Тема реакторов на быстрых нейтронах для нашего издания входит в число приоритетных. Мы предлагаем читателям вернуться к истокам отечественной быстрой программы - быстрому натриевому реактору БН-350. Поможет нам Рудольф БАКЛУШИН, эксперт МАГАТЭ с многолетним стажем, долгое время работавший заместителем главного инженера БН-350. Сегодня мы публикуем четвёртую и заключительную статью, подготовленную Рудольфом Петровичем.
Безопасность и системы безопасности
Прежде всего, необходимо напомнить, что РУ БН-350 проектировалась и вводилась в эксплуатацию ещё до принятия первых отечественных норм по безопасности и до выработки таких норм на международном уровне.
Многие проектные решения, использованные в БН-350, удовлетворяют значительно позднее сформулированным принципам глубоко эшелонированной защиты, управления качеством, и так далее. Однако в полной мере проект этим принципам не удовлетворял. В результате, по мере ужесточения требований регулирующих органов приходилось предусматривать меры, компенсирующие (естественно, частично) отклонение от норм.
Рассмотрим, как соотносилось с нормами удовлетворение трех главных функций безопасности, а именно:
Управление мощностью (реактивностью)
Система управления и защиты (СУЗ) реактора была спроектирована с достаточной степенью консерватизма и с необходимым резервированием. Это позволило ей практически всё время соответствовать требованиям норм по безопасности. Замена в процессе эксплуатации электронных блоков, блоков логики и другой аппаратуры производилась по причине морального старения.
Основные изменения, вносившиеся в СУЗ БН-350 в процессе эксплуатации, были связаны с сокращением числа параметров, по которым формировались сигналы на срабатывание защиты, а также с улучшением принципов формирования некоторых сигналов, с учетом динамических экспериментов, выполненных в период пусковых работ.
Удержание радиоактивности в установленных границах
Обеспечение радиационной безопасности практически полностью соответствовало нормам.
Исследование радиационной обстановки на РУ БН-350 проводилось по мере освоения всё более высоких уровней мощности, и далее контролировалась далее в процессе эксплуатации. Среди прочего, в программу исследований было включено определение потоков радиации на узлы реактора, измерение активности теплоносителя и защитного газа. Совпадение результатов измерений и расчётов было признано удовлетворительным.
В помещениях первого контура радиационная обстановка при работе реактора определялась изотопом 24Na (около 10 Ки/л). После останова реактора, главную роль играли 22Na, нуклиды коррозионного происхождения, а также 137Cs и 134Cs, выходившие через неплотности оболочек твэлов. Радиационная нагрузка на персонал была незначительна и не превышала контрольных уровней.
Если говорить о радиационной обстановке в районе расположения станции, то она на протяжении всего периода эксплуатации БН-350 была благополучной определялась, в основном, радионуклидами естественного происхождения. Выбросы радиоактивности составляли всего лишь несколько процентов от допустимых.
Обеспечение отвода тепла от топлива
У системы отвода тепла от реактора имелись значительные отклонения от требований вновь вводимых правил.
Прежде всего, проект предполагал, что для отвода тепла от реактора в аварийных случаях будет использоваться то же самое теплотехническое и электрическое оборудование, что и при нормальной эксплуатации.
Для этих целей, в проекте были предусмотрены следующие меры:
Разработчики считали, что хотя бы одна из петель обеспечит аварийное расхолаживание, и этого будет достаточно.
Они также полагали практически нереальным появление большой течи натрия из первого контура. В качестве аргументов в обоснование своей позиции они обращали внимание на низкое давление и умеренные температуры. Кроме этого, более 80% поверхности контура, включая корпус реактора и трубопроводы 500 и 600 мм, имело защитный кожух, а пространство внутри кожуха было жёстко ограничено. Для отключения петли с малой течью в неокожушённом участке на каждой петле были предусмотрены отсекающие задвижки.
Но в 1982 году в стране был принят основной нормативный документ по безопасности АЭС - ОПБ-82. Его положения требовали учёта в проекте возможности разрыва трубопровода наибольшего диаметра полным сечением. На это проект БН-350 рассчитан не был, и эту ситуацию без коренной реконструкции исправить было нельзя.
Другим серьёзным отступлением стала невозможность использования для отвода тепла от активной зоны естественной циркуляции. Эксперименты, выполненные в период энергопуска, показали, что в первом контуре установки расход естественной циркуляции устойчив и составляет около 3% от номинального, а во втором контуре циркуляция опрокидывается, что приводит к большим температурным перепадам в промежуточном теплообменнике.
Причиной опрокидывания циркуляции оказались принятое в проекте взаимное расположение парогенератора и промежуточного теплообменника, а также характер переходного процесса в испарителях при переходе с принудительной на естественную циркуляцию. По итогам анализа, было принято решение о расхолаживании установки за счет работы ГЦН на малых оборотах с питанием их от автономного источника.
Ещё одной проблемой, с которой пришлось столкнуться на БН-350, стало обнаружение возможности возникновения режима "стоп-вода". Анализ показал, что такой режим может образоваться при некоторых отказах по общим причинам в схемах питательной воды (разрывы общих коллекторов) и в схемах электроснабжения установки.
Следует отметить, что в те времена, когда велось проектирование установки БН-350, отказам по общим причинам не уделялось такого внимания, как в наши дни.
Для устранения этой проблемы пришлось провести цикл работ, которые позволили в итоге создать достаточно надёжные схемы как водо-, так и электроснабжения. В окончательном варианте, схема водоснабжения имела тройное резервирование:
Система электроснабжения в окончательном виде выглядела следующим образом:
Все эти меры позволили существенно увеличить надёжность и безопасность эксплуатации РУ БН-350.
Общие замечания
В проекте РУ БН-350 были предусмотрены не все виды систем безопасности, которые требуются сегодня.
В частности, в проекте отсутствовали предохранительные устройства, защищающие первый контур от повышения давления. Разработчики считали, что не существует ситуаций, которые могли бы вызвать такое повышение. Опыт эксплуатации, однако, показал, что это положение неверно.
Для исключения серьёзных последствий, на БН-350 был изменен регламент эксплуатации в части состояния систем установки. В последующих проектах, начиная с БН-600, предохранительные устройства были введены.
Натрий и его влияние на безопасность АЭС
В заключение, хотелось бы особенно остановиться на натрии и его влиянии на безопасность АЭС.
Люди, не имеющие практического опыта работы с натрием, обычно говорят в этой связи о следующих недостатках этого теплоносителя:
Сразу следует сказать, что взрывов при течах в ПГ не происходит, так как над уровнем натрия в контуре находится инертный газ, а сброс продуктов реакции (в том числе, водорода) ведётся в потоке инертного газа за пределы здания. Система защиты надёжно предохраняет 2 контур от повышения давления и повреждения оборудования. Это было полностью подтверждено в ходе эксплуатации БН-350.
В процессе эксплуатации неоднократно наблюдались течи натрия из контуров наружу. Если не говорить о мелких течах через разъёмные уплотнения в системе приёмки натрия, то большинство течей связано с нарушениями инструкций при проведении ремонтных работ или при разогреве замороженного участка после ремонта. Максимальный размер течи составлял десятки литров.
Течи, как правило, сопровождались горением натрия. Однако это не приводило не только к катастрофическим, но даже просто к серьёзным последствиям. Ни одна из течей не вынудила к прекращению работы реактора и не вызвала простоев, больших, чем несколько дней.
На РУ БН-350 был получен хороший опыт обнаружения протечек, тушения их, быстрой локализации течи. По результатам этого опыта усовершенствованы системы обнаружения и тушения пожаров на следующих блоках. Одним из сделанных важных выводов стало заключение о целесообразности полного исключения разъёмных соединений на натриевых коммуникациях.
Заключение
Опыт создания, пуска и эксплуатации БН-350 дал бесценный и многосторонний опыт российским организациям. Этот опыт дал толчок к развитию научно-исследовательских работ в тех областях, где он оказался не вполне успешным, дал уверенность в тех решениях, где он был успешен.
Он дал возможность критически оценить решения, принимаемые в проекте энергоблока БН-600, своевременно изменить некоторые из них, что обеспечило успешный ввод блока в эксплуатацию.
Опыт продолжает накапливаться и осмысливаться в процессе эксплуатации БН-600, проектирования следующих за ним установок. Накопленные нами к сегодняшнему дню опыт и знания дают возможность дать ответ практически на любой вопрос, возникающий при проектировании или эксплуатации.
Если при создании БН-350 речь шла о подтверждении принципиальных решений, их оптимизации, то в настоящее время главное направление усилий - улучшение технико-экономических характеристик вновь создаваемых энергоблоков, создание конкурентоспособных АЭС типа БН. Опыт БН-350 вносит свой вклад в решение этой задачи.
Однако, прямой перенос знаний и опыта не всегда правилен. Оптимальные или даже целесообразные решения, конструкции, режимы в значительной мере зависят от конкретных условий и целей. Поэтому при создании новых установок конкретный опыт и знания должны критически преломляться.
ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
ДАТА: 06.05.2008
Темы: АЭС, Россия, История, Быстрые натриевые реакторы, Рудольф Баклушин