Б.И. Нигматулин, В.А. Пивоваров 

«Заявления о «неустранимом потенциале опасности» практически всех существующих реакторных технологий, так же, как и попытки обосновать их экономическую неконкурентоспособность по сравнению с концепцией, еще не доказавшей «теорему существования», представляют собой спекуляцию, неприемлемую в научно-техническом обосновании.» (с. 5 [121]). 

Концепция безопасности, изложенная в документах МАГАТЭ, основана на принципах глубокоэшелонированной защиты и культуры безопасности, которые должны обеспечиваться для любых установок с любым конкретным уровнем свойств внутренней самозащищенности. К направлению развития этих свойств «внутренне присущей безопасности» относят такие группы технических мер и решений, как: 

·        максимально возможное устранение и уменьшение опасных факторов: уменьшение запаса реактивности, снижение давления, температуры, химической активности (или соответствующего выбора) теплоносителя, выбор соответствующих материалов, условий их работы, соответствующих запасов в эксплуатационных условиях и др.;

·        эффективные отрицательные обратные связи при отклонении процессов от нормы, обеспечивающие самогашение аварийных процессов;

·        использование естественных и саморегулируемых процессов и самосрабатывающих устройств прямого действия, исключающих или уменьшающих возможность исходных аварийных отказов, повреждений и др.

      По заключению Ю.А.Гагаринского, «новое слово» авторов концепции «естественной безопасности» состоит в декларации о соответствии предлагаемого ими реактора БРЕСТ всем перечисленным выше требованиям. 

«Принципиальное отличие выдвинутой концепции «естественной безопасности» от выработанных мировым реакторным сообществом за десятилетия принципов является, хотя и не явное, допущение «абсолютной безопасности». Оно маскируется множеством иносказаний: «гарантированное освобождение ядерной энергетики от значимых рисков», «детерминистское исключение риска», «гарантированное подавление источников рисков», «полный иммунитет ядерной энергетики по отношению к риску», «достижение естественной безопасности ставит перед собой комплексную цель исключения всех аварий», «высший уровень безопасности, предполагающий гарантированное неразрушение первого защитного барьера или всех защитных барьеров» и т.д. 

«При этом анализ путей развития внутренне присущей безопасности и способов приближения к «идеальному реактору», возможность существования которого отнюдь не доказана, да и не может быть доказана, «незаметно» подменяется безапелляционным утверждением, что единственное решение найдено и теоретически обосновано: «Только технология БРЕСТ удовлетворяет принципам естественной безопасности и может служить основой новой технологической платформы конкурентоспособной атомной энергетики». (с. 6 [121]). 

У нас не принято обращать внимание на статьи, опубликованные на сайте ProAtom.ru, какими бы аргументированными и актуальными они не были. Зачем тратить время на научную дискуссию с оппонентами «после проигранной ими профессиональной "драки"»? Гораздо интереснее, убедившись в провале своих прошлых «стратегических» замыслов ‒ построить демонстрационный энергоблок к 2010 году, заняться сочинением новой Стратегии развития ядерной энергетики России аж до 2100 года [40], главным героем которой станет, естественно, тот же БРЕСТ. 

По словам ведущего специалиста в области безопасности быстрых натриевых реакторов И.А.Кузнецова, выражение «естественная безопасность» имеет метафорический оттенок. «Для специалистов очевидно, что любая концепция безопасности объектов ядерной энергетики должна иметь некие границы, пределы, в которых на ее основе обеспечивается безопасность указанных объектов, качественные и количественные характеристики этих пределов.» (c. 2 [127]).  А тут создается впечатление, что по мнению разработчиков, «для обоснования «естественной безопасности» реакторов БРЕСТ достаточно перечислить физические свойства свинца». 

