Часть первая. Цели и критерии GNEP.

Часть вторая. Реактор-выжигатель.

Часть третья. Выжигатель - статус технологий.

Часть четвёртая. Головной реактор ABR.

Часть пятая. НИОКР для головного реактора ABR.

Часть шестая. НИОКР для коммерческих реакторов ABR.

Часть седьмая. Интегрированный программный комплекс для проектирования коммерческих ABR.

Часть восьмая. Международная кооперация.

Часть девятая. Гарантии и УКФЗ.

Американская инициатива о глобальном ядерном партнёрстве в области ядерной энергии (GNEP) может стать мощным инструментом, способным позволить Соединённым Штатам Америки перехватить инициативу в самых высокотехнологических сферах атомной энергетики - замыкании топливного цикла и строительстве реакторов на быстрых нейтронах.

В десятой статье цикла мы коснёмся нынешнего понимания американцами вопросов безопасности и лицензирования реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Соображения безопасности

Анализ переходных процессов в реакторах во многом определяется кинетическими параметрами (временем жизни нейтронов и долей запаздывающих нейтронов), а также коэффициентами обратной связи. Если кинетические параметры связаны с типом ядерного топлива, то абсолютные значения и знаки коэффициентов обратной связи зависят от проектных характеристик (форма топливных элементов, объёмные доли топлива/теплоносителя и т.п.).

Наиболее важными коэффициентами обратной связи являются следующие:

1. по плотности/степени опустошения теплоносителя;
2. Доплер-эффект;
3. аксиальное расширение топлива;
4. радиальное расширение активной зоны;
5. расширение стержней управления.

В большинстве принятых проектов быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, коэффициенты расширения отрицательны, однако пустотный коэффициент положителен.

Основные запроектные аварии, рассматривающиеся для быстрых натриевых реакторов, таковы:

1. потеря теплоотвода без останова реактора;
2. извлечение стержней управления ("самоход"), ведущее к росту мощности;
3. потеря циркуляции в первом контуре без останова реактора.

Важным параметром, прямо влияющим на безопасность быстрых натриевых реакторов, является выбранный тип топлива (оксид, металл, нитрид и т.п.). Теплофизические свойства топлива играют важную роль для протекания переходных процессов и для реализации пассивных черт безопасности. Проведенные ранее исследования показали, что с этой точки зрения металлическое топливо обладает рядом преимуществ, однако сравнительный анализ различных типов топлив должен быть продолжен. Особое внимание следует уделить также изучению поведения топлива при радиационном распухании, механическим и химическим взаимодействиям между топливом и оболочкой, а также совместимостью оболочек с натриевым теплоносителем.

Анализ безопасности будущих реакторов-выжигателей ABR будет производиться с использованием как расчётного моделирования, так и экспериментов. При этом, следует помнить, что существующие в мире быстрые реакторы либо построены по уникальным проектам, либо носят опытный характер. Их проекты подготавливались по устаревшим кодам и на основании устаревших стандартов.

Появление реакторов-выжигателей и перевод их на коммерческую основу ставит перед атомной отраслью США новые задачи. В прошлом недостаточный уровень расчётных предсказаний переходных процессов компенсировался путём введения избыточных коэффициентов запаса. Однако для коммерческих реакторов ABR такой способ выглядит неприемлемым из-за существенного проигрыша в стоимости реактора. Анализ безопасности реакторов ABR должен сопровождаться созданием расчётных кодов нового поколения, а для их верификации и валидации, в частности, может быть задействован головной блок с реактором-выжигателем.

Лицензирование

Главная проблема лицензирования быстрых натриевых реакторов в Соединённых Штатах связана с тем, что комиссия по ядерному регулированию (NRC) имеет огромный опыт обращения с легководными реакторами, но практически никогда не сталкивалась с быстрыми натриевыми установками. Данные типы реакторов во многом отличаются друг от друга. В действующих стандартах присутствуют положения, важные для легководных реакторов и не имеющие особого значения для ABR; и напротив, часть специфических для ABR вопросов в действующих стандартах не отражена.

В то же время, у NRC имеется некоторый опыт анализа безопасности быстрых реакторов, в частности, реактора FFTF, проектов реакторов "Clinch River Breeder Reactor" и PRISM. Результаты дискуссий и обсуждений, проходивших ранее в NRC, могут быть взяты за основу при внесении необходимых модификаций в документы надзорного органа для нужд инициативы GNEP.

В NRC стартовала программа по пересмотру своих стандартов, исходя из потенциальных потребностей в лицензировании новых типов реакторов на территории США. Важную роль, по мнению атомнадзора, в будущем должен играть вероятностный анализ безопасности (ВАБ). Соответствующие изменения будут внесены в документы 10 CFR Part 50 и 10 CFR Part 53, которые должны в будущем покрывать все типы реакторов, а не только охлаждаемые лёгкой водой. В стандартах NRC также появится так называемый "не зависящий от типа технологии анализ".

На данном этапе, американские атомщики видят следующие основные проблемы, связанные с будущим лицензированием в США быстрых натриевых реакторов:

1. неопределённость в лицензионных требованиях возникнет вследствие того, что выбор основных концептуальных параметров головного блока с ABR, скорее всего, будет сделан до того момента, как NRC сформулирует собственные требования к быстрым натриевым реакторам;
2. неполнота экспериментальных баз данных и расчётных кодов по сравнению с тем, что доступно для легководных реакторов; если NRC будет настаивать на предоставлении ей данных в том же объёме, что и для LWR, то возникнет необходимость в проведении большого объёма экспериментальных работ;
3. наличие положительного пустотного эффекта реактивности в большинстве имеющихся проектов быстрых натриевых реакторов станет отдельной проблемой; разработчикам ABR придётся или устранить положительный эффект, или аргументировано показать, что остальные обратные связи смогут с хорошей точностью и в допустимых пределах скомпенсировать рост плотности потока нейтронов при потере теплоносителя; здесь обязательно потребуется также проведение экспериментов и разработка новых кодов;
4. ключевой стратегией на первых этапах лицензирования должен стать аккуратный и точный расчёт серьёзных аварий, не приводящих, тем не менее, к крупным выбросам радиоактивности; в этом случае, атомщикам и регуляторам удастся подготовить карту инцидентов, на основании которой станет возможным предсказывать вероятности крупных аварий;
5. контейнмент (гермооболочка) реакторов ABR может существенно отличаться от контейнмента легководных реакторов; здесь потребуется сформулировать новые требования к проектированию контейментов, которые стали бы в должной степени убедительными для экспертов NRC и смогли бы показать, что контейнменты ABR обеспечивают равную или большую степень защиты по сравнению с их легководными аналогами.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 04.12.2007

Темы: США, GNEP, Быстрые натриевые реакторы