явления стержни из реактора приходится извлекать. Если бы реактор заглушили, когда количество стержней в нем стало меньше минимально допустимого, аварии не случилась бы. Однако эксперимент продолжался.

В 1 ч 23 мин 04 с 26 апреля были закрыты клапаны, отсекающие паропровод от турбины, которая начала медленно сбавлять обороты, однако так как защита реактора была отключена, он автоматически не был заглушен. Через 36 с была нажата кнопка аварийной защиты (хотя этого не требовалось делать в ходе проведения эксперимента), и через несколько секунд после этого здание энергоблока сильно тряхнуло, погас свет, зажглось аварийное освещение, поглощающие стержни остановились, не дойдя до нижнего положения, и тут же последовал мощный взрыв.

Расследование причин аварии на ЧАЭС на основании данных системы автоматической регистрации практически всех параметров энергоблока, записанных с интервалом в 1…2 с, позволило установить, что через 3 с после нажатия кнопки аварийной защиты мощность реактора вместо уменьшения возросла в 2,6 раза, еще через 2 с поток воды через реактор снизился вдвое, а давление подскочило с 65 до 85 атм.; еще через 2 с расход воды восстановился. Однако при этом значительно повысилось давление в герметичном кожухе, окружающем графитовую кладку, вследствие не менее чем стократного роста мощности по сравнению с номинальной в течение нескольких секунд из-за действия положительного парового эффекта при бездействующей аварийной защите. Она не сработала потому, что в момент нажатия кнопки аварийной защиты практически все стержни находились в крайнем верхнем положении. Последовавший вслед за этим мощный взрыв вызвал разрыв труб, содержащих топливо, сорвал и отбросил в сторону верхнюю защитную плиту реактора массой 2000 т и полностью разрушил ядерный реактор 4-го энергоблока.

Понравилась статья? Расскажите друзьям!
ПОХОЖИЕ СТАТЬИ
comments powered by Disqus