И.А. Кузнецов обратил внимание на то, что современные тенденции в части повышения уровня обосновании безопасности состоят в том, чтобы учитывать в проекте события, которые рассматривались как «запроектные» для предыдущего поколения реакторов. Они включают в себя множественные отказы и аварии с расплавлением активной зоны, получившие название «Расширенные проектные условия» в публикации МАГАТЭ SSR-2/1. По мнению рабочей группы WENRA «Авария на АЭС «Фукусима-1» подтвердила, что аварии с расплавлением активной зоны должны рассматриваться в проекте АЭС.» (с. 6 [127]). 

«К сожалению, разработчики реакторов со свинцовым теплоносителем, провозгласив достижение повышенного уровня их «естественной безопасности», предпочли пойти другим путем ‒ прятать голову в песок ‒ доказывать невозможность плавления активной зоны. В результате они отстали от общемирового процесса повышения безопасности проектируемых реакторов.» (с. 7 [127]). 

Несмотря на все, приведенные выше аргументы и заключение МАГАТЭ о том, что термин «естественная безопасность» применительно к реактору, АЭС или ядерной энергетике в целом является псевдотехническим, вводящим в заблуждение и должен быть исключен из употребления в научном сообществе  [117, 118], он десятилетиями использовался разработчиками БРЕСТа в качестве очень эффектного рекламного слогана для обоснования многочисленных стратегий, целевых программ, политических инициатив и проектов с приоритетным финансированием, ведущая роль в которых неизменно отводилась свинцовоохлаждаемым реакторам.   

Согласно п. 1.13.2.1.4 ПООБ [66], «цель деятельности энергоблока БРЕСТ-ОД-300 ‒ подтверждение и демонстрация возможностей ядерных технологий естественной безопасности (надежность, безопасность, эксплуатационная пригодность)». Заметим в скобках, что ЯЭУ с СВТ за 37 лет эксплуатации не удалось подтвердить ни одного из этих качеств.

За десятилетия ничем не ограниченного пиара и саморекламы «естественная безопасность» БРЕСТа так глубоко внедрилось в сознание руководства отрасли и журналистов, что они уже сегодня и безо всяких подтверждений уверены: 

«В Северске началась новая эра атомной энергетики. На площадке Сибирского химкомбината 8 июня стартовало строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД‑300». 

«Новый конкурентоспособный продукт должен обеспечить лидерство российских технологий в мировой атомной энергетике".  

Еще раз подчеркнем, что термины «inherent safety», «внутренне присущая безопасность», «внутренняя самозащищенность» и даже «естественная безопасность» имеют право на существование, но лишь в том случае, когда они трактуются применительно к конкретным исходным событиям, сценариям аварий и не претендуют на абсолютный всеобъемлющий смысл «естественно безопасной» или «внутренне самозащищенной» реакторной технологии, ядерной установки или АЭС.

 

Можно говорить о свойствах внутренней самозащищенности или естественной безопасности таких, как эффект Допплера, естественная циркуляция теплоносителя, теплоаккумулирующая способность замедлителя и др., в той или иной степени присущих всем реакторам, но заявлять, в качестве основного конкурентного преимущества РУ БРЕСТ, его «естественную безопасность», это то же самое, что рекламировать чудодейственную таблетку «от всех болезней».   

 

3.2. Концепция обеспечения безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300

Практическим воплощением принципов «естественной безопасности» стал проект РУ БРЕСТ-ОД-300 [66]. В числе факторов, обеспечивающих внутреннюю самозащищенность РУ, перечисленных в п. 1.7.1.4 ПООБ [66], на первом месте стоит: 

      - использование большого объёма высококипящего (~ 2000 К), радиационностойкого, малоактивируемого, негорючего при взаимодействии с водой и воздухом свинцового теплоносителя, обеспечивающего низкие темпы нарастания температуры при нарушениях нормальной эксплуатации.

Перечисляя вслед за А.И.Лейпунским привлекательные, по сравнению с газом, водой и натрием, свойства свинцового теплоносителя, разработчики БРЕСТа забывают об обратной стороне этой свинцовой медали, а именно:

 

1) Процесс кипения является естественным барьером, ограничивающим рост температуры теплоносителя в аварийной ситуации.  Высокая температура кипения свинца ~1750 °С не препятствует разогреву теплоносителя до температуры плавления конструкционных материалов ~1450 °C. 

