Пагуошское движение ученых
Нобелевская Премия Мира
Российский Пагуошский Комитет
Русский English
Пагуошское движение ученых

Поиск

Положение и структура Состав История Новости Календарь мероприятий Проекты
Региональное сотрудничество Молодёжное отделение БЛОГ Комитета на сайте РСМД Публикации и мультимедиа Карта сайта Контакты
Разоружение, верификация и международная безопасность
Региональная и экологическая безопасность, невоенные угрозы
Социальная ответственность учёных и научное сотрудничество
Ротблатовские научные чтения
50-летие Манифеста Рассела - Эйнштейна (2005)
50-летие Пагуошского движения ученых (2007)
100-летие сэра Джозефа Ротблата (1908-2005)
55-летие Манифеста Рассела - Эйнштейна (2010)
Межрегиональный Пагуошский симпозиум в Грозном (2010)
80-летие председателя Комитета академика Ю.А. Рыжова (2010 г.)
25-летие аварии на Чернобыльской АЭС (2011)
55 лет Пагуошскому движению учёных, 1957-2012
100-летие академика М.Д.Миллионщикова, 1913-2013
РЕФОРМА РОССИЙСКОЙ АКАДЕМИИ НАУК, 2013 год
60-я Пагуошская конференция, Стамбул, Турция, 2013 год
60-летие Манифеста Рассела - Эйнштейна (2015)
61-я Пагуошская конференция, Нагасаки, Япония, 2015 год
60 лет Пагуошскому движению и Пагуошскому комитету РАН, 2017
62-я Пагуошская конференция, Астана, Казахстан, 2017 год
Пагуошские мероприятия, состоявшиеся в 2018 году
Пагуошские мероприятия, состоявшиеся в 2019 году
Пагуошские мероприятия, состоявшиеся в 2020 году
63-я Пагуошская конференция, Доха, Катар, 6-10 марта 2022 г.

Российская академия наук

Президиум РАН

 
63-я Пагуошская конференция учёных

Михаил Дмитриевич
МИЛЛИОНЩИКОВ
(1913 - 1973), президент
Пагуошского движения ученых, председатель
Советского Пагуошского комитета




Безопасность ядерной реакторной установки с топливом-теплоносителем в виде расплавов солей фторидов (Жидко солевой реактор - ЖСР) - М.Б. Игнатьев, Н.Н. Комаров, Р.М. Яковлев (2008 г.)

Безопасность ядерной реакторной установки с топливом-теплоносителем в виде расплавов солей фторидов (Жидко солевой реактор - ЖСР)

М.Б. Игнатьев*, Н.Н. Комаров**, Р.М. Яковлев**

*Санкт-Петербургский государственный университет аэрокосмического приборостроения, **ФГУП НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина»

Концепция рассмотрения проблемы безопасности ЖСР должна строится на рассмотрении характеристик безопасности всех аспектов связанных с принципом действия, конструкцией, эксплуатацией и жизненным циклом ЖСР. Особенно важным является обеспечение безопасности ЖСР в условиях природных или техногенных катастров и при нарастании угрозы терроризма. Причем угроза террорестического акта превосходит по своей опасности все перечисленные факторы по причине преднамеренности и квалифицированности повреждающего воздействия.

1. Принцип действия ЖСР определяет показатели естественной безопасности в которые входят

• Постоянное удаление и абсорбирование в надежных картриджах всех газов, летучих продуктов распада и значительной части нерастворимых во фторидах металлов (от цинка до платины).

• Отрицательная реактивность рабочей зоны при повышении температуры

• Отсутствие высокого давления в рабочей зоне и во вторичном контуре • Остекловывание расплава солей фторидов при разрушении рабочей зоны и растекании ее содержимого.

• Невозможность использования продуктов жизнидеятельности реактора для создания оружия массового поражения

2. Конструктивные решения.

