Владимир Сливяк - От Хиросимы до Фукусимы

Бридерные реакторы в России

В дискуссиях о будущем атомной энергетики можно нередко услышать о бридерных реакторах, которые через 40–50 лет должны полностью заменить существующие.

Отмечается, что бридеры могут функционировать на плутониевом топливе, которое можно использовать (после переработки) повторно несколько раз. Плутоний можно производить за счет переработки отработавшего уранового топлива, а когда уран иссякнет, плутония может оказаться накоплено столько, что этого хватит для будущих нужд. Попробуем рассмотреть опыт развития бридерных технологий в России и связанные с ними проблемы.

В настоящее время на территории РФ работает только один реактор такого типа – БН-600 на Белоярской АЭС. Он был введен в эксплуатацию в 1980 году, а проект реактора создан в 1963 году, задолго до Чернобыльской катастрофы, после которой нормы безопасности были существенно повышены. Еще один реактор на быстрых нейтронах, БН-800, начиная с 1984 года строится на той же атомной станции. АЭС расположена в 38 км от восточной границы города Екатеринбурга (Свердловская область) на территории муниципального образования «Город Заречный». В качестве водоема-охладителя АЭС использует Белоярское водохранилище, которое образовано путем зарегулирования русла реки Пышмы (Обский бассейн).

На сегодняшний момент на территории Белоярской АЭС находятся также два остановленных энергоблока – АМБ-100 и АМБ-200. Первый энергоблок АМБ («Атом мирный большой») мощностью 100 МВт был включен в энергосистему 26 апреля 1964 года, ровно за 22 года до Чернобыльской трагедии. Энергоблок № 2 мощностью 200 МВт с одноконтурной схемой был введен в действие 29 декабря 1967 года. Блоки проработали 17 и 21 год соответственно и были остановлены «в связи с некомпенсируемыми отступлениями от правил безопасности» в 1981 и 1989 годах.

Схема реактора БН-600

Блок тип БН («Быстрые нейтроны») – экспериментальная технология ядерной индустрии. Реакторы на быстрых нейтронах также называют «бридерами» (от англ. breed – размножать). Бридеры способны нарабатывать плутоний.

В БН-600 используется жидкометаллический теплоноситель. В качестве теплоносителя в первом и втором контурах используется натрий, третий контур – пароводяной с промежуточным (натриевым) перегревом пара. Активные зоны реакторов типа БН весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах. Главная особенность реактора-бридера состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается гораздо большим выходом (на 20–27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах [37].

Проект энергоблока с реактором БН-600 был разработан без учета требований современных правил и норм по безопасности. В нем не решены вопросы обеспечения независимости каналов управления и электроснабжения систем безопасности, оснащения ряда элементов оборудования первого контура страховочными корпусами на случай течи натрия.

Одна из серьезных проблем, возникающих при эксплуатации БН-600, это принципиальная возможность меж-контурной неплотности парогенераторов натрий – вода, течи натрия. За время эксплуатации блока было выявлено 12 межконтурных неплотностей, произошло 27 течей, пять из них на системах с радиоактивным натрием, 14 сопровождались горением натрия, пять были вызваны неправильным ведением ремонтных работ или операциями ввода/вывода в ремонт. Количество вытекшего натрия составляло в разных случаях от од до 1000 кг при средней массе 2 кг.

Блок БН-600 имеет ряд несоответствий требованиям «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)».

– В период проектирования и сооружения энергоблока промышленная площадка БАЭС относилась к несейсмичной зоне, в связи с этим не по всем системам и элементам проведены расчеты, подтверждающие выполнение своих функций при землетрясениях выше определенных уровней. Это увеличивает риск аварий, поскольку при сейсмических воздействиях с повышенной интенсивностью возможен выход из строя элементов третьего контура, участвующего в расхолаживании энергоблока.

– Имеющаяся сеть непрерывных измерений мощности дозы ионизирующих излучений не позволяет производить контроль по всем направлениям санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. При проектных и запроектных авариях оценка и прогнозирование радиационной обстановки на окружающей местности могут не обеспечить полную оценку радиационного воздействия на население по всем направлениям санитарно-защитной зоны и зоны наблюдений [38].