Высокая плотность свинцового теплоносителя (~10,5 г/см³) приведет к тому, что расплавленная сталь, как и поглощающие материалы РО СУЗ (карбид бора, титанат диспрозия и т.п.), всплывут на поверхность свинца, отделяясь таким образом от гораздо более тяжелого СНУП-топлива             (~12.2 г/см³).

Это было наглядно продемонстрировано в эксперименте BR-1, выполненном в НИТИ им.    А.П.Александрова на установке РАСПЛАВ-3. В этом эксперименте свинцовый теплоноситель с погруженным в него образцом стали ЭП823-Ш нагревался в тигле до температуры 1660 ºС. Вид слитка, полученного после охлаждения, показан на рисунке 3.1[129, 130].

Рис. 3.1. Вид слитка в эксперименте BR-1

Как видно на этой фотографии, расплавленная сталь в свинцовом теплоносителе действительно всплывает на поверхность и таким образом может эффективно сепарироваться от таблеток СНУП топлива. Отделение поглотителей от топлива приведет к вводу огромной положительной реактивности ‒ к реактивностной аварии масштаба Чернобыля.  По расчетам НТЦ ЯРБ, всплытие одних только оболочек твэлов сопровождается вводом положительной реактивности >7‧β_эф. В этом принципиальная (природная) опасность тяжелого жидкометаллического теплоносителя, которая не проанализирована и не учтена в проекте РУ БРЕСТ-ОД-300.

Напомним, что положительный паровой эффект реактивности в реакторе РБМК-1000, явившийся   главной   физической   причиной чернобыльской катастрофы, не превышал 5‧β_эф.            

Еще задолго до плавления стали, при температуре ~900-1000 °С ее механические свойства снизятся настолько, что корпус реактора (в случае БРЕСТа внутренняя металлическая облицовка металло-бетонного корпуса блока реакторного) не сможет выполнять свои силовые функции. 

Для сравнения ‒ в ноябре 1955 года на американском экспериментальном реакторе EBR-I, охлаждаемом сплавом «натрий-калий» с температурой кипения 785 °С, произошла авария с масштабным расплавлением активной зоны. Несмотря на это, авария не сопровождалась повреждением корпуса и сколько-нибудь существенными радиационными выбросами в окружающее пространство. Реактор был отремонтирован, эксплуатировался после аварии еще 8 лет и был остановлен в декабре 1963 года после пусков реакторов «Энрико Ферми» и EBR-II. Если бы реактор EBR-I охлаждался свинцом, то плавления реакторного корпуса в упомянутой аварии избежать бы не удалось. 

2) Высокая плотность свинца увеличивает расход энергии на его прокачку, создает проблемы с удержанием ТВС от всплытия и с быстрым вводом аварийной защиты, вынуждает прибегать к непроверенным и малообоснованным техническим решениям. Речь идет о цанговом замке, удерживающим ТВС, работоспособность которого в течение 5-6 лет в свинцовом теплоносителе не обоснована, а также о поплавковых РО СУЗ,   всплывающих по сигналу АЗ под действием силы Архимеда.  Время ввода поплавковой АЗ РУ БРЕСТ-ОД-300 в 5 раз! больше, чем в БН-800. 

Гидродинамическое воздействие тяжелого теплоносителя, пропорциональное квадрату его скорости, приводит к повышенному виброизносу оболочек твэлов и трубок ПГ, 10 000 тонн расплавленного свинца представляют серьезную угрозу для целостности металло-бетонного корпуса реактора и внутрикорпусного оборудования во время землетрясений. 

3) Высокое коррозионно-эрозионное воздействие свинца на конструкцион-ные материалы создает постоянную угрозу повреждения физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ в окружающую среду ‒ оболочек твэлов и границ первого контура, включая трубки ПГ, даже на остановленном реакторе. 

