Съществува ли ядрен реактор, който да не крие риска от катастрофална авария   Leave a comment

АГЕНЦИЯ ЗА ЯДРЕНО РЕГУЛИРАНЕ

При високотемпературния реактор със сферични графитни горивни елементи стопяване на активната зона е изключено.

Курт Кугелер*

Значението на ядрената енергия ще нараства в световен мащаб, когато проблемът с емисиите на СО2 бъде наистина много сериозно възприет и когато очакваното дългосрочно поскъпване и изчерпване на изкопаемите горива бъде взето под внимание. Без съмнение обаче това предполага осигуряване на най-висока степен на безопасност както за ядрените централи така и при тяхното извеждане от експлоатация. Понастоящем могат да бъдат реализирани реактори, за които може да се докаже, че не са възможни катастрофални аварии.

В света работят вече в течение на няколко десетилетия 438 енергетични ядрени реактори с обща електрическа мощност 354 GW, които понастоящем покриват около 16 % от необходимата електрическа енергия. В процес на изграждане са 32 нови реактора1. Някои страни зависят вече в много голяма степен от ядрената енергия, като например Франция със 75 % от произвежданата електрическа енергия или Германия с около 30 %2. Ядрените електроцентрали в Германия са с обща мощност около 20 000 MW и те работят с висока ефективност и рентабилност, без да е имало до сега значителни инциденти или аварии. Въпреки това бъдещето на ядрената енергия в някои западноевропейски страни е проблематично: в Германия например федералното правителство реши в рамките на следващите 20 години да преустанови използването на ядрена енергия.

Съществена причина за тази реакция е катастрофалната авария в Чернобил през 1986 г., когато един конструиран с някои недостатъци ядрен реактор беше напълно разрушен през време на извършването на недопустим от гледна точка на безопасността експеримент. Т. нар. РБМК-реактор в Чернобил е реактор на топлинни неутрони със забавител графит. Топлоносител е обикновена вода. Загубата на охлаждане предизвиква рязко повишаване на скоростта на делене, тъй като отпада поглъщането на неутрони от кипящата вода, докато забавящото действие на графита се запазва. Така броят на получаваните неутрони рязко нараства и в резултат активната зона на реактора се стопява, отделя се значително количество водород и графитът се възпламенява. Голяма част от ядреното гориво и продуктите на делене се разпръскват в околната среда и поради възникналия пожар и метеорологичните условия в момента те достигат до обширни район в Украйна, Белорусия и Русия, както и до много европейски страни.3

Още аварията в Харисбърг, щат Пенсилвания, през 1979 г., когато активната зона на реактор, охлаждан с вода под налягане, частично се стопява, повлиява значително на вярата в безопасността на ядренотехническите съоръжения. И въпреки че тази авария протече без особени последствия за околната среда и хората, след нея в САЩ не се изграждат нови ядрени реактори. Оценяваната преди това като хипотетична опасност от тежки ядрени аварии със стопяване на активната зона става реалност!

Но по-голямата част от страните, които разполагат с ядрени електроцентрали, продължават да ги експлоатират. Много страни, като напр. Япония, Китай, Корея, Тайван, Индия и Русия, продължават да изграждат нови ядрени централи. В тези страни се извършват и значителни подобрения в конструкцията и управлението на реакторите с оглед повишаване на безопасността.4

Изисквания за безопасност към бъдещите ядрени електроцентрали.

Към евентуалните нови ядрени електроцентрали в Германия законодателят е поставил през 1994 г. едни от най-строгите изисквания в света. Измененият и допълнен закон за атомната енергия в Германия поставят условието при евентуални инциденти или аварии да не настъпят никакви значителни вреди извън ядреното съоръжение. Законът изисква, щото “аварии със стопяване на активна зона на реактора” трябва да бъдат овладени и “евакуиране” на население при такива аварии не трябва да е необходимо. Следователно при всички аварийни събития радиоактивните продукти на делене на ядреното гориво практически трябва да останат вътре в ядреното съоръжение. От наличното количество продукти на делене в околната среда може да проникне само по-малко от 10-6 част. По този начин последствията при авария се ограничават в реакторното помещение.