Конструктивно установка выполнена моноблочной, в которой первый и промежуточный контуры и теплообменник парогенератора расположены непосредственно в ЖСР, при этом:

промежуточный контур выполнен в виде каналов в блоках углерода-замедлителя и полости в блоке отражателя нейтронов,

теплообменник первого - промежуточного контуров выполнен в виде каналов, встроенных в блоки графита - замедлителя нейтронов активной зоны реактора,

теплообменник промежуточного канала-парогенератора выполнен в виде полости, расположенной в отражателе нейтронов,

трубная система парогенератора встроена в блоки графита отражателя нейтронов,

в активной зоне ЖСР выполнен канал побудителя перемешивания расплава солей топлива, через который пропускают инертный газ посредством газодувки,

канал побудителя перемешивания расплава солей топлива соединен с устройством для очистки инертного газа от находящихся в нём газообразных и летучих продуктов ядерных реакций.

Перемешивание расплава солей фторидов топлива осуществляют за счёт эффекта газлифта.

В качестве замедлителя и отражателя нейтронов используют графит реакторной чистоты модифицированный сажей содержащей наноматериалы, благодаря чему он обладает значительно более высокой теплопроводностью, термо- и радиационной стойкостью.

Теплообменник между топливной солью и солевым расплавом промежуточного контура расположен внутри каналов единого графитового блока, с внешней стороны которого расположен таплообменник-парогенератор промежуточного контура.

В результате предложенных конструктивных решений достигается следующее:

• более высокая радиационная безопасность моноблочной ЯРУ благодаря тому, что высокорадиоактивное топливо не выносится за пределы активной зоны, все образующиеся в активной зоне радиоактивные газообразные и летучие продукты ядерных реакций удаляются при циркуляции инертного газа, который очищается в специальном устройстве перед подачей его в газодувку, а циркулирующий через активную зону расплав солей фторидов промежуточного контура практически не активируется, поэтому даже при его утечке не происходит никакого радиационного загрязнения окружающей среды;

• уменьшение почти вдвое количества загружаемого топлива благодаря тому, что ядерное топливо находится только в активной зоне ЖСР и отсутствует во внешних трубопроводах первого контура и теплообменнике первого – промежуточного контуров в силу исключения их из состава ЖСР, что значительно снижает финансовые затраты на топливную составляющую;

• уменьшение габаритов и массы моноблочной ЯРУ благодаря исключению из её состава оборудования распределенной компоновки - трубопроводов и циркуляционного насоса первого контура, теплообменника первого – промежуточного контуров, требующих расположения под биологической защитой, а также трубопроводов промежуточного контура, связывающих теплообменник первого – промежуточного контуров 7 и парогенератор 10, расположенных в различных блоках распределённой компоновки ЯРУ - прототипа;

• снижение энергозатрат на обеспечение циркуляции расплава солей фторидов топлива благодаря тому, что вместо интенсивной циркуляции топлива происходит лишь его перемешивание в активной зоне с помощью устройства газлифта, а циркуляция расплава солей фторидов 8 промежуточного контура производится по существенно более коротким трассам в компактной моноблочной схеме ЖСР, по существу являющейся ЯРУ;

• обеспечение дополнительной безопасности за счет исключения замерзания трубопроводов промежуточного контура при работе реактора благодаря составу солей фторидов промежуточного контура, находящемуся всегда в жидком состоянии при наличии в активной зоне расплава солей фторидов топлива;

• отсутствие циркуляции топлива за пределами активной зоны.

Внутри активной зоны полностью отсутствуют конструкционные материалы из металла. В непосредственном контакте с солевыми расплавами присутствуют только материалы стойкие в агрессивных средах и в условиях высокой радиационной (нейтронной) нагрузки.

Срок действия реактора не менее 50 лет. КВ близок к 1 начиная с тепловой мощности от 200 МВт .

3. Безопасность всего жизненного цикла ЖСР.

Безопасность всего жизненного цикла ЖСР включает в себя помимо периода эксплуатации этапы размещения и монтирования ЖСР и необходимость захоронения отработавших свой срок реакторов.