Как будет показано в Главе 3, обоснование коррозионной стойкости сталей в свинцовом теплоносителе в проекте БРЕСТ-ОД-300 основывается на исследованиях сплошной кислородной коррозии ненагруженных образцов и макетов. При этом совершенно не учитывается коррозия этих материалов под напряжением, включая локальную жидкометаллическую коррозию (ЖМК), скорость и глубина которой на порядки превышает кислородную коррозию. 

4) Воздействие свинца на конструкционные материалы проявляется также в глубокой деградации их механических свойств. Например, испытания стали ЭП823-Ш (основного материала активной зоны) на длительную прочность в потоке свинцового теплоносителя с регламентным содержанием кислорода показали, что в интервале напряжений 140-180 МПа при температуре 630 °С (рабочий диапазон температур и напряжений для оболочек твэлов) время до разрушения сокращается в 8-39 раз, по сравнению с испытаниями на воздухе.

В 5-7 раз увеличивается скорость ползучести. При температурах 360-420 °С наблюдается жидкометаллическое охрупчивание. 

5) Активное взаимодействие расплавленного свинца с воздухом и водой при разгерметизации первого контура, при течах или микротечах ПГ (необнаруживаемых системой контроля) приводит к интенсивному образованию окислов свинца и поступлению в теплоноситель нерастворенных продуктов коррозии материалов.  Это создает угрозу зашлаковки ТВС и теплообменных трубок ПГ и резкого ухудшения условий теплообмена. Зашлаковка миллиметровых зазоров между подшипниками скольжения и         9-метровыми направляющими штангами РО СУЗ может привести к полной блокировке всплывающей системы аварийной защиты.

Напомним, что крупномасштабные зашлаковки 1 контура и активной зоны (см. рис. 1.1) неоднократно происходили при эксплуатации ЯЭУ с СВТ (АПЛ К-27, К-123, стенды 27/ВТ, 27/ВТ-5, КМ-1). На АПЛ К-27 это закончилось плавлением активной зоны.

При взаимодействии водяного пара с расплавленным свинцом генерируется водород. На АПЛ при течах ПГ концентрация водорода в газовой полости реактора возрастала десятков процентов. 

6) Постоянная подача с помощью массообменных аппаратов кислорода в свинцовый теплоноситель, необходимого для образования и поддержания защитной оксидной пленки на поверхности сталей в нормальных условиях эксплуатации, приводит также к образованию нерастворенных примесей ‒ окислов свинца и продуктов коррозии с соответствующей угрозой зашлаковки первого контура. Проблема усугубляется тем, что в БРЕСТе отсутствует оперативный контроль за содержанием нерастворенных примесей в теплоносителе, а периодический пробоотбор в интегральной РУ с объемом теплоносителя 900 м³ непредставителен.

Адекватное расчетное моделирование этих процессов невозможно, т.к. отсутствуют систематические данные о кислородной коррозии нагруженных образцов сталей при различных уровнях напряжений, температурах, концентрациях растворенного кислорода и скорости теплоносителя. 

7)  Тяжелые жидкометаллические теплоносители не задерживают продукты деления – цезий и йод, которые переходят в газовый контур, откуда они могут выйти за пределы первого контура. Кроме того, при облучении теплоносителя дополнительно образуется большое количество радиоактивного полония (этот процесс характерен и для свинцового теплоносителя). К этому следует добавить проблему накопления трития во втором контуре этих РУ [53].

8) Образование долгоживущих изотопов β-активного свинца, а также гораздо более интенсивное, чем в натрии, накопление продуктов коррозии в свинцовом теплоносителе значительно повышает его наведенную активность, наибольший вклад в которую вносят: ⁵¹Сr, T_1/2= 26,5 cyт; ⁵⁶Mn, T_1/2=2,59 ч; ⁵⁹Fe, T_1/2=46 cyт; ⁶⁰Сo, T_1/2=5,3 лет и  ⁶⁶Ni,  T_1/2=  4,34 мин.

