Пассивная ядерная безопасность — это подход к проектированию функций безопасности, реализованный в ядерном реакторе , который не требует какого-либо активного вмешательства со стороны оператора или электрической/электронной обратной связи для перевода реактора в безопасное состояние останова в случае возникновения определенного типа чрезвычайной ситуации (обычно перегрева в результате потери охладителя или потери потока охладителя). Такие конструктивные особенности, как правило, полагаются на проектирование компонентов таким образом, чтобы их прогнозируемое поведение замедляло, а не ускоряло ухудшение состояния реактора; они обычно используют преимущества естественных сил или явлений, таких как гравитация, плавучесть, перепады давления, проводимость или естественная тепловая конвекция, для выполнения функций безопасности без необходимости использования активного источника питания. [1] Многие старые общие конструкции реакторов используют пассивные системы безопасности в ограниченной степени, полагаясь на активные системы безопасности, такие как дизельные двигатели. Некоторые новые конструкции реакторов имеют больше пассивных систем; мотивация заключается в том, что они высоконадежны и снижают затраты, связанные с установкой и обслуживанием систем, которые в противном случае потребовали бы нескольких линий оборудования и избыточных источников питания класса безопасности для достижения того же уровня надежности. Однако слабые движущие силы, приводящие в действие многие пассивные функции безопасности, могут серьезно подорвать эффективность пассивной системы, особенно в краткосрочной перспективе после аварии.
«Пассивная безопасность» описывает любой механизм безопасности, для включения которого требуется мало или совсем не требуется внешней энергии или человеческого контроля. Современные конструкции реакторов сосредоточены на увеличении числа пассивных систем для снижения риска усугубления человеческой ошибки.
Несмотря на повышенную безопасность, связанную с большим охватом пассивными системами, все современные крупномасштабные ядерные реакторы требуют как внешних (активных), так и внутренних (пассивных) систем. Не существует «пассивно безопасных» реакторов, есть только системы и компоненты. Системы безопасности используются для поддержания контроля над установкой, если она выходит за пределы нормальных условий в случае ожидаемых эксплуатационных происшествий или аварий, в то время как системы управления используются для эксплуатации установки в нормальных условиях. Иногда система сочетает в себе обе функции. Пассивная безопасность относится к компонентам системы безопасности, тогда как неотъемлемая безопасность относится к процессу системы управления независимо от наличия или отсутствия подсистем, специфичных для безопасности.
Примером системы безопасности с пассивными компонентами безопасности является защитная оболочка ядерного реактора. Бетонные стены и стальная облицовка корпуса обеспечивают пассивную безопасность, но требуют активных систем (клапаны, контуры обратной связи, внешние приборы, схемы управления и т. д.), для функционирования которых требуется внешнее питание и участие человека.
Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) классифицирует степень «пассивной безопасности» компонентов от категории A до D в зависимости от того, что система не использует: [2]
В категории A (1+2+3+4) находится оболочка топлива, защитный и нереактивный внешний слой топливной таблетки, который не использует ни одну из вышеперечисленных функций: он всегда закрыт и удерживает топливо и продукты деления внутри и не открывается до прибытия на завод по переработке. В категории B (2+3+4) находится линия перенапряжения, которая соединяет горячую ветвь с компенсатором давления и помогает контролировать давление в первичном контуре PWR и использует движущуюся рабочую жидкость при выполнении своей миссии. В категории C (3+4) находится аккумулятор, которому не нужен входной сигнал «интеллекта» или внешнего питания. Как только давление в первичном контуре падает ниже заданного значения подпружиненных клапанов аккумулятора, клапаны открываются, и вода впрыскивается в первичный контур сжатым азотом. Категория D (только 4) относится к SCRAM , которая использует движущиеся рабочие жидкости, движущиеся механические части и входные сигналы «интеллекта», но не внешнюю энергию или силы: стержни управления падают под действием силы тяжести, как только они освобождаются от магнитного зажима. Но ядерная техника безопасности никогда не бывает такой простой: после освобождения стержень может не выполнить свою миссию: он может застрять из-за условий землетрясения или из-за деформированных структур активной зоны. Это показывает, что хотя это пассивно безопасная система и была правильно приведена в действие, она может не выполнить свою миссию. Инженеры-атомщики приняли это во внимание: обычно для остановки реактора необходима только часть сброшенных стержней. Образцы систем безопасности с пассивными компонентами безопасности можно найти почти на всех атомных электростанциях: защитная оболочка, гидроаккумуляторы в реакторах PWR или системы подавления давления в реакторах BWR .
В большинстве текстов, посвященных «пассивно безопасным» компонентам в реакторах следующего поколения, ключевым моментом является то, что для выполнения задач системы безопасности не требуются насосы и что все активные компоненты (обычно контрольно-измерительные приборы и клапаны) систем работают от электроэнергии, получаемой от аккумуляторных батарей.
