К-19. Рождающая мифы - Владимир Ильич Бондарчук

— энергия деления, высвобождающаяся при делении ядерного топлива — нейтронная мощность;

— энергия, выделяемая при радиоактивных превращениях продуктов деления.

При остановке реактора нейтронная мощность спадает до 0. Тепловыделение за счет деления ядер горючего прекращается. Однако в реакторе продолжается тепловыделение за счет радиоактивного распада накопленных продуктов распада и актиноидов: бета- и гамма-распада продуктов деления урана, а также альфа- и бета-распада актиноидов. Такое тепловыделение называется остаточным.

На мощность остаточного тепловыделения никакими внешними воздействиями нельзя оказать влияние. Она зависит только от нейтронной мощности реактора перед его остановкой и накопленных продуктов деления за время предыдущей работы.

При остановке реактора мощность остаточного тепловыделения составляет около 7 % от мощности реактора, на которой он работал до остановки. Через 10 секунд она будет уже 5 %, через 1 ч — 1,4 %. В принципе это относительно небольшие числа, но для мощных энергетических реакторов это огромные абсолютные величины.

В связи с такой особенностью после остановки реактора требуется расхолаживание его активной зоны. Для этого на АЭС предусмотрены специальные системы расхолаживания. На подводных лодках расхолаживание производится с помощью того же оборудования, которое участвует в рабочем процессе. При его нормальном состоянии процесс расхолаживания не доставляет больших хлопот персоналу. Большие проблемы возникают в случае выхода из строя циркуляционных насосов 1-го контура или разгерметизации 1-го контура, что приводит к развитию ядерной теплотехнической аварии.

В чем ее суть?

Самая хрупкая деталь ядерного реактора — тепловыделяющий элемент (твэл). Твэл — основная конструкционная деталь реакторов, в значительной степени определяющая их надежность, размеры и стоимость.

Состоит твэл из топливного сердечника, оболочки и герметизирующих пробок. Топливный сердечник представляет собой активный объем твэла, в котором находится ядерное топливо. Оболочка твэла предназначена для предотвращения непосредственного контакта теплоносителя и топлива в целях исключения выхода радиоактивных продуктов деления топлива в теплоноситель, а также коррозии и эрозии топливного сердечника.

Оболочки твэл — наиболее ответственные конструкционные детали активных зон, работающих в самих тяжелых условиях. Для уменьшения поглощения нейтронов оболочки делают как можно тоньше, по условиям прочности обычно 0,3…0,8 мм. Материал для оболочек в реакторах на тепловых нейтронах должен обладать малым сечением поглощения тепловых нейтронов, что необходимо для уменьшения их потерь. В энергетических водоводяных ректорах на тепловых нейтронах для оболочек твэл используют цирконий и его сплавы, обладающие малым сечением поглощения нейтронов. Однако цирконий обладает относительно низкими прочностными показателями при температуре 360.. 400 °C.

Для оболочек твэлов применяются и нержавеющие хромоникелиевые аустенитные стали. По сравнению с цирконием у них большое сечение поглощения нейтронов, что требует более высокого обогащения топлива. Применяются такие оболочки для транспортных реакторов, в которых в качестве топлива применяется уран-235, обогащенный до 20 %, и экономическая составляющая не играет значимой роли, особенно для атомных подводных лодок.

Крупным недостатком оболочек из нержавеющей стали является их склонность к коррозионному растрескиванию, возникающему при наличии в металле растягивающих напряжений, а в охлаждающей воде хлоридов и кислорода.

В связи с тем, что твэлы представляют собой тела с внутренним источником тепла и работают при высоких температурах и больших удельных тепловыделениях, наибольшая опасность для них возникает при внезапном прекращении охлаждения.

На стыке между оболочкой и ядерным топливом имеется тепловой контакт, поэтому температура наружной поверхности топлива и внутренней поверхности оболочки совпадает по величине. Наружная поверхность оболочки омывается теплоносителем. Вот на этой тоненькой стенке и происходит таинство передачи тепла от ядерного горючего к теплоносителю.

Максимальная температура оболочки твэл водо-водяного реактора не должна более чем на 15…25 °C превышать температуру насыщения при принятом давлении теплоносителя с тем, чтобы исключить развитое местное кипение. У реакторов с водой под давлением теплоноситель недогрет по кипению, однако, в пристенном слое может возникнуть кипение, если температура оболочки твэла превысит температуру насыщения при данном давлении. При некоторых критических нагрузках возникает пленочное кипение на поверхности оболочки твэла, что сопровождается резким ухудшением теплоотдачи, вызывающим перегрев и разрушение их оболочки.

Потеря герметичности твэл ведет к выходу газообразных продуктов деления в теплоноситель. Попавший теплоноситель внутрь оболочки вызывает коррозию топлива и вымывание его, что существенно повышает радиоактивность теплоносителя в контуре.

В развитии теплотехнической аварии существуют два порога предельно допустимых температур. Первый порог — предельно допустимая температура для оболочки твэла. Второй порог — температура плавления топлива.

Само собой разумеется, что главнейшей задачей по предотвращению развития теплотехнической аварии является недопущение повышения температуры выше предельно допустимой для оболочки твэла, чтобы не допустить ее разрушения.

На атомных электростанциях и на атомных подводных лодках по-разному определяется стратегия борьбы с аварией.

В энергетических реакторах большой мощности, установленных на АЭС, при аварийной остановке остаточное тепловыделение представляет собой огромные величины. Поэтому весьма важно в начальный момент аварии дать аварийное охлаждение для снижения выбега температуры теплоносителя.

Для этого на АЭС имеется система аварийного охлаждения активной зоны. Состоит она из трех подсистем:

1) системы пассивного впрыска гидроаккумуляторами, которая предназначается для первоначального залива активной зоны в случае большой течи 1-го контура. Состоит из гидроемкостей с водой под давлением;

2) системы активного впрыска с насосами высокого давления. Предназначается для восполнения потерь теплоносителя и отвода тепла при относительно малой величине разгерметизации 1-го контура;

3) системы активного впрыска с насосами низкого давления. Предназначается для заполнения реактора и охлаждения активной зоны при больших течах после использования гидроаккумуляторов.

На атомных подводных лодках такой роскоши не могли себе позволить разработчики реакторной установки. Не потому, что не хотели или не предусмотрели. Для размещения дополнительного оборудования значительных объемов на подводной лодке просто не найти места. Поэтому на лодках весьма скромный набор средств по борьбе с теплотехническими авариями.

На первых реакторах лодок первого поколения была только система подпитки, которая могла выполнить роль системы активного впрыска насосом высокого давления. Основная ее роль — восполнять потери теплоносителя при относительно малой течи 1-го контура. Потом была внедрена система аварийной проливки от подпиточного насоса через систему воздухоудаления в крышке реактора. По производительности она равнозначна системе подпитки и могла применяться для проливки реактора в случае разрыва трубопровода 1-го контура, когда система подпитки будет неэффективной. Первый опыт эксплуатации реакторных установок подсказал, что необходимо иметь систему ремонтного расхолаживания, состоящую из оборудования, не входящего в систему реакторной установки. Система ремонтного расхолаживания предназначалась для расхолаживания реактора при проведении срочных ремонтных работ, связанных с выходом из строя оборудования 1-го контура. В определенных условиях через систему ремонтного расхолаживания можно было организовать проливку реактора от 2-го контура.

При разгерметизации 1-го контура и невозможности организовать циркуляцию теплоносителя циркуляционными насосами 1-го контура, единственным способом охлаждения активной зоны становится проливка реактора от подпиточного насоса или от питательного насоса 2-го контура.

Успех