Корпусной кипящий реактор (BWR). Физико-технические вопросы реакторов BWR (реакторов АЭС ФУКУСИМА)". Махин Валентин Михайлович НИЯУ МИФИ – апрель, 2011. - презентация

1 Корпусной кипящий реактор (BWR). Физико-технические вопросы реакторов BWR (реакторов АЭС ФУКУСИМА)". Махин Валентин Михайлович НИЯУ МИФИ – апрель, 2011

2 «Реакторы с водяным замедлителем соединяют высокий коэффициент воспроизводства ядерного горючего с простотой и компактностью конструкции. По нашему мнению, они являются перспективными для большой атомной энергетики ближайшего будущего» (из доклада И.В. Курчатова в Харуэлле, Англия в апреле 1956г.)

3 Содержание Введение: два направления КР и основные выводы из опыта создания водоохлаждаемых реакторов. Эволюция конструкций BWR.Место реакторов АЭС Фукусима в цепочке BWR. Некоторые нейтронно-физические характеристики. Особенности конструкций BWR (Фукусима). Этап развития до АBWR. Отказы оборудования и инциденты Авария на АЭС Фукусима Выводы

4 Создание водоохлаждаемых энергетических реакторов в СССР началось с Постановления СМ СССР от 15 марта 1956г., которым предусматривалось развитие двух направлений: ВВЭР (ИАЭ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС, АЭП» и ВК (ИАЭ, ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и ВНИПИЭТ). Реакторы ВВЭР имеют свою успешную эволюционную историю развития. Кипящее корпусное направление в СССР представлено одним реактором ВК-50 (НИИАР, Димитровград), который введен в энергосистему в декабре 1965г. В настоящее время проводятся работы по продлению установленного срока эксплуатации до 60 лет). Имеются проекты: ВК- 300 (НИКИЭТ), ВК-12 Т(ОКБ «ГИДРОПРЕСС»).

5 Опыт создания реакторов Еще в 1953 г. глава разработок реакторов для подводных лодок, а в последствии и реакторов PWR адмирал Х.Риковер писал: «Теоретический реактор…почти всегда имеет следующие основные характеристики: он прост, он мал, он дешев, он легок, его можно построить очень быстро, спектр его использования очень широк, объем разработок, связанных с его созданием, очень мал, в нем используются «готовые элементы», реактор находится в стадии исследования, его строительство еще не начато... Вместе с тем практическую реальную установку можно характеризовать следующим образом: установка строится, строительство отстает от графика, установка требует огромного объема разработок по явно незначительным вопросам (в частности, решения проблемы, связанной с коррозией), стоимость установки чрезвычайно велика, строительство идет медленными темпами по техническим причинам, установка велика, установка сложна…. Создатель теоретического реактора … имеет возможность упиваться блестящими идеями, практические недостатки которых можно отнести к категории «всего лишь технических деталей». Создатель же практического реактора должен жить с этими техническими деталями. Неподатливые и мудреные, они требуют своего решения, их нельзя отложить до завтра, а это требует рабочей силы, времени и денег.» / Бюллетень МАГАТЭ, 1978 г. Т.20. 6, стр.63. Вывод – важен опыт создания и эксплуатации конкретного типа реакторов!

6 Одно из основных требований к ядерной энергетике (ЯЭ) - требование социальной приемлемости, т.е. ЯЭ должны быть безопасной и экономичной. Эти условия противоречивы… Выполнение этого требования (социальной приемлемости) связано с рациональным решением различных задач: экономических, экологических, физических, инженерных... Особенностью решения большинства задач является их «связанность». Особенность BWR- одновременно происходят взаимосвязанные нейтронно- физические, теплогидравлические, термомеханические, термохимические (коррозия, радиолиз) процессы.

7

8 Принципиальные особенности BWR, важные для безопасности Удельное энерговыделение в активной зоне корпусных реакторов: в BWR равно кВт/л; в ВВЭР кВт/л, в РWR и ВВЭР-1000 – 95 и кВт/л, в АСТ-500 и ВК кВт/л, в ВК-50 до 52 кВт/л в БН-реакторов, например, БН-350, БН-600 и БН-800, а также «Феникс», «СУПЕРФЕНИКС» (максимальные значения) кВт/л. Реакторы BWR характеризуются значительным объемом корпуса: - диаметр до 7 м; - высота до 28 м. Для примера аналогичные размеры ВВЭР-1000 – 4,5 м и 10,9 м. Радиолиз, повышенная коррозия материалов. Перенос радионуклидов из реактора в турбину. Единая особенность РУ АЭС– остаточное тепловыделение (через 5 часов –1%; через сутки – 0,5%; через 60 суток –0,1%. Nт=1500 МВт, через 5 часов –15 МВт, через сутки – 7.5 МВт, через 0,5 года 11, 1 кВт на ТВС ВВЭР-1000). Как следствие, необходимость охлаждения бассейнов выдержки ОЯТ.