Ни расчетных, ни экспериментальных данных о накоплении нерастворенных продуктов коррозии в свинце в процессе эксплуатации РУ в ПООБ [66] не представлено, а, соответственно, и не учтено ни в расчетах наведенной активности теплоносителя, ни при оценке производительности массообменных аппаратов и фильтров. 

9) Тяжелый жидкометаллический теплоноситель требует регулярной водородной регенерации ‒ очистки от окислов свинца. На свинцовых стендах ФЭИ с объемом теплоносителя 70 л водородные очистки проводились через каждые 1000-1500 часов испытаний и занимали от 70 до 100 часов.  Согласно ПООБ [66], очистка 900 м³ свинца в РУ БРЕСТ-ОД-300 потребует всего          44,4 часа.  Трудно назвать эту оценку реалистичной.  Если имеющийся опыт стендов перенести на РУ БРЕСТ-ОД-300, то реактор через каждый полтора-два месяца придется останавливать на водородную очистку и отнюдь не на двое суток.

Рис. 3.2. Участок  контура, зашлакованный оксидами СВТ [148] 

Регенерация 900 м³ свинцового теплоносителя потребует немалого объема водорода, а, следовательно, и специальных мер для обеспечения водородной безопасности РУ в условиях нормальной эксплуатации.  

10) Как показал опыт ЯЭУ АПЛ, для предотвращения угрозы зашлаковки        первого контура в процессе эксплуатации РУ теплоноситель требует постоянной фильтрации ‒ удаления нерастворенных примесей. С этой целью для петлевой ЯЭУ АПЛ с объемом СВТ 4-6 м³ был разработан фильтр производительностью 900 м³/ч. Общая производительность фильтров интегральной РУ БРЕСТ-ОД-300 с объемом теплоносителя 900 м³ (в 150 раз большим, чем у реакторов АПЛ), в которой только 10 % расхода свинца проходит через фильтры, составляет всего 1500 м³/ч. И эта оценка разработчиков проекта представляется слишком оптимистичной. 

11) Высокая температура плавления свинцового теплоносителя (327 °С) создает угрозу его замерзания, что неоднократно случалось на практике на установках со свинцово-висмутовым теплоносителем (например, заклинивание насоса, «козел» и последующее списание АПЛ К-64) и это при том, что температура плавления СВТ на 200 ºС ниже, чем у свинца. По оценке [53] только на разогрев реактора и расплавлении 10 000 тонн свинца  при пуске РУ БРЕСТ-ОД-300 потребуется 7 месяцев. 

12) Не следует забывать и о высокой токсичности паров свинца. Свинец является отравляющим веществом, накопление которого влияет на целый ряд систем организма особенно на мозг, печень, почки и кости. Концентрации свинца, которая была бы не опасна для здоровья, не существует. 

Эти потенциальные опасности реализовались в авариях на АПЛ К-27, К-64, К-123, К-373 и двух реакторных петлях на БОР-60, но это не поколебало веры разработчиков БРЕСТа и СВБР в чудесные свойства ТЖМТ. 

Их не смутило даже колоссальное усложнение конструкции и эксплуатации свинцовых РУ, по сравнению с действующими реакторами. Вместо обещанного упрощения за счет «естественной безопасности», нагромождение дополнительных систем, обеспечивающих поддержание свинца в жидком состоянии, контроль ТДА и подачу кислорода, подготовку водородосодержащих газовых смесей и водородную регенерацию, пробоотбор и фильтрацию от нерастворенных примесей 10 000 тонн свинца, поплавковые РО СУЗ, и ТВС с цанговыми замками,  пневматические устройства пассивной обратной связи и пр. Неремонтопрегодное внутрикорпусное оборудование, которое десятилетиями должно работать в агрессивной среде расплавленного свинца, а обслуживаться даже на остановленном реакторе при температуре ~360 °C ‒ большей, чем у ВВЭР на номинальной мощности. Всё это прямые  и неизбежные следствия применения тяжелого жидкометаллического теплоносителя. 

