Поколение 3

Поколение 3

Реакторы поколения 3 называют «усовершенствованными». Три энергоблока с такими реакторами уже функционируют в Японии, но еще больше находится в стадии разработки или строительства. Впрочем, после аварии на АЭС «Фукусима-Дайчи» строительство реакторов в Японии заморожено, и неясно, будет ли оно возобновлено. В стадии разработки находится около двадцати различных типов реакторов этого поколения (МАГАТЭ 2004, WNO 2004a). Большинство из них являются «эволюционными» моделями, спроектированными на базе реакторов второго поколения. По данным Всемирной ядерной ассоциации, поколение 3 характеризуется следующими особенностями (WNO 2004b).

– Стандартизированный проект позволяет ускорить процедуру лицензирования, снизить затраты и продолжительность строительных работ.

– Упрощенная и более прочная конструкция, делающая их более простыми в обращении и менее восприимчивыми к сбоям в процессе эксплуатации.

– Высокий коэффициент готовности и более длительный период эксплуатации – примерно шестьдесят лет.

– Снижение вероятности аварий с расплавлением активной зоны.

– Глубокое выгорание топлива для снижения его расхода и количества отходов производства.

Из этого списка становится понятно, что основной целью проектов с реакторами третьего поколения является улучшение экономических показателей. Однако многие вопросы в отношении безопасности остались нерешенными, если мы сравниваем с предыдущими поколениями реакторов.

ВВЭР-1200

Такие реакторы пока нигде не работают, несколько находятся в стадии строительства в России, то есть в отношении ВВЭР-1200 отсутствует какая-либо статистика, подтвержденная длительным опытом эксплуатации. По проектам таких реакторов доступно не так много информации, как хотелось бы. Основные проблемы, которые сопутствуют проектам с такими реакторами, были описаны выше в разделе о новых российских АЭС. Вместе с этим хотелось бы остановиться на технологии «ловушка расплава», которая преподносится как решение проблемы крупных аварий с расплавлением активной зоны на ВВЭР-1200. Как считают европейские эксперты («ловушка» также присутствует в конструкции французского EPR), эта технология не может полностью предотвратить крупную аварию в связи с тем, что на реакторе может произойти взрыв до того, как «ловушка» будет задействована[48]. (Подробнее об этой новинке – ниже, в описании EPR.)

Европейский реактор с водой под давлением (EPR)

EPR – это модель, созданная на основе французского N4 и немецкого KONVOI – разработок второго поколения, запущенных в эксплуатацию во Франции и Германии[49].

Целью, поставленной при разработке EPR, было усовершенствование уровня безопасности реактора (в частности, снижение вероятности возникновения аварии в 10 раз), сокращение количества сложных аварий путем ограничения их влияния на собственное оборудование, а также уменьшение стоимости.

Однако по сравнению со своими предшественниками реактор EPR имеет несколько таких особенностей, от которых уровень безопасности снижается.

Схема реактора EPR

Во-первых, размер реакторного здания был уменьшен за счет упрощения схемы аварийного охлаждения активной зоны.

Во-вторых, по сравнению с N4 тепловая мощность реактора была увеличена на 15 % через изменение конструкции парогенераторов, позволяя основным насосам охлаждающего контура работать с более высокой мощностью.

В-третьих, система безопасности реактора EPR уступает KONVOI из-за менее совершенной системы аварийного охлаждения активной зоны.

Несколько других усовершенствований преподаются как повышающие уровень безопасности.

Резервуар для хранения воды для дозаправки (IRWST) располагается в нижней части корпуса реактора. В случае аварии с потерей теплоносителя он способен переключаться на режим безопасного впрыскивания. В этом случае можно избежать создания некоторых причин аварий. Однако вероятность достижения полной безопасности достаточно мала.

Задачей «ловушки» в активной зоне реактора является предупреждение аварии с расплавлением активной зоны. Аналогичная технология предлагается для реализации и на ВВЭР-1200. Однако еще до того, как «ловушка» вступает в действие, по нескольким причинам может произойти сильнейший взрыв, последствием которого будет разрушение части реактора. Кроме того, взрыв может случиться и позже, когда продукты расплавления активной зоны соприкоснутся с водой, предназначенной для охлаждения плавящейся активной зоны. Даже если этого не произойдет, остается неясным, как именно будет проходить охлаждение расплавленной активной зоны, ведь на поверхности продукта плавления может застыть твердый слой, предотвращающий отвод тепла.

Конструкция системы отвода тепла взята из N4. Она не допускает возникновения избыточного давления. Эта система должна оставаться работоспособной на протяжении длительного времени. Информация об авариях, произошедших с данной системой, недоступна.

Система предотвращения водородного взрыва за счет снижения концентрации водорода внутри защитной оболочки. Такие системы функционируют во многих реакторах западного образца с водой под давлением. Вероятно, они эффективны в снижении риска взрыва, но не могут исключить его полностью.

EPR оснащен цифровой инструментально-контрольной системой. Применение на практике данной системы сильно зависит от разработчика, поэтому достаточно сложно контролировать правильный ввод системы в эксплуатацию. Подобная система была установлена на АЭС «Некар-1» типа PWR в 2001 году в Германии; система дала сбой, и на протяжении некоторого времени аварийное отключение реактора оказалось невозможно. Цифровая система была также установлена на PWR АЭС «Сайзвэл» в Великобритании, при вводе АЭС в эксплуатацию, что в апреле 1998 года привело к серьезному снижению эффективности защитной системы реактора.

