Владимир Сливяк - От Хиросимы до Фукусимы

– недостаточное быстродействие аварийной защиты в условиях допустимого снижения реактивности;

Реактор ВВЭР-1000 верхний блок, 2 – привод системы управления и защиты, 3 – теплоизоляция реактора, 4 – крышка реактора, 5 – шпилька, 6 – уплотнение, 7 – активная зона, 8 – регулирующие стержни, g – ТВЭЛы, 10– корпус

– недостаточное число автоматических технических средств, способных привести реакторную установку в безопасное состояние при нарушениях требований эксплуатационного регламента;

– незащищенность техническими средствами устройств ввода и вывода из работы части аварийных защит реактора;

– отсутствие защитной оболочки.

Несмотря на то, что за последние 15 лет многие работающие реакторы типа РБМК были модернизированы, эксперты по-прежнему сомневаются в том, что авария с разрушением активной зоны на модернизированных блоках невозможна.

Основные конструктивные недостатки данных реакторов заставили международное сообщество добиваться их закрытия в связи с тем, что РБМК невозможно путем модернизации довести до современных стандартов безопасности. Закрытие данного типа реакторов уже произошло в Литве и на Украине, но, несмотря на это, в России сроки службы таких энергоблоков продлеваются.

Второй наиболее распространенный тип реакторов (после PWR) – реактор с кипящей водой (BWR). Сейчас в мире эксплуатируется около 90 таких блоков. Здесь предпринята попытка упростить конструкцию и добиться повышения тепловой эффективности, однако реактор не стал от этого более безопасным. Получился еще более опасный PWR, с большим количеством новых проблем.

Существенные проблемы, связанные с коррозией, были замечены во многих реакторах BWR. В начале 1990-х годов многочисленные трещины были обнаружены на АЭС в Германии, в трубопроводах, в материалах, которые считались устойчивыми к образованию трещин при соответствующей нагрузке.

В 2001 году в реакторах BWR была обнаружена еще одна проблема: на АЭС «Хамаока-1» (Япония) и АЭС «Брунсбюттель» (Германия) произошел разрыв труб. В обоих случаях причиной явился взрыв, который был спровоцирован гидролизом кислорода и водорода, произошедшим в теплоносителе реактора. Если бы такой взрыв повредил основные узлы реактора, невозможно было бы избежать катастрофического выброса радиоактивных веществ (сравнимого по масштабам с аварией на Чернобыльской АЭС или на АЭС «Фукусима-Дайчи»).

Еще одной из наиболее распространенных в настоящее время конструкций является реактор на тяжелой воде под давлением (PHWR).В настоящее время насчитывается около сорока реакторов данного типа в семи странах мира. Наиболее ярким представителем является канадский реактор CANDU, топливом для которого служит природный уран, а охлаждение производится за счет тяжелой воды. Защитная оболочка реактора окружена 390 отдельными трубками. Одним из недостатков является то, что в активной зоне присутствует слишком много урана, что приводит к ее нестабильности. Трубы под давлением, содержащие в себе урановые трубки, подвергаются нейтронной бомбардировке. Как показал канадский опыт, уже после 20-летней эксплуатации необходимо производить дорогостоящие ремонтные работы.

Ряд подобных недостатков спровоцировал огромные экономические потери и обнажил проблемы в области безопасности CANDU.

Принцип работы реактора BWR

В июне 1990 года шесть реакторов CANDU входили в мировую десятку по продолжительности срока эксплуатации, причем четыре реактора из этой шестерки принадлежат канадской компании «Онтарио Гидро». В конце 90-х годов XX века эксплуатация девяти реакторов CANDU была либо приостановлена, либо заморожена. Однако в настоящее время несколько реакторов начали вновь функционировать. Усовершенствованный газовый реактор (AGR)работает исключительно на территории Великобритании, являясь усовершенствованной версией реакторов Magnox. Однако и здесь сохранились такие проблемы, как отсутствие некоторых систем безопасности, а также старение и охрупчивание металла.

Несколько лет назад в большом количестве графитовых блоков, составляющих активную зону реактора, были обнаружены трещины. Если данная проблема будет обнаружена и в остальных реакторах этого типа, это может привести к их преждевременному закрытию. Особого внимания требует еще один представитель второго поколения – бридерный реактор БН-600. И хотя о бридерах (размножителях) нередко говорят, как о будущем атомной энергетики, сегодня в России работает лишь один такой реактор, 30-летняя история эксплуатации которого выявила множество неполадок. Учитывая, что в стратегии развития атомной промышленности бридерам принято отводить важное место, пусть и в отдаленном будущем, рассмотрим опыт, связанный с этой технологией, более подробно.