Использование свинца нельзя отнести к техническим решениям, направленным на обеспечение внутренней самозащищенности реакторной установки. В значительно большей степени это фактор ее уязвимости. Как показал предыдущий полувековой опыт эксплуатации реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем, свинец создает детерминистическую и практически неустранимую угрозу безопасности и работоспособности РУ.  Именно законы природы – растворение сталей в расплавленном свинце, неэффективность антикоррозионной защиты с помощью «самозалечи-вающихся» оксидных пленок делают свинцовый теплоноситель (также, как ртуть и СВТ) совершенно непригодным для использования в ядерной энергетике. Как говорил академик А.П.Александров: «В этом сплаве растворяется всё, кроме совести авторов». 

Следующим фактором внутренней самозащищенности РУ БРЕСТ-ОД-300 в ПООБ [66], п. 1.7.1.4 указывается: 

- использование теплопроводного уран-плутониевого нитридного топлива, обеспечивающего в сочетании со свинцовым теплоносителем коэффициент воспроизводства близкий к 1 и тем самым малый запас реактивности, исключающий разгон на мгновенных нейтронах на энергетических уровнях мощности и ограничивающий воздействие на барьеры безопасности в любом диапазоне мощности.

В этой связи необходимо отметить следующее: 

1) Высокая теплопроводность топлива не всегда является благом. В реактивностных авариях из-за высокой теплопроводности и, соответственно, более эффективного отвода тепла от твэла, нитридное топливо разогревается медленнее, чем оксидное. В результате компенсация введенной положительной реактивности за счет эффекта Допплера в нитридной активной зоне наступает на существенно более высоком уровне мощности, чем в оксидной. Эффект Допплера – это единственный быстродействующий и надежный тормоз в реактивностных авариях реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Ослабление его влияния ведет к снижению внутренней самозащищенности РУ. 

2) Что касается малого запаса реактивности, «исключающего разгон на мгновенных нейтронах», то, как отметил Ю.А. Гагаринский [121], проведенные расчеты и оценки [125] показали практическую невозможность доказать ограничение максимального запаса реактивности величиной β_эфф. Так что апологеты естественной безопасности [124] сами предложили исключить это требование (одну из самых «священных» коров их концепции) из технического задания. 

3) Как отмечено в Экспертном заключении [131] (замечания 4.2.2.2-1÷ 4.2.2.2.14), послереакторные исследования твэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 со СНУП топливом, облученных в БОР-60 и БН-600, обнаружили внутритвэльную язвенную коррозию глубиной 

       - до 60 мкм при выгорании 3,51-3,80 %_т.а.

       -  до 150 мкм при выгорании 4,0% _т.а.

       - до 170 мкм (34% толщины оболочки) при выгорании 4,2-4,5 % _т.а.

Установлено, что скорость распухания СНУП топлива в 1,5-2 раза выше, чем у МОХ-топлива. Обнаружено фронтальное азотирование внутренней поверхности оболочек на глубину 10-30 мкм и науглероживание глубиной до 100 мкм (20 % толщины оболочки), приводящие к многократному снижению пластичности оболочки, по сравнению с твэлами с оксидным топливом. 

Глубокая внутритвэльная язвенная коррозия и деградация механических свойств оболочки из-за науглероживания и азотирования ее внутренней поверхности не только не способствуют внутренней самозащищенности РУ, но не позволяют обосновать её минимальную работоспособность. Поэтому в ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300 [66] ни внутритвэльная коррозия, ни деградация механических свойств оболочки просто не учитываются. 

4) Послереакторные исследования обнаружили наличие многочисленных сколов топливных таблеток, локальные деформации, овализацию и удлинение оболочек. Как справедливо указано п. 2.7 [133], «основная причина формоизменения оболочек СНУП-твэлов – жесткое механическое взаимодействие топливного сердечника с оболочкой. Взаимодействие топлива с оболочкой происходит как в стационарных, так и в переходных режимах, при этом важным является то обстоятельство, что механический контакт топлива с оболочкой наступает сразу же после выхода реактора на мощность из-за растрескивания и фрагментации топливных таблеток». 