9

10 ЭВОЛЮЦИЯ BWR

11 Реакторы Фукусима в «цепочке» BWR Фукусима 1 : BWR/3 (1-й блок); BWR/4 (4 блока); BWR/5 (6-й блок). Фукусима 2: BWR/5 (4 блока)

12 Конструкция.Эволюция BWR Эволюция конструкции реакторов в г.: - BWR/1 –Dresden-1, первый коммерческий реактор с сепарацией пара внутри корпуса; - BWR/2– Oyster Greek, полностью прямой цикл (исключение второго контура); - BWR/3–Dresden-2, впервые применены струйные насосы, улучшенная САОЗ с разбрызгиванием и заливом, реактор АЭС Фукусима 1; - BWR/4 – Broyn Ferry, увеличенное на 20% энерговыделение в активной зоне; - BWR/5 – Zimmer, улучшенная САОЗ, реактор АЭС Фукусима 2; - BWR/6 – серия с улучшенными характеристиками струйных насосов и сепараторов, САОЗ, максимальная линейная нагрузка до 44 кВт/м, компактный блочный щит управления.

13 ЭВОЛЮЦИЯ КОНТАЙНМЕНТОВ BWR

14 BWR/6 Основные характеристики BWR/6 Номинальная тепловая мощность – 3579 МВт Электрическая мощность (в сеть) – 1252 МВт КПД, нетто – 33,6% (35%) Расход пара (G1)– 1940 кг/с; давление– 7 МПа Ср. уд. энерговыделение в акт. зоне – 56 кВт/л Расход через акт.зону (G2) кг/с Коэффициент рециркуляции G1/ G2=6,8 Т емпература питательной воды о С Температура на входе/выходе А.З / 288 о С Масс.паросодержание(на выходе из активной зоны)–9-15% Число рециркуляционных петель (материал – углерод. сталь) – 2 Число струйных насосов – 20; число паропроводов – 4

15 ЭВОЛЮЦИЯ BWR.Топливоиспользование

16 Основные характеристики активных зон

17

18 Физика, теплогидравлика

19 Водно-топливное отношение, ВТО 2,4 2,5 2,7

20 Физика

21 Взаимосвязь явлений в BWR

22 Пример ВК-50 (обогащение 2,4 %)

23 Пример ВК-50 ( твэлов)

24 Вероятность тяжелого повреждения активной зоны General Electric has recalculated maximum core damage frequencies per year per plant for its nuclear power plant designs: BWR/ x (a typical plant) BWR/ x (a typical plant) ABWR -- 2 x (now operating in Japan)ABWR ESBWR -- 3 x (submitted for Final Design Approval by NRC)ESBWR

25 1.Вопросы устойчивости режимов эксплуатации. 2. Проблемные вопросы BWR: коррозия (равномерная и нодулярная), радиолиз, миграция продуктов коррозии (влияние Рн теплоносителя). 3. Некоторые отказы и инциденты: В начале 1990-х годов многочисленные трещины в трубопроводах (Германия). В 2001г. На АЭС Хамаока-1 (Япония) и АЭС Брунсбютель (Германия) разрыв труб в результате взрыва радиолитического кислорода и водорода (гидролиз).

26 3. Некоторые отказы, проблемы и инциденты : TEРCO (Япония) признала, что фальсифицировала данные (200 случаев подлогов в технической информации на 3 АЭС с 1977 по 2002г., из книги Кузнецов В.М. «Российская и мировая атомная энергетика»). В 2002г. отставка президента TEРCO из-за скандала с сокрытием информации. Остановка на 12 лет «Monju» (БН-реактор, 280 МВт). Крупная утечка натрия. 2006г. Пересмотр норм сейсмостойкости (с 6 баллов на 6,8-6,9 б. по шкале Рихтера).

