Владимир Сливяк - От Хиросимы до Фукусимы
Поколение 4 – находятся в стадии разработки, их планируется использовать только через 20–30 лет.
Поколение 1
Первые реакторы советского производства ВВЭР 440–230 относятся к поколению 1. В этих энергоблоках вода используется для охлаждения, конструкция аналогична западному реактору типа PWR (наиболее распространенный тип в мире). В конструкции ВВЭР 440–230 содержатся серьезные проектные недостатки, вследствие чего страны, входящие в Евросоюз, а также страны-члены «большой восьмерки» считают, что такие энергоблоки не соответствуют современным стандартам безопасности.
Реакторы этого типа, функционирующие в Центральной Европе, в большинстве своем выведены или вскоре будут выведены из эксплуатации, хотя в России срок вывода откладывается. Отсутствие дополнительной системы предупреждения аварий атомных реакторов и системы аварийного охлаждения активной зоны реактора вызывают особое беспокойство[36].
Еще один пример реактора первого поколения, до сих пор находящегося в эксплуатации в Великобритании, являет Magnox – графитовый реактор с воздушным охлаждением. В некоторых реакторах этого типа металлические элементы состарились, подверглись коррозии и охрупчиванию. Авария на Magnox может привести к полной потере теплоносителя в первом контуре реактора и выходу большого количества радиации в окружающую среду. По этой причине ряд таких реакторов был остановлен еще до истечения 40-летнего срока эксплуатации, а в 2010 году этот срок истек у всех Magnox, и скоро они будут демонтированы.
Данные реакторы не оборудованы дополнительной системой, позволяющей защитить активную зону реактора от внешнего воздействия и предотвратить выход радиации. Существует большая вероятность крупных утечек радиации из реакторов даже после того, как их начали выводить из эксплуатации.
Поколение 2
Наиболее распространенными являются реакторы с водой под давлением (PWR), которых в мире насчитывается свыше двухсот. Первоначально конструкция реакторов PWR была разработана для военных подводных лодок. Вода в первом контуре имеет более высокую температуру и уровень давления, чем в реакторах других типов. Эти факторы могут ускорять коррозию различных деталей; в частности, на таких реакторах часто заменяют парогенераторы. Данный тип реакторов работает на низкообогащенном уране.
Также в настоящее время накоплен большой объем информации об образовании трещин в стальной крышке корпуса реактора. Проведенные в разных странах исследования выявили схожие проблемы в реакторах во Франции, Швеции, Швейцарии и США. Наиболее серьезный случай был выявлен на АЭС «Дэвис Бесс» в штате Огайо, США. В этом случае процесс образования трещин беспрепятственно продолжался на протяжении десяти лет. Несмотря на регулярные проверки, его не могли обнаружить в течение длительного времени, а когда обнаружили, трещина уходила в глубину 160-миллиметрового слоя стали на 155 мм. В случае, если бы коррозия разъела сталь полностью, последствия могли быть самыми плачевными. Из всех типов реакторов PWR имеет наибольшее число лет эксплуатации в рабочем режиме.
Схожей конструкцией с PWR обладает российский реактор ВВЭР. В настоящее время работает свыше 50 таких реакторов, в том числе в Восточной Европе, России. Старейший, ВВЭР 440–230, был упомянут выше при описании поколения I.
Второе поколение ВВЭР (тип 440–213) было представлено как обладающее более эффективной аварийной системой охлаждения активной зоны реактора. Однако и у них есть существенные недостатки, в том числе не решена проблема защиты активной зоны от внешних воздействий.
Третья модификация ВВЭР (тип 1000-320) была существенно изменена, у нее более высокая мощность (до 1000 Мвт). Несмотря на это, ВВЭР-1000 не стали настолько же безопасными, как современные PWR. В Германии, задолго до аварии на АЭС «Фукусима-Дайчи», ВВЭР всех поколений были закрыты, а строительство новых остановлено. Причинами этого послужили как экономические факторы, так и проблемы безопасности.
Наиболее печально известным реактором в мире является РБМК, относящийся к поколению 2. Это графитовый ядерный реактор с кипящей водой. Также РБМК называют канальным реактором. Данный тип реактора эксплуатировался на Чернобыльской АЭС (Украина), которая стала местом наиболее страшной ядерной катастрофы в истории человечества. Данный реактор имеет большое количество конструктивных недостатков, и не все из них специалисты смогли устранить после Чернобыльской катастрофы.