Това изискване е в сила за всички евентуални аварии вътре в ядреното съоръжение, също така в случаите на аварии от външно въздействие (напр. падане на самолет, пожар, бури, експлозии на газове и земетресения). При пълна загуба на охлаждане, отказ на системите за отвеждане на топлина, отказ на системите за регулиране и спиране на реактора и повреди в първичния контур в никакъв случай не трябва да се стига до освобождаване на значими количества продукти на делене от реактора. Съгласно закона от 1994 г. се изисква осъществяването на безопасността и при междинно съхраняване на отработено ядрено гориво или при неговото крайно съхраняване (т.нар. “погребване”). Същото се отнася и за съхраняването на високоактивни радиоактивни отпадъци.

Пътища за изпълнение на законовите изисквания

Съществен проблем за безопасността на съвременните ядрени реактори е, че след спирането им може да се стигне до загуба на активно охлаждане, което е необходимо за отвеждане на отделяната топлина при разпадането на продуктите на делене. Стопяването на активната зона при реактори с водно охлаждане под налягане и при реактори с кипяща вода може да е резултат именно от тази загуба на охлаждане. Новите ядрени реактори могат да бъдат така конструирани, че стопяването на активната зона да бъде овладяно или дори да бъде изключено.

При тежки ядрени аварии на съществуващите ядрени реактори не може да се изключи и трансгранично пренасяне на радиоактивни вещества. Затова е необходимо в Германия и във Франция, както и в цяла Европа, да се разработят единни стандарти за безопасност5. Разработваната съвместно от Германия и Франция концепция за реактор с водно охлаждане под налягане все още не изключва напълно стопяване на активната зона. С помощта на подходящи технически средства обаче се предвиждат мерки стопената активна зона да бъде “уловена” и охладена, като защитният корпус на реактора бъде конструиран така, че да се овладеят последствията от това. Съставна част от ЕРR-реактора (EPR = European Pressurized Water Reactor) е нов двуслоен корпус на реактора, разработван от Сименс и Фраматом за електрическа мощност от около 1700 МW.

Трябва да се докаже, че тази конструкция осигурява безопасността при всички възможни аварии, че възникването на големи количества водород, възможна парна експлозия, евентуално разкъсване на корпуса на реактора и стопяване на активната зона под високо налягане с образуване на водород могат да бъдат овладени. Трябва да се докаже херметичността на новия корпус за много продължителен период от време. Едва тогава при EPR-реактора ще бъдат изпълнени изискванията на новия атомен закон.

Алтернатива на гореописаната разработка са ядрени реактори, при които стопяване на горивните елементи и на активната зона е изключено дори при пълна загуба на охлаждане. Такава възможна конструкция е описана по-долу.

Високотемпературен реактор, който не крие риск от катастрофална авария

При ядрени реактори, активната зона на които не може да се стопи, горивните елементи и цялата активна зона трябва да бъдат подходящо конструирани от неутроннофизична и топлотехническа гледни точки. Установено е, че с помощта на сферични керамични горивни елементи радиоактивните продукти на делене и делящият се материал могат да бъдат задържани в случай на авария до температура от 1600 оС. По този начин се реализира изискването за евентуално разпръскване на по-малко от 10-6 част от продуктите на делене от горивните елементи.

Високотемпературният реактор (HTR) беше разработен и изпробван в Германия и сега се доразвива в Китай, Южна Африка и САЩ. Първата модулна система с мощност 200 МW (термични) на модул беше планирана през 80-те години от Сименс до ниво производство, като експертизата беше много положителна. Отрицателната тенденция за развитието на ядрената енергетика в Германия обаче осуети реализирането на тази концепция.

Фиг. 1. Централен елемент на ядрен реактор, който не крие риск от катастрофална авария, са сферични керамични горивни елементи. Всеки елемент се състои от около 10 000 частици с ядро от UO2 и с големина 1 mm, обвито с три слоя силициев карбид и пиролитичен графит (а). Тези сфери са пресовани в графитови матрици и представляват горивен елемент с големина 6 cm (b). Посредством това капсуловане при аварии с прегряване продуктите на делене се задържат, както е показано на с примера за 85Kr (с).