27 Наиболее значительные события, потенциально ведущие к аварии За 11 лет эксплуатации BWR (PWR) ранее 1984г. события, потенциально ведущие к аварии (30% - ошибки персонала ): Потеря внешнего электроснабжения – 5 (12); Отказ системы электропитания, связанной с безопасностью –1 (5); Потеря питательной воды – 4 (6); Отказ системы инжектирования теплоносителя высокого давления –1; Аварии с потерей теплоносителя с малым разрывом –2; Отказ автоматической системы снижения давления-3; Пожар кабелей КИП – 1; Закупорка фильтров технологической воды – 1.

28 Технологические системы

29 BWR с рециркуляционными насосами

30

31 BWR. Основные системы 1- спринклерная подсистема защитной оболочки, 2- защитная оболочка, 3- разбрызгиватели, 4- разгрузочные клапаны, 5- система байпасирования турбины, 6-турбина, 7-генератор, 8- рециркуляционные насосы, 9-приводы СУЗ, 10- питательные насосы, 11- конденсатные насосы, 12-основной конденсатор, 13-охлаждающая вода промконтура, 14-подсистема аварийного охлаждения низкого давления, 15-корпус реактора, 16-подсистема охлаждения бассейна, 17- бассейн, 18-разгрузочный клапан, 19-подсистема нормального расхолаживания, 20-насосы отвода остаточного тепловыделения, 21-система отвода остаточного тепловыделения, 22-подсистема конденсации пара, 23- система автономного охлаждения активной зоны, 24 – бак запаса конденсата, 25-теплообменник, 26, 27- насосы, 28-система промконтура (техническая вода), 29- конечный поглотитель тепла

32 Схема BWR с рециркуляционными насосами

33

34 Система автономного охлаждения активной зоны 1- защитная оболочка (ЗО), 2- корпус реактора, 3- разгрузочно- предохранительные клапаны, 4-главный паропровод, 5- питательная вода, 6-насос с турбоприводом (применяется пар из реактора), 7- конденсат из бака запаса конденсата или теплообменника отвода остаточного тепловыделения. В н/у температура воды в бассейне не более 77 град. С

35

36 На 1984г. не было ни одного случая срабатывания системы аварийного ввода жидкого поглотителя

37

38

39 Защитная оболочка

40 Бассейн хранения топлива

41 Перспективные установки: ABWR, ESBWR

42 Реактор ABWR

43 Ядерная энергетика в Японии Япония (55 реакторов) занимает 3 место в мире после США (104 реактора) и Франции (59 реакторов). На АЭС 29% электроэнергии от суммарного количества.Средний возраст –24 года. Суммарная мощность – МВт (в перспективе до МВт в 2030г.). Типы реакторов: PWR- 23, BWR АBWR Средний КИУМ: 2003г.-60%, 2004г.-70%; 2005г. – 71%; 2006г. –69%. (1% КИУМ – 2 млрд. иен). Особенность – долгое согласование и быстрое строительство! Применяется диоксидное урановое и МОХ-топливо. В 1998г. выведен из эксплуатации первый реактор (32 года), в 2003г. – второй.

44 Реакторы BWR, эксплуатируемые в Японии (АЭС Фукусима) По состоянию на февраль 2011 года шесть энергоблоков, мощностью 4,7 ГВт, сделали Фукусиму-1 одной из 25 крупнейших атомных электростанций в мире. Фукусима-1 это первая АЭС, построенная и эксплуатируемая Токийской энергетической компанией (TEPCO).ГВтТокийской энергетической компанией Расположенная в 11,5 км южнее АЭС Фукусима-2 также эксплуатируется компанией TEPCO.АЭС Фукусима-2