По сравнению с другими типами реакторов в активной зоне РБМК содержится большее количество циркония (приблизительно на 50 % больше, чем в обычных реакторах с кипящей водой в качестве теплоносителя) и графита (около 1700 т). Горение графита может серьезно обострить аварийную ситуацию, так как при высоких температурах графит вступает в реакцию с водой, вырабатывая взрывоопасный водород.
К конструктивным недостаткам РБМК можно отнести:
– положительный коэффициент реактивности и эффект обезвоживания активной зоны;
– недостаточное быстродействие аварийной защиты в условиях допустимого снижения реактивности;
Реактор ВВЭР-1000 верхний блок, 2 – привод системы управления и защиты, 3 – теплоизоляция реактора, 4 – крышка реактора, 5 – шпилька, 6 – уплотнение, 7 – активная зона, 8 – регулирующие стержни, g – ТВЭЛы, 10– корпус
– недостаточное число автоматических технических средств, способных привести реакторную установку в безопасное состояние при нарушениях требований эксплуатационного регламента;
– незащищенность техническими средствами устройств ввода и вывода из работы части аварийных защит реактора;
– отсутствие защитной оболочки.
Несмотря на то, что за последние 15 лет многие работающие реакторы типа РБМК были модернизированы, эксперты по-прежнему сомневаются в том, что авария с разрушением активной зоны на модернизированных блоках невозможна.
Основные конструктивные недостатки данных реакторов заставили международное сообщество добиваться их закрытия в связи с тем, что РБМК невозможно путем модернизации довести до современных стандартов безопасности. Закрытие данного типа реакторов уже произошло в Литве и на Украине, но, несмотря на это, в России сроки службы таких энергоблоков продлеваются.
Второй наиболее распространенный тип реакторов (после PWR) – реактор с кипящей водой (BWR). Сейчас в мире эксплуатируется около 90 таких блоков. Здесь предпринята попытка упростить конструкцию и добиться повышения тепловой эффективности, однако реактор не стал от этого более безопасным. Получился еще более опасный PWR, с большим количеством новых проблем.
Существенные проблемы, связанные с коррозией, были замечены во многих реакторах BWR. В начале 1990-х годов многочисленные трещины были обнаружены на АЭС в Германии, в трубопроводах, в материалах, которые считались устойчивыми к образованию трещин при соответствующей нагрузке.
В 2001 году в реакторах BWR была обнаружена еще одна проблема: на АЭС «Хамаока-1» (Япония) и АЭС «Брунсбюттель» (Германия) произошел разрыв труб. В обоих случаях причиной явился взрыв, который был спровоцирован гидролизом кислорода и водорода, произошедшим в теплоносителе реактора. Если бы такой взрыв повредил основные узлы реактора, невозможно было бы избежать катастрофического выброса радиоактивных веществ (сравнимого по масштабам с аварией на Чернобыльской АЭС или на АЭС «Фукусима-Дайчи»).
Еще одной из наиболее распространенных в настоящее время конструкций является реактор на тяжелой воде под давлением (PHWR). В настоящее время насчитывается около сорока реакторов данного типа в семи странах мира. Наиболее ярким представителем является канадский реактор CANDU, топливом для которого служит природный уран, а охлаждение производится за счет тяжелой воды. Защитная оболочка реактора окружена 390 отдельными трубками. Одним из недостатков является то, что в активной зоне присутствует слишком много урана, что приводит к ее нестабильности. Трубы под давлением, содержащие в себе урановые трубки, подвергаются нейтронной бомбардировке. Как показал канадский опыт, уже после 20-летней эксплуатации необходимо производить дорогостоящие ремонтные работы.
Ряд подобных недостатков спровоцировал огромные экономические потери и обнажил проблемы в области безопасности CANDU.
Принцип работы реактора BWR
В июне 1990 года шесть реакторов CANDU входили в мировую десятку по продолжительности срока эксплуатации, причем четыре реактора из этой шестерки принадлежат канадской компании «Онтарио Гидро». В конце 90-х годов XX века эксплуатация девяти реакторов CANDU была либо приостановлена, либо заморожена. Однако в настоящее время несколько реакторов начали вновь функционировать. Усовершенствованный газовый реактор (AGR) работает исключительно на территории Великобритании, являясь усовершенствованной версией реакторов Magnox. Однако и здесь сохранились такие проблемы, как отсутствие некоторых систем безопасности, а также старение и охрупчивание металла.
