Результаты исследований помогают еще на этапе проектирования обеспечить обоснование безопасности ядерных реакторов нового поколения.
25.06.2025
Ядерная энергетика играет ключевую роль в обеспечении мировых потребностей в электроэнергии, предоставляя стабильный и низкоуглеродный источник энергии, что особенно важно в условиях глобального изменения климата. По данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), на 2023 год ядерные электростанции обеспечивали около 5% мирового производства электроэнергии.
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире (РФ, США, Франция, Китай и др.). В частности, в России данные энергоблоки используются почти на всех действующих АЭС. Несмотря на высокую безопасность и надежность этих реакторов, требуется постоянное совершенствование систем безопасности и анализ возможных аварийных ситуаций с целью уменьшения вероятности их возникновения. Поэтому расчетно-экспериментальное моделирование различных типов аварий проводится на регулярной основе как для действующих АЭС так и для проектируемых. Результаты такого моделирования помогают найти слабые места в обосновании безопасности реакторов и принять меры к недопущению развития аварийной ситуации, а в случае невозможности предотвращения – максимально возможному смягчению ее последствий.
Наиболее опасными являются ситуации с расплавлением активной зоны ядерного реактора – так называемые тяжелые аварии. Несмотря на то, что они имеют очень низкую вероятность, опыт использования атомной энергетики показал, что полностью исключить их невозможно и требуется всесторонний анализ таких аварий. В связи с тем, что формирующийся расплав имеет очень высокую температуру, радиационно опасен и крайне химически агрессивен, физико-химическое моделирование тяжелых аварий очень непростое дело. В мире существует очень небольшое количество установок, в которых удается обеспечить условия, прототипные тяжелым авариям.
«Используя технологию индукционной плавки в холодном тигле, которая была разработана в ЛЭТИ в 60-х годах XX века, нам удалось создать комплекс экспериментальных установок “Расплав”, который позволяет проводить физико-химическое моделирование тяжелых аварий с расплавлением активной зоны ядерного реактора практически для всех типов реакторных установок. Метод позволил реализовать условия, очень близкие к реальным, как по химическим, так и по теплофизическим особенностям, только на небольшом масштабе экспериментальной ячейки. То есть, если образно говорить, мы делаем тяжелую аварию в стакане и досконально исследуем как ведет себя расплав активной зоны в различных условиях. Объектом наших исследований является так называемый расплав кориума – многокомпонентный состав, который образуется в результате расплавления активной зоны реактора и его взаимодействия с различными конструкционными материалами реакторного пространства».
Реактор ВВЭР представляет собой охлаждаемый сосуд, выполненный из специальной радиационно и коррозионно стойкой стали – корпус реактора. Внутри корпуса реактора размещается активная зона: топливные сборки из циркониевых трубок, заполненных керамикой из диоксида урана, обогащенного по изотопу 235, так называемые тепловыделяющие элементы – твэлы. Через активную зону циркулирует теплоноситель – вода первого замкнутого контура высокого давления, которая является замедлителем нейтронов и обеспечивает передачу тепла контролируемой реакции деления, происходящей в твэлах, воде второго контура. Управление ядерной реакцией деления проводится с помощью специальных стержней управления и защиты, заполненных карбидом бора – эффективным поглотителем нейтронов. Эти стержни извлекаются из активной зоны для инициирования реакции и погружаются в нее в случае необходимости уменьшить мощность или остановить реактор.
Во втором контуре вода, нагретая водой первого контура, превращается в пар, вращающий турбину, генерирующую электричество, которое поступает в энергосистему страны. Затем горячий пар остывает, превращается в воду, которая снова возвращается в цикл.
В случае тяжелой аварии, моделируемой научной группой, происходит разгерметизация первого контура и потеря теплоносителя. В этом случае в отсутствие теплоносителя через какое-то время твэлы начинают перегреваться и плавиться. На случай подобных инцидентов в зависимости от конструкции реактора существуют системы защиты различных конструкций. Так, на отечественных ВВЭР применяются специальные устройства – ловушки расплава, заполненные «жертвенным» материалом, оригинальная технология которого была разработана при участии ученых ЛЭТИ. Ловушка должна локализовать образовавшийся и проплавивший корпус реактора расплав кориума, не позволяя ему выйти за пределы реакторного пространства и попасть в окружающую среду.
Для моделирования тяжелых аварий ученые собрали несколько установок. Роль реактора играл медный тигель, охлаждаемый водой, в котором размещалась смесь веществ, химически прототипная расплавленной активной зоне реактора ВВЭР. В экспериментах использовался диоксид обедненного по изотопу 235 урана, а смесь нагревалась и плавилась при помощи высокочастотной электромагнитной индукции. Формирующийся таким образом расплав нагревался до температуры 2500 градусов Цельсия которая соответствует температуре расплава кориума в аварийном реакторе.
Эксперименты показали, что поведение расплава кориума, представляющего собой систему из двух несмешивающихся друг с другом жидких слоев, оксидного и металлического, гораздо сложнее, чем предполагалось из теоретических соображений и моделей, которые были заложены в обоснование безопасности реакторных установок. Ситуация фокусировки теплового потока в корпус реактора и его прославления для реакторов высокой мощности с выходом расплава кориума за пределы корпуса имеет высокую вероятность. В этом случае водяное охлаждение стенки реактора с внешней стороны чревато крайне опасными последствиями, могущими привести к паро-водородному взрыву и разгерметизации реакторного пространства с катастрофическими последствиями для окружающей среды.
«Конечно, самым лучшим решением было бы удержание и кристаллизация расплава в корпусе аварийного реактора. Однако на основании полученных нами экспериментальных данных, а это более десятка отечественных и международных проектов и несколько сотен экспериментов, мы можем утверждать, что концепция внутрикорпусного удержания расплава охлаждением корпуса при помощи воды, которое предусмотрено некоторыми зарубежными проектами легководных реакторов очень опасна с точки зрения возможных последствий. Поэтому, по-нашему мнению, размещение под мощными реакторами ловушек расплава является мерой, необходимой для обеспечения безопасности таких проектов».
В работах по созданию ловушки расплава и обоснованию безопасности реакторов ВВЭР, наряду с учеными ЛЭТИ и НИТИ, участвовали и внесли весомый вклад в эти работы специалисты большого числа других организаций. Это и предприятия Госкорпорации «Росатом», в первую очередь Санкт-Петербургский Атомэнергопроект и Росэнергоатом, и академические институты – Институт химии силикатов им.И.В.Гребенщикова РАН (сегодня филиал НИЦ «Курчатовский институт» – ПИЯФ - ИХС), ФТИ им. А.Ф. Иоффе, и вузы – СПбГТИ(ТУ), и НИЦ «Курчатовский институт», а также промышленные предприятия, в частности, АО «Боровичский комбинат огнеупоров». Без этих объединенных усилий создание, обоснование и внедрение ловушки расплава было бы невозможным.
Исследование опубликовано в научном журнале «Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок».
Работа ведется в русле научно-исследовательской политики программы развития СПбГЭТУ «ЛЭТИ» «Приоритет 2030».