Сферичните графитни горивни елементи съдържат ядра от UO2 с трислойно покритие (Фиг. 1.а). Тези ядра са много малки (с диаметър 0,5 mm) и са покрити с плътни слоеве от пиролитичен графит и силициев карбид, така, че делящите се материали и продуктите на делене са трикратно защитени. В тези керамични горивни елементи продуктите на делене практически се задържат напълно до температура 1600 оС за много продължително време. На Фиг. 1.с е показано като пример отделянето на получавания при делене радионуклид 85Kr. Подобни криви са в сила и за другите продукти на делене. Задачата следователно е да се конструира НТR, при който поради вътрешни или предвидими външни причини за авария да не бъде достигната никога температура на горивните елементи, превишаваща 1600 0С. Това изискване се реализира с пръстеновидна активна зона с широчина около 1,5 m и средна плътност на мощността 3 МW/m3 (Фиг. 2), както при пълна загуба на охлаждане, така и при отпадане на каквото и да е допълнително активно отвеждане на топлина.

Фиг. 2. Концепция за безопасен високотемпературен реактор с пръстеновидна активна зона и първичен контур, който е разположен в предварително напрегнат и осигурен срещу разкъсване корпус. 1.: активна зона; 2.: корпус на реактора; 3.: предварително напрегнат кабел; 4.: коаксиален тръбопровод; 5.: регулиращи пръти; 6.: вдухващ вентилатор за хелий; 7.: газопровод за горящ газ; 8.: парогенератор; 9.: повърхностен охладител; 10.: вътрешен бетонен корпус.

Този тип реактор има две независими системи за регулиране, разположени в страничен графитов отражател. При нормална експлоатация страничният отражател, обхващащ активната зона, служи за отразяване на неутроните. При авария чрез въвеждане на осем регулиращи пръта, намиращи се в отвори в страничния отражател, отразяването на неутрони спира и реакторът се изключва. Но дори когато тази система за спиране отпадне, температурата на горивните елементи няма да превиши допустимата стойност от 1600 0С. Втората система за регулиране се състои от малки абсорбиращи сфери от борен карбид (с диаметър 1 сm), които през отвори в страничния отражател попадат в активната зона, довеждат реактора до подкритично състояние и го спират. Силно отрицателен температурен коефициент на реактивност независимо от действието на регулиращите системи осигурява винаги преустановяването на ядрената реакция при нежелателни повишения на мощността.

Отделяната при авария топлина се предава чрез топлопроводимост, излъчване и конвекция от активната зона посредством отражателите на външна плоска охладителна система, обхващаща реакторния корпус. Ако и тази охладителна система отпадне, отделящата се топлина ще бъде погълната от бетонната обвивка и впоследствие ще бъде отдадена в атмосферата на най-външната обвивка. При това и най-силно загретият горивен елемент няма да достигне посочената по-горе допустима температура.

Реакторът непрекъснато се зарежда отгоре с нови, свежи сферични горивни елементи, а напълно отработените горивни елементи с помощта на специална система се изваждат от дъното на активната зона. Частично отработените горивни елементи се рециклират до 10 пъти през реактора. Тази технология беше успешно практикувана в продължение на 20 години при експерименталния ядрен реактор (AVR) в изследователския център в Юлих. Този реактор имаше топлинна мощност 50 МW и температура на изходящия хелий 950 0С. В активната зона на реактора при тази технология е налице винаги толкова делящ се материал, колкото е нужен за поддържане на системата в критично състояние – съществена характеристика за безопасност на реактора.

Охлаждането на реактора, отвеждането на топлина от активната зона към парогенератора, става посредством хелий, който при налягане 60 bar (6 МРа) се загрява от 250 0С до 700 0С. Тъй като при тези условия температурата на ядреното гориво в горивните елементи е под 900 0С, при нормална експлоатация от горивните елементи практически не се изпускат продукти на делене и в първичния контур не се констатира забележимо замърсяване. Това се доказва посредством дългогодишната експлоатация на AVR дори при температура на хелия 950 0С.