Контакт топлива с оболочкой приводит к возникновению высоких (150-   200 МПа) напряжений в оболочке и, как следствие, к резкому увеличению скорости сплошной кислородной и локальной жидкометаллической коррозии со стороны свинцового теплоносителя, к многократному снижению времени до разрушения и ускорению ползучести оболочки. Результаты испытаний твэлов в натриевых реакторах и стендовых испытаний стали ЭП823-Ш в свинце говорят о принципиальной несовместимости твердого и хрупкого нитридного топлива со свинцовым теплоносителем. 

5) Еще одной проблемой СНУП-топлива РУ БРЕСТ-ОД-300, полученного с использованием природного азота, является интенсивная наработка ¹⁴С по реакции ¹⁴N(n,p)¹⁴C, относящегося к числу наиболее опасных для человека радионуклидов, легко встраивающегося в пищевые цепочки [132]. 

В РУ БРЕСТ-ОД-300 за год нарабатывается столько же ¹⁴С, сколько его за тот же период образуется в атмосфере Земли под действием космического излучения. Период полураспада ¹⁴С – 5700 лет. Невозможно гарантировать сохранение физических барьеров на пути распространения этого нуклида в окружающую среду на протяжении многих тысячелетий. Если один энергоблок с РУ БРЕСТ-ОД-300 способен нарушить мировой баланс по этому изотопу, то, что будет, когда подобных реакторов станет много, а мощность каждого из них возрастет в 3-5 раз. Наработка и захоронение огромного, по сравнению с имеющимся в природе, количества ¹⁴С противоречит декларируемой в проекте РУ БРЕСТ-ОД-300 концепции радиационно-эквивалентного захоронения, а, соответственно, всей концепции «естественной безопасности». 

И в СССР, и за рубежом внедрение нитридного топлива всегда связывалось с использованием ¹⁵N. Поэтому, если всерьез планировать внедрение такого топлива, необходимо создать производства по обогащению азота изотопом ¹⁵N, содержание которого в природной смеси составляет всего 0,365 %. Кроме того, потребуется новая технология переработки облученного СНУП-топлива, позволяющая возвращать в топливный цикл не только уран и плутоний, но и достаточно дорогой ¹⁵N.    В ПООБ [66] о такой перспективе ничего не сообщается и это может оказаться большим сюрпризом для Росатома. 

Никаких данных о накоплении ¹⁴С в процессе 30-летней эксплуатации РУ БРЕСТ-ОД-300, оценок возможного выхода этого изотопа в окружающую среду при переработке топлива в пристанционном топливном цикле и хранении радиоактивных отходов, о радиационных последствиях этого выхода для окружающей среды и населения в ПООБ [66] не представлено. 

Следующим фактором внутренней самозащищенности в п. 1.7.1.4 [66] указано: 

- наличие отрицательных во всем диапазоне изменения параметров реактора при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая проектные аварии, значений коэффициентов реактивности по температуре топлива и по мощности реактора, а также суммарного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и температуре топлива.

Отрицательные значения коэффициентов реактивности по температуре топлива и по мощности реактора, а также суммарного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя и температуре топлива являются действительно являются факторами внутренней самозащищенности.

Однако указанные коэффициенты реактивности в РУ БРЕСТ-ОД-300 в        3-8 раз меньше (по модулю) аналогичных коэффициентов в эксплуатируемых реакторах типа ВВЭР, а коэффициент реактивности по удельному объему теплоносителя – положителен. Таким образом, свойства внутренней самозащищенности, связанные с коэффициентами реактивности, в РУ БРЕСТ-ОД-300 развиты намного слабее, чем в действующих реакторах. 

Если при самоходе АР на номинальной мощности без срабатывания АЗ мощность ВВЭР за счет отрицательных обратных связей по температуре топлива и плотности воды стабилизируется на уровне 110-117 % N_ном, то в аналогичной ситуации мощность РУ БРЕСТ-ОД-300 достигает двух номиналов, а температура оболочки, из-за высокой температуры кипения свинца, – 1260 ºС, что близко к температуре плавления стали и намного выше максимального предела повреждения твэлов. Причем в этой аварии рост мощности реактора останавливается не действием обратных связей, а срабатыванием СПОС после остановки ГЦНА (п. 15.3.2 ПООБ [66]). 