МАГАТЭ прямо использует следующую оговорку: [2]
... пассивность не является синонимом надежности или доступности, и еще меньше — гарантированной адекватности функции безопасности, хотя несколько факторов, потенциально неблагоприятных для производительности, можно легче нейтрализовать с помощью пассивного проектирования (общественное восприятие). С другой стороны, активные конструкции, использующие переменные элементы управления, позволяют гораздо более точно выполнять функции безопасности; это может быть особенно желательно в условиях управления авариями.
Свойства реакции ядерного реактора, такие как температурный коэффициент реактивности и пустотный коэффициент реактивности, обычно относятся к термодинамическому и фазовому отклику процесса теплопередачи замедлителя нейтронов соответственно . Реакторы, чей процесс теплопередачи имеет эксплуатационное свойство отрицательного пустотного коэффициента реактивности, как говорят, обладают неотъемлемой особенностью процесса безопасности. Режим эксплуатационного отказа может потенциально изменить процесс, сделав такой реактор небезопасным.
Реакторы могут быть оснащены компонентом гидравлической системы безопасности, который увеличивает давление притока теплоносителя (особенно воды) в ответ на повышенное давление истечения замедлителя и теплоносителя без вмешательства системы управления. Такие реакторы можно описать как оснащенные таким компонентом пассивной безопасности , который может — если он так спроектирован — создавать в реакторе отрицательный пустотный коэффициент реактивности, независимо от эксплуатационных свойств реактора, в котором он установлен. Функция будет работать только в том случае, если она будет реагировать быстрее, чем возникающая (паровая) пустота, и компоненты реактора смогут выдерживать повышенное давление теплоносителя. Реактор, оснащенный обеими функциями безопасности — если он спроектирован для конструктивного взаимодействия — является примером защитной блокировки . Более редкие режимы эксплуатационных отказов могут сделать обе такие функции безопасности бесполезными и снизить общую относительную безопасность реактора.
Традиционные системы безопасности реакторов активны в том смысле, что они включают электрическую или механическую работу систем управления (например, насосы высокого давления). Но некоторые спроектированные системы реакторов работают полностью пассивно, например, используя клапаны сброса давления для управления избыточным давлением. Параллельные избыточные системы по-прежнему необходимы. Комбинированная неотъемлемая и пассивная безопасность зависит только от физических явлений, таких как перепады давления, конвекция, гравитация или естественная реакция материалов на высокие температуры для замедления или остановки реакции, а не от функционирования спроектированных компонентов, таких как насосы высокого давления.
Современные реакторы с водой под давлением и кипящие реакторы — это системы, которые были спроектированы с одним видом пассивной функции безопасности. В случае состояния избыточной мощности, когда вода в активной зоне ядерного реактора кипит, образуются карманы пара . Эти паровые пустоты сдерживают меньше нейтронов , что приводит к снижению уровня мощности внутри реактора. Эксперименты BORAX и авария с расплавлением SL-1 доказали этот принцип.
Конструкция реактора, изначально безопасный процесс которого напрямую обеспечивает пассивный компонент безопасности во время определенного состояния отказа во всех режимах работы, обычно описывается как относительно отказоустойчивая к этому состоянию отказа. [2] Однако большинство современных водоохлаждаемых и -замедляемых реакторов при аварийной остановке не могут удалять остаточное производство и остаточное тепло без технологического теплообмена или активной системы охлаждения. Другими словами, в то время как изначально безопасный процесс теплопередачи обеспечивает пассивный компонент безопасности, предотвращая избыточное тепло во время работы реактора, тот же изначально безопасный процесс теплопередачи не обеспечивает пассивный компонент безопасности, если реактор остановлен (SCRAMed). Авария на Три-Майл-Айленд выявила этот недостаток конструкции: реактор и парогенератор были остановлены, но из-за потери охладителя они все равно частично расплавились. [3]
Конструкции третьего поколения усовершенствованы по сравнению с ранними конструкциями за счет включения пассивных или неотъемлемых функций безопасности [4] , которые не требуют активного управления или (человеческого) вмешательства для предотвращения аварий в случае неисправности и могут полагаться на перепады давления, гравитацию, естественную конвекцию или естественную реакцию материалов на высокие температуры.
В некоторых конструкциях ядро быстрого реактора-размножителя погружается в бассейн с жидким металлом . Если реактор перегревается, тепловое расширение металлического топлива и оболочки приводит к тому, что больше нейтронов покидает ядро, и ядерная цепная реакция больше не может поддерживаться. Большая масса жидкого металла также действует как радиатор, способный поглощать остаточное тепло из ядра, даже если обычные системы охлаждения выйдут из строя.