В парогенератора се получава свежа пара с конвенционални параметри 530 0С / 200 bar, респективно 20 МРа. При съвременните парогенератори е възможно повишаване на температурата на парата до 600 0С и постигане на к.п.д. на централата около 43 %. Активната зона е свързана с парогенератора посредством изолиран отвътре коаксиален тръбопровод, в който горещият газ преминава през вътрешния канал, а връщащият се обратно студен газ охлажда отвън горещия тръбопровод.

Целият първичен контур е поместен в предварително напрегнат и осигурен срещу разкъсване корпус. Използваните затова аксиални и радиални кабели (въжета) са така размерени, че в стените на корпусите имаме само напрежение на натиск. В известен смисъл конструкцията наподобява използването на кабели при мостовете от предварително напрегнат бетон. Материалът на корпусите, който е херметичен и за хелия, е подходяща стоманена отливка. Изследват се освен това и специално изработени корпуси от сферографитни чугунени блокове, предварително напрегнат стоманобетон и ковка стомана.

Както се вижда от Фиг. 2, двата главни корпуса на първичния контур са разположени в бетонна клетка (корпус) с плоска охладителна система. Изгражда се и една външна защитна обвивка (containment), предназначена за защита от външни въздействия.

Термичната мощност на този тип реактори е ограничена до 300 MW, което се определя от големината на наличните понастоящем корпуси. По-големи мощности могат да бъдат достигнати посредством паралелното свързване на два и повече реактори. Освен парогенератора, показан на Фиг. 2, в този корпус може да се монтира и газова турбина или компонентите на комбиниран цикъл (комбиниран процес на газова и парна турбина). HTR дава възможност за производство на електрическа енергия с висок к.п.д. (до 45 %).

Оценка на безопасността

Термична стабилност: както се вижда от Фиг. 3, дори при едновременна пълна загуба на охлаждане, отпадане на активното отделяне на остатъчна топлина и отказ на системата за регулиране и спиране, максималната температура на горивните елементи 1600 0С няма да бъде превишена. Тази стойност може да се получи за кратко време само в много малка част от активната зона. Стопяване на активната зона е изключено. Отделяната топлина в течение на около 25 часа се задържа предимно в керамичните структури на горивните елементи и в дебелостенните графитни отражатели, които обграждат реактора. След това преобладава топлоотделянето през повърхността на реакторния корпус в околното пространство. Температурата на стената на реакторния корпус остава под 300 оС, докато функционира външната охладителна система, обкръжаваща корпуса и представляваща тръби, през които тече вода. Ако и тази охладителна система отпадне, максималната температура на горивните елементи ще остане практически непроменена, а температурата на стената на корпуса ще се повиши до 450 оС.

Фиг.3

Ядрена стабилност: поради непрекъснатото зареждане със свежи горивни елементи активната зона практически няма излишък на радиоактивност за компенсиране на изгарянето, необходима при всички съвременни водно-водни реактори, за да се осъществи експлоатацията до следващото презареждане. Температурните коефициенти на високотемпературния реактор са силно отрицателни. При воден пробив и активната зона има отрицателен коефициент на обратна връзка, т.е. едно нарастване на мощността ще бъде ограничено посредством увеличаване на паразитното поглъщане на неутрони, когато чрез подходящо разполагане на горивните елементи (50 % графитни сфери в активната зона) се установи свръхзабавяне.

Химична стабилност: проникването на големи количества въздух в първичния контур не е възможно поради използването на предварително напрегната и обезопасена откъм разкъсване конструкция. Малки количества въздух, които биха могли да проникнат през малки неуплътнени отвори (номинален диаметър < 65 mm), не могат да повредят горивните елементи. Съдържанието на въздух във вътрешната затворена бетонна клетка на реактора е ограничено до такава степен, че не са възможни недопустими повреди на горивните елементи, които биха имали радиологични последствия.