45

46

47

48

49 Шкала INES Уровень 7. Крупная авария Сильный выброс: тяжёлые последствия для здоровья населения и для окружающей средыАвария на Чернобыльской АЭС, СССР, 1986 годАвария на Чернобыльской АЭССССР1986 год Уровень 6. Серьёзная авария Значительный выброс: требуется полномасштабное применение плановых мероприятий по восстановлениюАвария на ПО «Маяк», СССР, 1957г.Авария на ПО «Маяк»1957г. Уровень 5. Авария с риском для окружающей среды. Ограниченный выброс: требуется частичное применение плановых мероприятий по восстановлениюТяжёлое повреждение активной зоны и физических барьеров Авария на АЭС Три-Майл-Айленд, США, 1979 годАвария на АЭС Три-Майл-АйлендСША1979 год Уровень 4. Авария без значительного риска для окружающей средыМинимальный выброс: облучение населения в пределах допустимого. Серьёзное повреждение активной зоны и физических барьеров; облучение персонала с летальным исходом.Авария на ядерном объекте Tokaimura (en:Tokaimura nuclear accident), Япония, 1999en:Tokaimura nuclear accidentЯпония1999 Уровень 3. Серьёзный инцидент. Пренебрежительно малый выброс: облучение населения ниже допустимого предела. Серьёзное распространение радиоактивности; облучение персонала с серьёзными последствиямиАварию удалось предотвратить, но для этого пришлось задействовать все исправные системы безопасности. Также: потеря, похищение или доставка не по адресу высокоактивного источника. Пожар на АЭС Ванделлос (en:Vandellòs Nuclear Power Plant), Испания, 1989 годen:Vandellòs Nuclear Power PlantИспания1989 год Уровень 2. Инцидент. Значительное распространение радиоактивности; облучение персонала за пределами допустимогоИнцидент с серьёзными отказами в средствах обеспечения безопасности. Многочисленные события Уровень 1. Аномальная ситуация. Аномальная ситуация, выходящая за пределы допустимого при эксплуатации. Многочисленные события. Уровень 0. Событие с отклонением ниже шкалы. Отсутствует значимость с точки зрения безопасности

50

51 После разрушительного землетрясения 11 марта и последовавшего за ним цунами на АЭС "Фукусима-1" была зафиксирована серия аварий, вызванных выходом из строя системы охлаждения. Было выявлено несколько утечек радиации, что заставило власти эвакуировать людей из 20-километровой зоны вокруг станции. Позднее стала появляться информация об обнаружении в ряде районов Японии радиоактивных элементов, в частности, изотопов йода и цезия, в воздухе, морской и питьевой воде, продуктах. До 12 апреля, когда японское агентство по ядерной и промышленной безопасности объявило о присвоении седьмого уровня опасности аварии на "Фукусиме-1", на аварийной АЭС был установлен пятый уровень опасности. Максимальный уровень ядерной опасности устанавливался лишь однажды - во время аварии на Чернобыльской АЭС. По оценкам INES, максимальный, седьмой, уровень характеризуется выходом в окружающую среду радиоактивных материалов, превышающим десятки тысяч терабеккерелей (Тбк) йода-131 в час. На атомной электростанции «Фукусима-1» три работающих энергоблока были остановлены действием аварийной защиты, все аварийные системы сработали в штатном режиме. Однако спустя час было прервано электроснабжение (в том числе от резервных дизель-генераторов), предположительно из-за последовавшего за землетрясением цунами. Электроснабжение необходимо для охлаждения остановленных реакторов, которые активно выделяют тепло в течение существенного времени после остановки. Сразу после потери резервных дизель-генераторов владелец станции компания TEPCO заявила правительству Японии об аварийной ситуации. По состоянию на 18 апреля 2011 года ликвидация последствий аварии продолжается.дизель-генераторовцунамиTEPCO

52

53 Испытания в реакторе МИР.М1 при «аварийных параметрах»

54

55 МТ-2

56 Заключение 1.Реакторы BWR – второе направление развития водоохлаждаемых реакторов.Имеет свою эволюцию развития, значительный опыт проектирования, создания и эксплуатации этих реакторов, преимущества и особенности. 2.Специфика реакторов различных типов – необходимость отвода остаточного тепла активной зоны. 3.При отказе системы охлаждения – перегрев активной зоны с крайне нежелательными последствиями (возможен выход радионуклидов за пределы защитной оболочки). 4.В условиях недостаточности информации по РУ Фукусима-1 о причинах и последствиях аварии после землетрясения и цунами следует ограничиться предварительными выводами (по шкале INES от 5 до 7 уровня!). 5.Вероятно, из-за одновременного выхода из строя нескольких РУ надо рассматривать как системную ошибку – отказ систем отвода тепла с остановленного реактора при наложении двух связанных внешних событий: землетрясения и цунами. 6.Необходимо, как было в случае аварии на ЧАЭС (блок 4), дождаться официального отчета в МАГАТЭ по данной аварии. Из-за недостаточности информации последствия аварии воспринимаются с различных, в т.ч. и противоположных позиций.

57 Благодарю за внимание!