Top.Mail.Ru

При участии ученых ЛЭТИ разработан комплекс экспериментальных установок для физико-химического моделирования тяжелых аварий на АЭС

При участии ученых ЛЭТИ разработан комплекс экспериментальных установок для физико-химического моделирования тяжелых аварий на АЭС

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». 

Доцент кафедры физической химии СПбГЭТУ «ЛЭТИ», начальник отдела исследований тяжелых аварий ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова», к.х.н. Вячеслав Исхакович Альмяшев

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». 

Доцент кафедры физической химии СПбГЭТУ «ЛЭТИ», начальник отдела исследований тяжелых аварий ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова», к.х.н. Вячеслав Исхакович Альмяшев

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».