Наиболее интересным с точки зрения безопасности является идея, предложенная профессором Э.Л. Петровым, главным конструктором ЦНИИ им. А.Н. Крылова, о подземном размещении ЖСР. Это решение наилучшим образом соответствует основным особенностям реактора. Куда входят:

- длительность и надежность периода эксплуатации ЖСР

- принцип действия и конструктивные особенности ЖСР позволяющие свести к минимуму необходимость его обслуживания

- возможность создания условий захоронения отработавшего реактора по месту эксплуатации.

Обеспечение безопасной эксплуатации ЖСР достигается системой надежного контроля и диагностики технического состояния всех процессов и устройств ядерной установки в процессе ее функционирования.

Система контроля и диагностики создается в процессе разработки и проектирования ЖСР на базе математического описания реактора и всех устройств и систем обслуживания. Полученная математическая модель позволит еще на этапе проектирования и эксплуатации опытного образца спроектировать эффективную систему функционального диагностирования.

Математическая модель позволит:

• протестировать работу ЖСР в самых разнообразных ситуациях;

• выявить количество и номенклатуру измеряемых параметров и сигналов;

• проверить правильность работы и эффективность системы контроля и диагностики путем сравнения работы математической модели ЖСР и опытного образца.

Будет построенная система контроля и диагностики которая позволит получить достоверную картину технического состояния объекта за счет

• необходимой избыточности измеряемых и вычисляемых параметров и сигналов

• перекрестной проверкой измеряемых и вычисляемых величин

• проверки достоверности проводимых измерений.

Построенная таким образом система контроля и диагностики дает возможность оперативно, в процессе функционирования реактора, оценивать его техническое состояние и принимать решение о необходимом регламенте по мере возникновения проблем. Достоверная система технической диагностики может обеспечить «второй контур» автоматического управления реактором по его техническому состоянию. Этот контур будет оперативно включить резервные устройства, перевести систему на другой, безопасный режим работы или остановить реактор в зависимости от характера ситуации и до вмешательства технического персонала.

Безопасность эксплуатации ЖСР обеспечивается адекватной реакцией управляющего комплекса и обслуживающего персонала на достоверную оценку технического состояния всех систем реактора.

Подводя итог выше сказанному можно констатировать, что даже при намеренном разрушающем воздействии на ЖСР военными средствами не возможно вызвать катастрофу на подобии Чернобыльской. Можно получить только досрочное и достаточно надежное захоронение разрушенного реактора, содержимое рабочей зоны которого после растекания и потери температуры остекловывается и переходит в очень устойчивое «природное» состояние. А в картриджах надежно химически связаны все летучие компоненты, накопленные за весь предыдущий период, поэтому выбросы летучих нуклидов практически равны нулю.

ЛИТЕРАТУРА

1. Яковлев Р.М. О реакторах нового поколения // Атомная стратегия. 2005. № 4.

2. Кузякин Ю.И., Яковлев Р.М. Транспортная установка на основе жидкосолевого реактора // Доклад на совещании по реакторам малой и средней мощности, г. Нижний Новгород, 2002 г.

3. Яковлев Р.М., Кузякин Ю.И. Ядерная реакторная установка с топливом-теплоносителем в виде расплавов солей фторидов // Патент № 57040 от 27 сентября 2006 г.

4. Кузякин Ю.И., Родионов Ю.И., Суглобов Д.Н., Яковлев Р.М. Тезисы доклада на международном семинаре «Перспектива развития ядерной энергктики», г. Нижний Новгород 23 - 27 сентября 2007 г.

Представлено Санкт-Петербургским отделением Российского Пагуошского комитета при Президиуме РАН, май 2008 г.

Назад

Россия, 119991, Москва,
Ленинский проспект, д. 32а,
Тел./факс:
+7 (495) 938-00-93

info@pugwash.ru
pugwash@presidium.ras.ru