Защитная система от авианалетов эквивалентна системе германской KONVOI и не достигает нового, более высокого уровня безопасности. Несмотря на изменения, EPR повторяет все проблемы, присущие PWR второго поколения, которые до сих пор так и не решены. Согласно документам регулирующих органов Финляндии, в реакторах EPR в сборных фильтрах засоряются выходные отверстия, хотя патенты французских экспертов утверждают, что это не является значимым фактором при сравнении имеющихся конструкций реакторов. Выходные отверстия были изучены финскими экспертами много лет назад, но и сейчас являются источником проблем для EPR.

В конечном счете, нет гарантии того, что уровень безопасности EPR по сравнению с реакторами N4 и KONVOI существенно выше; в частности, снижение вероятности расплавления активной зоны в 10 раз – не доказано. Более того, есть серьезные сомнения в эффективности «ловушки».

Модульный реактор с шаровой засыпкой (PBMR)

PBMR является высокотемпературным газоохлаждаемым реактором (HTGR). В некоторых странах до конца 80-х годов продолжалось строительство HTGR. Однако функционировали только опытные образцы АЭС и были остановлены самое большее после 12 лет эксплуатации: «Пич Баттом 1» и «Форт Сэнт Враин», США, в 1974 и 1989 годах; «Винфрит», Великобритания, в 1976 году; «Гам-Вентроп», Германия, в 1988 году[50].

В отличие от реакторов на воде, в конструкции PBMR используется гелий под давлением, нагреваемый в активной зоне реактора для приведения в действие ряда турбин, прикрепленных к генератору. Гелий также используется для охлаждения. Температура гелия на выходе из активной зоны достигает около 900 °C с давлением около 69 бар. Вторичный гелиевый контур охлаждается водой[51].

Проектировщики говорят, что на PBMR невозможны инциденты, которые могут привести к повреждению топливных элементов и выбросу радиации. Данные утверждения основываются на теплоустойчивости и целостности графитовых тепловыделяющих сборок, размером с теннисный мяч, которых в реакторе находится около 400 тыс. Каждый тепловыделяющий элемент имеет графитовое ядро, содержащее в себе частицы обогащенного урана (до 10 %), заключенное в капсулы из твердого углерода.

Однако существуют аварийные сценарии, в которых воздух может проникнуть в первичный гелиевый контур, за этим последует тяжелая авария с графитовым возгоранием, что приведет к катастрофическому радиоактивному выбросу. Горение графита является одним из наиболее опасных сценариев, которые могут произойти с реактором PBMR[52].

По словам потенциального оператора PBMR, компании Eskom, реактор всегда остается «целым и невредимым, безопасным». Имеется в виду, что, даже если персоналу придется покинуть станцию, с реактором ничего не случится. Утверждается, что в любом случае температура топлива не поднимется выше максимального значения (1600 °C), тогда как повреждение может произойти при температуре не ниже 2000 °C[53].

Однако нет никаких гарантий, что температура не поднимется выше 1600 °C. Она зависит от быстроты аварийной остановки реактора, а также от функционирования системы охлаждения (что может быть затруднено разрывом труб и утечками). Более того, серьезное повреждение или расплавление топлива возможно при температуре менее 2000 °C. Радиоактивные выбросы также могут происходить при температуре ниже 2000 °C.

Другие конструкции реакторов поколения 3

Перечень разработок третьего поколения, отмеченных Всемирной ядерной ассоциацией (WNO 2004b) и Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ 2004).

Реактор с водой под давлением

Существуют следующие типы больших реакторов: APWR (разработчики – компании Mitsubishi и Westinghouse), APWR+ (японская компания Mitsubishi), EPR (французская компания Framatome ANP), АР-1000 (американская компания Westinghouse), KSNP+ и APR-1400 (корейские компании) и CNP-1000 (Китайская национальная ядерная корпорация). В России разработан ВВЭР-1200.

Реактор на кипящей воде

Наиболее крупными усовершенствованными блоками являются ABWR и ABWR-II (совместный проект японских Hitachi и Toshiba, американской General Electric), BWR 90+ (шведская компания Westinghouse Atom of Sweden), SWR-1000 (французская Framatome ANP) и ESBWR (американская компания General Electric).

HSBWR и HABWR (разработчик – японская Hitachi) представляют собой усовершенствованные реакторы с кипящей водой малого и среднего размеров.

Три реактора типа ABWR уже функционируют в Японии – два из них были введены в эксплуатацию в 1996 году, третий – в 2004 году на АЭС «Касивазаки Карива».

Тяжеловодный реактор

Реактор ACR-700 представляет собой эволюционную конструкцию реактора CANDU (Atomic Energy of Canada Limited).

Газоохлаждаемый реактор

Наряду с PBMR, малый газотурбинный гелиевый реактор (GT-MHR) разрабатывается международным консорциумом с участием России.

Бридерный реактор

Несколько реакторов на быстрых нейтронах четвертого поколения находятся в стадии разработки.

Данный текст является ознакомительным фрагментом.