Последствията от евентуално масивно проникване на вода в първичния контур биха били повишаване на налягането на системата, корозия на графита и образуване на водород и въглероден окис. Проникването на вода в първичния контур се овладява чрез наличните защитни устройства като спирателни вентили, предпазни вентили и предпазни мембрани. Дори в случай на значителни количества вода, които при отказ на всички тези защитни устройства биха могли да проникнат по принцип в първичния контур, не застрашават целостта на активната зона.

Механична стабилност: механичната стабилност се постига посредством предварително напрегната конструкция на корпуса. При недопустимо повишаване на налягането, което не може да бъде намалено чрез предпазните вентили и мембрани, се отваря заварен уплътнител в корпуса и чрез този отвор налягането спада. Това състояние на повишено налягане в предварително напрегнатия корпус е проверявано многократно и не оставя съмнение за целостта на реакторния корпус.

Контролът на качеството на горивните елементи се извършва преди зареждане и продължава през време на експлоатация селективно. Външни въздействия, които са предвидими и са уточнени в процеса на даване на разрешително за експлоатация (падане на самолет, експлозия, земетресение), се овладяват посредством реакторната сграда с дебелина на стените 2 m и описаната стабилна конструкция на първичния контур. Дори когато силно земетресение би разрушило реакторната сграда и развалините покрият реакторния корпус, ефективното отвеждане на топлината ще охлажда системата до некритични стойности. В общи линии може да се каже, че при предвидимите вътрешни и външни причини за авария няма да се получи събитие, при което да бъдат изхвърлени в околната среда недопустими радиоактивни замърсявания. Експерименти с AVR-реактори в Юлих са провеждани, вкл. при пълно изключване на регулиращите системи. Но поради силно отрицателните температурни коефициенти реакторът автоматично се изключва. Активното охлаждане също е било напълно изключено и реакторът е отдавал отделяната топлина, така че температурата на горивните елементи не е достигала стойности над 1300 0С. Тези тестове за безопасност са уникални и показват недвусмислено сигурността на описаната конструкция. Подобна конструкция детайлно се експериментира в Китай, като се разглеждат всички възможни повреди. Всичко това е вероятно една предпоставка за възвръщане на доверието в ядрената енергетика.

Превод: Р. К. Попиц

(Със съкращения от Physikalische Blätter, 57 Jahrgang, Heft 11, November 2001, 33-38)

––––––-

* Проф. д-р инж. Курт Кугелер е ръководител на катедрата по ядрена безопасност и ядрена техника във Висшето училище в Аахен и директор на Изследователския институт за безопасност и ядрена техника в Ядрения център на ФРГ в Юлих. Той е също член на германската комисия по ядрена безопасност.

1. По данни на Международната агенция за атомна енергия, Виена, за 31.12.2001 г – Бел. прев.

2. За България този относителен дял възлиза на около 45 %. бел. прев.

3. Подробности за станалото в Чернобил и за последствията от него могат да се намерят в много публикации, вкл. в “Чернобил: анатомия на взрива” от Г. Львов, сп. “Светът на физиката”, 1996, кн.4, стр. 228-241; “Какво остана след Чернобил”, под. ред. на доц.Б. Манушев, Бълг. ядрено д-во, София, 1996; Бончев Цв., Ив. Манджуков и Б. Манушев – “Истината за чернобилските замърсявания в България”, Унив. изд. “Св. Климент Охридски”, София, 1990, стр.82 – Бел. прев.

4. У нас са извършени значителни подобрения на блокове 3 и 4 на АЕЦ “Козлодуй” – Бел. прев.

5. Засега единни и международно прилагани стандарти за ядрена безопасност са тези на Международната агенция за атомна енергия – Бел.прев.

Advertisements

Вашият коментар

Попълнете полетата по-долу или кликнете върху икона, за да влезете:

WordPress.com лого

You are commenting using your WordPress.com account. Log Out / Промяна )

Twitter picture

You are commenting using your Twitter account. Log Out / Промяна )

Facebook photo

You are commenting using your Facebook account. Log Out / Промяна )

Google+ photo

You are commenting using your Google+ account. Log Out / Промяна )

Connecting to %s

%d bloggers like this: