А все ли так?

Г.И.Тошинский, д.т.н., профессор, советник генерального директора ГНЦ РФ-ФЭИ им.А.И.Лейпунского

(комментарий к статье директора ОКБМ им. И.И.Африкантова В.И.Костина «Нелегкий выбор»)

Данный комментарий касается раздела упомянутой статьи под названием «Тяжёлая» технологическая платформа, в котором даётся резко негативная оценка проектам реакторов с тяжёлыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ), и, в частности, реакторной установке (РУ) СВБР-75/100.


В статье утверждается, что РУ с «тяжёлыми» теплоносителями по составу и количеству систем безопасности практически не отличаются от РУ БН-800 и ВВЭР-1000. Это утверждение не соответствует действительности.

Для РУ типа ВВЭР основной фактор опасности обусловлен природными свойствами воды, требующими поддержания высокого давления в первом контуре, и связанной с этим потенциальной возможностью реализации тяжелой аварии с потерей теплоносителя. Для уменьшения вероятности такой аварии и снижения тяжести её последствий РУ оснащена рядом специальных систем безопасности, том числе: гидроёмкостями, компенсирующими течь теплоносителя в течение ограниченного времени и системами, обеспечивающими циркуляцию воды через активную зону при разгерметизированном первом контуре.

Для РУ типа БН основной фактор опасности также обусловлен природными свойствами натрия – высокой химической активностью, проявляющейся при контакте натрия с воздухом и водой. Для уменьшения вероятности аварий с нарушения герметичности систем РУ и снижения тяжести их последствий РУ типа БН также оснащены специальными системами безопасности.

Эти системы безопасности обеспечивают безопасную эксплуатацию РУ типа БН и ВВЭР, однако приводят к повышению капитальных и эксплуатационных затрат. Для РУ с ТЖМТ такие системы не требуются, функции безопасности выполняют, в основном, системы нормальной эксплуатации. Это одно из важных объективных обстоятельств, обеспечивающее снижение затрат для РУ с ТЖМТ.

Далее, в статье утверждается, что радиационные последствия постулированной запроектной аварии с разрушением здания, полным обесточиванием и крупной разгерметизацией первого контура не зависят от типа теплоносителя, а определяются выходом радиоактивности из твэлов, прежде всего радиоактивных йода и цезия. Конечно, радиационный потенциал реактора определяется количеством накопленных в активной зоне продуктов деления и для реакторов равной мощности при одинаковой продолжительности работы не зависит от типа используемого теплоносителя. Однако значение радиоактивного выброса для рассматриваемых реакторов полностью определяется типом используемого теплоносителя.

Для реактора с ТЖМТ активная зона в условиях упомянутой наиболее тяжёлой запроектной аварии всегда остается под заливом теплоносителя, так как ТЖМТ не горит, а его температура кипения (около 1700 ºС) никогда не достигается, и будет охлаждаться за счёт естественной циркуляции теплоносителя, необходимый уровень которой обеспечен конструкцией реактора СВБР-75/100. Это обстоятельство радикально снижает выход радиоактивности в окружающую среду в условиях постулированной запроектной аварии.

Как показал опыт эксплуатации РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ) на атомных подводных лодках (АПЛ), радионуклиды йода не выходят из СВТ в газовую систему благодаря тому, что йод образует термостойкие интерметаллические соединения со свинцом и висмутом. Что касается цезия, то его выход из СВТ в газовую систему при нормальных условиях эксплуатации примерно такой же, как из РУ типа БН, так как «загрязнённость» внутренних поверхностей газовой системы радионуклидами цезия для реакторов с СВТ и натриевым теплоносителем практически одинакова.

В условиях рассмотренной запроектной аварии активные зоны реакторов типа БН и ВВЭР останутся без теплоносителя и, соответственно, без охлаждения. В первом случае за счёт выгорания натрия, во втором – за счёт выкипания воды.

Поскольку выброс радиоактивности из топлива полностью определяется его температурой, невозможно понять, чем обоснован вывод В.И.Костина о том, что в отношении радиационных последствий в условиях рассмотренной аварии РУ с ТЖМТ не имеют никаких преимуществ.

Конечно, мы согласны с тем, что полоний-210, образующийся в СВТ, усложняет обслуживание РУ при разгерметизированном первом контуре. Однако при разгерметизированном первом контуре усложняется обслуживание РУ и с натриевым, и с водным теплоносителями. Полоний-210 не является чем-то новым для ядерной техники. Его производят, облучая висмут в реакторах, и, затем, выделяют, получая концентрированный полоний, обладающий в этом состоянии очень высокой летучестью. Содержание полония в СВТ РУ СВБР-75/100 на семь порядков ниже, чем в концентрированном полонии, что, соответственно, снижает его выход в газовую систему из теплоносителя и степень радиационной опасности.

Опыт эксплуатации РУ с СВТ на АПЛ показал (см. например, статью «Проблема полония в ядерных энергетических установках со свинцово-висмутовым теплоносителем», Д.В.Панкратов и др., журнал Ядерная энергетика. Известия вузов, № 1, 2007 г.), что даже в период проведения ремонтно-восстановительных работ, сопровождавшихся удалением пролитого СВТ, резкой и сваркой «загрязнённых» трубопроводов, содержание полония в организме людей, проводивших эти работы, не превышало допустимых пределов. Это говорит о достаточности разработанных мер обеспечения радиационной безопасности.

Американские исследователи провели ретроспективный анализ уровня смертности лиц из персонала (около 4500 человек) занятого на полониевом производстве в 1944-1972 гг., получивших дозу внутреннего облучения до 100 бэР, и не обнаружили никакого отличия в уровнях смертности работников этого производства и остального населения.

Высказанное в статье предположение о том, что крупная разгерметизация трубной системы парогенератора (ПГ) может привести к повреждению реактора из-за недопустимого повышения давления, технически не обосновано. Средства защиты оборудования от повышения давления (предохранительные клапаны, разрывные мембраны) хорошо отработаны. Они применяются в РУ любых типов, том числе и в РУ СВБР-75/100.

В статье утверждается, что задача гарантированного исключения вторичных критмасс при плавлении топлива является исключительно сложной, а возможно, и неразрешимой проблемой. Это не соответствует действительности. Меры по предотвращению образования вторичных критмасс в случае постулированного расплавления активной зоны РУ СВБР-75/100 изучались аналитически в ГНЦ РФ-ФЭИ. Результатами выполненных расчётов показано, что, например, размещение поглотителей из карбида бора в полостях первого контура, где может скопиться топливный расплав, делает эти объёмы гарантированно подкритическими. Вместе с тем, в ходе анализа не было найдено реалистических сценариев развития аварий, приводящих к расплавлению активной зоны.

Утверждение о том, что вырабатываемый в парогенераторе (ПГ) пар будет радиоактивным, высказано в статье необоснованно. Как показано расчетами, предусмотренная радиационная защита между активной зоной реактора и парогенератором исключает активацию воды второго контура выше значений, требующих введения каких-либо ограничений в обслуживании оборудования, включая турбину.

В статье правильно говорится о том, что работа БР в открытом топливном цикле приводит к повышенному расходу природного урана (сегодня так работает реактор БН-600). В будущем, при значительном возрастании цены природного урана ядерную энергетику (ЯЭ), в том числе и реакторы СВБР-75/100 при их широком внедрении, предполагается перевести в замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ). В этом случае суммарный расход природного урана в расчёте на 1 ГВт-э за 60 лет (срок службы РУ), как показывают расчёты, для реакторов СВБР-75/100, при использовании плутония и невыгоревшего урана-235 из собственного отработавшего ядерного топлива, будет на 30 % ниже в сравнении с реактором ВВЭР-1000. Далее реакторы СВБР-75/100, работая в замкнутом ЯТЦ на МОКС-топливе в режиме топливного самообеспечения при коэффициенте воспроизводства (КВ) близком к единице, будут потреблять только отвальный (обеднённый) уран.

Коэффициент воспроизводства, равный 1,04, рассчитан по тем же константам и теми же методами, которые используются для реакторов типа БН. Поэтому противопоставлять оценку экспертов, на которую ссылается В.И.Костин, результатам расчёта КВ, значение которого также зависит от изотопного состава плутония, некорректно.

Реакторы СВБР-75/100 не предлагаются в качестве реакторов-размножителей взамен реакторов типа БН, которые могут нарабатывать плутоний с высоким темпом. В будущей многокомпонентной структуре крупномасштабной ЯЭ найдут своё место и реакторы типа БН с КВ>1, и БР с ТЖМТ с КВ~1, и тепловые реакторы с КВ<1. Важно, чтобы системный КВ был несколько выше единицы.

В статье говорится, что полученный опыт использования  РУ с СВТ на атомных подводных лодках (АПЛ) не даёт оснований для того, чтобы рассчитывать на создание надёжных РУ с длительным сроком эксплуатации. Конечно, опыт эксплуатации РУ с СВТ
на АПЛ является недостаточным для широкого развёртывания (коммерциализации) рассматриваемой технологии в гражданской ЯЭ. Но в совокупности с результатами выполненных НИОКР он достаточен для принятия решения о её демонстрации, что оправдано возможностями многоцелевого применения таких РУ и сравнительно небольшими, имеющими одноразовый характер затратами на демонстрацию (около 10 % от затрат на создание энергоблока большой мощности). Особенности данной технологии изложены в статье «Модульные реакторы малой мощности для большой атомной энергетики».

АПЛ проекта 705Известно, что все АПЛ эксплуатируются, в основном, при низких уровнях мощности реактора. Однако это не помешало использовать этот действительно ограниченный опыт эксплуатации корпусных реакторов с водой под давлением на АПЛ для начала развития гражданской ЯЭ с корпусными водоохлаждаемыми реакторами.

Упоминание о том, что три РУ с СВТ на АПЛ были выведены из эксплуатации аварийно как доказательство непригодности данной технологии для гражданской ЯЭ, некорректно. Дело в том, что аварии на этих РУ произошли в начальный период освоения технологии в условиях отсутствия необходимых знаний и опыта. Аварии на этом этапе характерны для любой новой технологии. Не являются исключением и реакторы с водой под давлением для АПЛ, также прошедшие трудный начальный период.

Прекращение эксплуатации серии АПЛ проекта 705 не было связано с техническим состоянием РУ, а обусловлено сложностью обслуживания этих АПЛ в базе, а также с повышенной шумностью АПЛ, что, однако, не связано с конструкцией реакторной установки. Были и субъективные причины принятия такого решения (см., например, книгу Б.В.Григорьева «Корабль, опередивший время. История создания и эксплуатации атомных подводных лодок проекта 705», «Тайфун», Санкт-Петербург, 2003).

Здесь следует отметить, что в своей книге «Творцы ядерного века. Размышления о пережитом» (Москва, ИздАТ, 2004, стр. 55-57.), научный руководитель ОКБМ академик Ф.М.Митенков, знающий опыт эксплуатации РУ с СВТ не понаслышке, дает иную, объективную оценку этого опыта: «Эксплуатация серийных объектов с ЯЭУ на жидкометаллическом теплоносителе Pb-Bi подтвердила проектную эффективность схемных и конструкторских решений по оборудованию и ЯЭУ в целом… Однако успешная в целом эксплуатация серийных подводных лодок выявила такие существенные недостатки, как значительно более сложные условия поддержания подводной лодки в межпоходовый период на базе, по сравнению с ЯЭУ на воде, а также повышенную шумность. Но следует иметь в виду, что пути преодоления отмеченных недостатков достаточно понятны».

В другой книге «Полвека в атомном машиностроении» (КиТиздат, Нижний Новгород, 1997, стр. 148.), выпущенной под общей редакцией Ф.М.Митенкова, приводится следующая оценка Pb-Bi реакторов: «В итоге был накоплен уникальный опыт создания и эксплуатации паропроизводящих установок (ППУ) с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут, который может быть использован и в дальнейшем при создании аналогичных установок нового поколения в интересах народного хозяйства и обороны России».

В статье говорится, что экономичность реакторов с ТЖМТ представляется проблематичной в связи с малой мощностью реактора. Для АЭС модульного типа на базе РУ СВБР-75/100, обладающих развитыми свойствами внутренней самозащищённости и пассивной безопасности, экономический проигрыш масштаба с избытком компенсируется за счёт: 1) отсутствия многих специальных систем безопасности, работающих в режиме ожидания, необходимых для реакторов традиционных типов с целью уменьшения вероятности тяжёлых аварий и снижения тяжести их последствий, но не исключающих причины возникновения таких аварий; 2) высокой серийности производства «стандартных» реакторных модулей; 3) полного заводского изготовления основного элемента РУ – реакторного моноблока, в котором размещено всё оборудование первого контура; 4) сокращения продолжительности инвестиционного цикла.

Предполагаемая экономическая эффективность рассматриваемой технологии подтверждена технико-экономическими расчётами, выполненными институтом «Атомэнергопроект» (г. Москва). На уровне концептуального проекта было установлено, что модульный энергоблок большой мощности с реакторами СВБР-75/100 имеет лучшие экономические показатели в сравнении с показателями энергоблока на базе одного реактора ВВЭР большой единичной мощности. (Результаты этих расчётов опубликованы в журнале Атомная энергия, том 91, выпуск 6, декабрь 2001 г). Вряд ли следует подозревать этот институт в некомпетентности или лоббировании рассматриваемой технологии.

При оценке перспективности рассматриваемой технологии не следует также забывать, что проект РУ СВБР-75/100 является, по существу, разработкой первого поколения, выполненной на основе консервативного подхода, что предопределило высокий потенциал дальнейшего совершенствования проекта (переход на перегретый пар и др.).

Всё, что сказано в статье В.И.Костина о реакторе СВБР-75/100 не является новым для разработчиков. Всё это прозвучало в экспертном заключении ОКБМ на заседании Научно-технического совета №1 Росатома 15.06.2006 г., который рассмотрел результаты работ по РУ СВБР 75/100, проводившихся, в основном, в инициативном порядке за счёт собственных средств предприятий.

НТС не принял во внимание заключение ОКБМ, а согласился, в основном, с заключением «Курчатовского института», а также выводами заключения НТЦ ЯРБ Ростехнадзора, проводившего экспертизу представленных материалов с точки зрения удовлетворения требований безопасности.

В решении НТС, в частности, отмечено, что «ожидаемые потребительские качества реакторных установок СВБР-75/100 и ожидаемый рынок реакторов малой и средней мощности, удовлетворяющих требованиям безопасности, экономики и нераспространения, позволят России, пока еще монопольно владеющей реакторной свинцово-висмутовой технологией, при её развёртывании занять свое место в этом секторе мирового рынка атомных энергоисточников (особенно в развивающихся странах). Это расширит экспортные возможности отрасли, что соответствует целям и задачам новой технологической платформы перспективного развития атомной энергетики».

НТС №1 рекомендовал продолжить разработку проекта опытно-промышленного энергоблока с РУ СВБР-75/100 с привязкой к конкретной площадке. Разработка технического проекта РУ ведётся ОКБ «Гидропресс» под научным руководством ГНЦ РФ-ФЭИ.

Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года» предусмотрено создание головного опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой типа СВБР-75/100.

Понятно, что у разных предприятий, как и разных специалистов одних и тех же предприятий, могут быть совершенно различные мнения по поводу достоинств и недостатков той или иной ядерной технологии. Однако,  если целью полемики является выяснение истины, то дискуссию по научно-техническим вопросам более целесообразно вести в кругу специалистов в режиме диалога, когда есть возможность привести контраргументы.

назад

Материалы из архива

10.2009 Чернобыль и Саяно-Шушенская ГЭС: что ведет к катастрофе

О.М.Ковалевич, доктор технических наук, профессор  Авария на Саяно-Шушенской ГЭС (СШ ГЭС) всколыхнуло воспоминания о Чернобыльской катастрофе, в том числе среди тех, кто был её свидетелем  не со стороны. Много общего, несмотря на возможность извлечь уроки за более чем двадцатилетний разрыв по времени. Толчком к созданию этих заметок послужила статья Б.И.Нигматулина [1] и  дальнейшие публикации в СМИ, где особо впечатлил анализ возможных причин и путей развитий аварии  в [2].

6.2007 Наноядерная электроэнергетика; проект PIFAHOR

Е.А.Филиппов, д.т.н.,профессор, В.Л.Ломидзе, к.ф.-м.н, вед.н.сотр.Атомная энергетика нуждается в коренной реконструкции. Существующая администрация Росатома, ведомственные НИИ и Проектные институты расписались в своей административной и научной немощи, пойдя на дополнительное штатное допущение расплава активной зоны АЭС (такого раннее и не предпологалось) и последующего сбора кориума в контейнмент под корпусом АЭС во время ядерной катастрофы… (Из письма в редакцию)

6.2006 Синдром эмоционального выгорания

С.Г.Кривенков, к.б.н., д. ф. в области философии и психологии личности; Ж.В.Волкова, психолог СПбНЦЭПР Еще в 1970-е годы XX века было введено понятие "синдром эмоционального выгорания". Прежде всего это явление характерно для представителей профессий типа "человек - человек", которые вынужденны постоянно общаться с другими людьми, причем не по собственному выбору. Несколько десятилетий назад Кристиной Маслач была дана "хлесткая" формулировка: "Сгорание - плата за сочувствие".