Реактор с шаровой загрузкой является примером реактора, демонстрирующего изначально безопасный процесс, который также способен обеспечить компонент пассивной безопасности для всех режимов работы. По мере повышения температуры топлива доплеровское уширение увеличивает вероятность захвата нейтронов атомами U-238 . Это снижает вероятность захвата нейтронов атомами U-235 и инициирования деления, тем самым снижая выходную мощность реактора и устанавливая присущий верхний предел для температуры топлива. Геометрия и конструкция топливных шариков обеспечивает важный компонент пассивной безопасности.
Реакторы с одним флюидом и расплавленной солью характеризуются делящимися , воспроизводящими и актинидными радиоизотопами в молекулярных связях с фторидным теплоносителем. Молекулярные связи обеспечивают пассивную функцию безопасности, поскольку событие потери теплоносителя соответствует событию потери топлива. Расплавленное фторидное топливо само по себе не может достичь критичности, а достигает критичности только при добавлении отражателя нейтронов, такого как пиролитический графит . Более высокая плотность топлива [5] вместе с дополнительным фторидным теплоносителем FLiBe более низкой плотности без топлива обеспечивает пассивный компонент безопасности флотационного слоя, в котором графит более низкой плотности, который отрывает стержни управления или матрицу погружения во время механического отказа, не вызывает критичности. Гравитационный дренаж реакторных жидкостей обеспечивает пассивный компонент безопасности.
Реакторы для бассейнов малой мощности , такие как SLOWPOKE и TRIGA, были лицензированы для автоматической эксплуатации в исследовательских условиях, поскольку по мере повышения температуры низкообогащенного (19,75% U-235) гидридного топлива из сплава урана молекулярный связанный водород в топливе приводит к передаче тепла нейтронам деления по мере их выброса. [6] Это доплеровское смещение или упрочнение спектра [7] рассеивает тепло от топлива тем быстрее по всему бассейну, чем выше повышается температура топлива, обеспечивая быстрое охлаждение топлива при поддержании гораздо более низкой температуры воды, чем у топлива. Быстрая, саморассеивающая, высокоэффективная передача тепла водород-нейтрон, а не неэффективная передача тепла радионуклид -вода, гарантирует, что топливо не расплавится только из-за аварии. В вариантах гидрида сплава урана-циркония само топливо также устойчиво к химической коррозии, обеспечивая устойчивые характеристики безопасности молекул топлива на протяжении всего их срока службы. Большое водное пространство и бетонное окружение, предоставляемое бассейном для проникновения нейтронов высокой энергии, обеспечивают высокую степень внутренней безопасности процесса. Активная зона видна через бассейн, и проверочные измерения могут быть выполнены непосредственно на топливных элементах активной зоны, что облегчает полное наблюдение и обеспечивает безопасность ядерного нераспространения. Как сами молекулы топлива, так и открытое пространство бассейна являются пассивными компонентами безопасности. Качественные реализации этих конструкций, возможно, являются самыми безопасными ядерными реакторами.
Блок 2 Три-Майл-Айленда не смог удержать около 480 ПБк радиоактивных благородных газов от выброса в окружающую среду и около 120 кЛ радиоактивно загрязненной охлаждающей воды от выброса за пределы защитной оболочки в соседнее здание. Пилотный предохранительный клапан на TMI-2 был спроектирован так, чтобы автоматически закрываться после сброса избыточного давления внутри реактора в бак-охладитель. Однако клапан механически вышел из строя, что привело к заполнению бака-охладителя PORV и разрыву предохранительной диафрагмы в здании защитной оболочки. [8] Насосы водоотливного сооружения автоматически откачивали загрязненную воду за пределы здания защитной оболочки. [9] Как работающий PORV с баком-охладителем, так и отдельно здание защитной оболочки с водоотливным колодцем обеспечивали два уровня пассивной безопасности. Ненадежный PORV свел на нет его проектную пассивную безопасность. Конструкция станции имела только один индикатор открытия/закрытия, основанный на состоянии его соленоидного привода, вместо отдельного индикатора фактического положения PORV. [10] Это сделало механическую надежность PORV неопределенной напрямую, и, следовательно, неопределенным его пассивный статус безопасности. Автоматические насосы отстойника и/или недостаточная емкость отстойника сдерживания свели на нет пассивную безопасность, спроектированную в здании сдерживания.
Печально известные графитовые замедлители, водоохлаждаемые реакторы РБМК катастрофы на Чернобыльской АЭС были спроектированы с положительным коэффициентом пустотности с борными регулирующими стержнями на электромагнитных захватах для управления скоростью реакции. В той степени, в которой системы управления были надежными, эта конструкция имела соответствующую степень активной внутренней безопасности. Реактор был небезопасен на низких уровнях мощности, потому что ошибочное движение регулирующего стержня имело бы нелогично увеличенный эффект. Чернобыльский реактор 4 был построен вместо этого с ручными крановыми регулирующими стержнями бора, которые были снабжены замедлителем, графитом, отражателем нейтронов . Он был спроектирован с системой аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), которая зависела либо от питания от сети, либо от резервного дизель-генератора для работы. Компонент безопасности САОЗ определенно не был пассивным. Проект включал частичную защитную оболочку, состоящую из бетонной плиты над и под реактором — с проникающими трубами и стержнями, металлическим сосудом, заполненным инертным газом, для удержания кислорода от охлаждаемого водой горячего графита, огнестойкой крышей и трубами под сосудом, запечатанными во вторичных заполненных водой коробках. Крыша, металлический сосуд, бетонные плиты и водяные коробки являются примерами пассивных компонентов безопасности. Крыша в комплексе Чернобыльской АЭС была сделана из битума — вопреки проекту — что делало ее воспламеняющейся. В отличие от аварии на Три-Майл-Айленде , ни бетонные плиты, ни металлический сосуд не могли удержать взрыв водорода , вызванный паром, графитом и кислородом . Водяные коробки не могли выдержать отказ труб под высоким давлением. Пассивные компоненты безопасности, как они были спроектированы, были неадекватны для выполнения требований безопасности системы.
ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor, BWR ) компании General Electric — это проект, в котором, как сообщается, используются пассивные компоненты безопасности. В случае потери охлаждающей жидкости никакие действия оператора не требуются в течение трех дней. [11]
Westinghouse AP1000 («AP» означает «Advanced Passive») использует пассивные компоненты безопасности. В случае аварии не требуется никаких действий оператора в течение 72 часов. [ 12] Последние версии российского ВВЭР добавили пассивную систему отвода тепла к существующим активным системам, используя систему охлаждения и водяные баки, построенные наверху купола защитной оболочки. [13]
Интегральный быстрый реактор был быстрым реактором-размножителем, которым управляла Аргоннская национальная лаборатория . Это был реактор с натриевым охлаждением, способный выдерживать потерю потока (охладителя) без SCRAM и потерю радиатора без SCRAM . Это было продемонстрировано в ходе серии испытаний на безопасность, в которых реактор успешно отключался без вмешательства оператора. Проект был отменен из-за проблем с распространением, прежде чем его удалось скопировать в другом месте.
Эксперимент с реактором на расплавленной соли [14] (MSRE) представлял собой реактор на расплавленной соли, работавший в Национальной лаборатории Ок-Ридж . Он был замедлителем из ядерного графита , а охлаждающей солью была FLiBe , которая также несла растворенное в ней топливо из фторида урана-233 . MSRE имел отрицательный температурный коэффициент реактивности: по мере повышения температуры FLiBe он расширялся вместе с ионами урана, которые он переносил; это уменьшение плотности приводило к уменьшению количества делящегося материала в активной зоне, что снижало скорость деления. При меньшем подводе тепла конечным результатом было то, что реактор охлаждался. От дна активной зоны реактора шла труба, которая вела к пассивно охлаждаемым сливным бакам. Труба имела «замораживающий клапан» по всей длине, в котором расплавленная соль активно охлаждалась до твердой пробки вентилятором, продувающим воздух по трубе. Если корпус реактора вырабатывал избыточное тепло или теряла электроэнергию для воздушного охлаждения, пробка расплавлялась; FLiBe будет вытянут из активной зоны реактора под действием силы тяжести в сливные баки, а критичность прекратится, поскольку соль потеряет контакт с графитовым замедлителем.
Конструкция HTGR компании General Atomics отличается полностью пассивной и изначально безопасной системой отвода остаточного тепла, называемой системой охлаждения полости реактора (RCCS). В этой конструкции ряд стальных каналов выстилает бетонную оболочку (и, следовательно, окружает корпус реактора ), которые обеспечивают путь потока для естественной циркуляции воздуха из дымоходов, расположенных выше уровня земли. Производные этой концепции RCCS (с воздухом или водой в качестве рабочей жидкости) также были представлены в других конструкциях газоохлаждаемых реакторов, включая японский высокотемпературный инженерный испытательный реактор , 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 ведутся активно, в частности, в поддержку инициативы Generation IV и программ NGNP , с экспериментальными установками в Аргоннской национальной лаборатории (где находится Испытательный центр по отводу тепла с естественной конвекцией, RCCS с воздушным охлаждением в масштабе 1/2) [15] и Университете Висконсина (где находятся отдельные RCCS с воздушным и водяным охлаждением в масштабе 1/4). [16] [17]
{{cite web}}: CS1 maint: местоположение ( ссылка )