Слабая обратная связь по мощности реактора в сочетании с «тихоходностью» (в 5 раз медленнее, чем у БН-800) и недостаточной надежностью поплавковых РО АЗ, никогда не применявшихся ранее на практике, создают реальную угрозу ядерной безопасности энергоблока. 

Еще одним фактором самозащищенности РУ разработчики считают (п. 1.7.1.4 [66]): 

- наличие системы пассивной обратной связи расхода и реактивности, обеспечивающей ввод отрицательной реактивности при потере расхода теплоносителя.

Заметим, что это разветвленная пневматическая система довольно сильно усложняет конструкцию «естественно безопасного» реактора. В ней отсутствует контроль за уровнем теплоносителя в устройствах пассивной обратной связи (УПОС). С изменением этого уровня меняется утечка нейтронов из активной зоны и, соответственно, реактивность.   

Система пассивной обратной связи эффективна только при работе реактора на мощности >40 % N_ном, когда расход теплоносителя становится номинальным. На более низких мощностях РУ теплоноситель в УПОС находится на минимальном уровне. В случае несанкционированного увеличения расхода свинца, уровень теплоносителя в УПОС повысится, что приведет к несанкционированному вводу положительной реактивности до +0,65β_эфф.  Поэтому существуют аварийные сценарии, в которых наличие этой системы существенно ухудшает последствия. 

В соответствии с п. 1.7.1.4 [66], к факторам внутренней самозащищенности относится также: 

- использование интегральной компоновки первого контура в многослойном металло-бетонном корпусе, локализующем аварийные протечки теплоносителя.

Циклопический (больше, чем у РБМК) металло-бетонный корпус РУ БРЕСТ-ОД-300 (D=26 м, Н = 17 м) представляет собой чрезвычайно сложную, нетехнологичную и трудоемкую в изготовлении, особенно в «полевых» условиях, конструкцию.

 

Как отмечено в Экспертном заключении [131], в проекте корпуса БР не предъявляется никаких требований ни к величине раскрытия трещин в бетонном массиве, ни к контролю за трещинообразованием в процессе его сооружения и эксплуатации. 

Исследования на натурном макете днища показали, что уже на этапе сушки в бетонном массиве корпуса образуются многочисленные магистральные трещины длиной 2-3,5 м с величиной раскрытия до 3,5 мм.  

Помимо магистральных трещин, бетонный массив корпуса БР пронизан полыми каналами системы сушки диаметром 1,5 см, расположенными с шагом 40 см. В результате этот массив представляет собой пористую структуру, способную как губка впитать в себя десятки кубометров свинцового теплоносителя в случае повреждения внутренней металлической облицовка. 

Каналы сушки через систему коллекторов и два общих выходных канала выводятся в шахту реактора. Объем теплоносителя, который может вылиться через них практически не ограничен (отсечная арматура системы сушки в процессе эксплуатации РУ открыта). 

Таким образом, бетонный массив корпуса РУ БРЕСТ-ОД-300 не в состоянии выполнять функцию страховочного корпуса по локализации течи теплоносителя и защитного газа при разгерметизации внутренней металлической оболочки. 

Утечка 7-10 % теплоносителя приведет к снижению его уровня ниже входных окон парогенераторов и теплообменников расхолаживания, к разрыву контура естественной циркуляции и, как следствие, к потере нормального и аварийного теплоотвода с последующим разогревом, плавлением оболочек и других конструктивных элементов. Всплытие расплавленной стали и поглотителей в тяжелом теплоносителе будет сопровождаться вводом огромной положительной реактивности. 

Следующий фактор внутренней самозащищенности, отмеченный в п. 1.7.1.4 [66], декларируется еще со времен А.И.Лейпунского:     

- низкое давление в первом контуре, минимизирующее выход активности за границу первого контура при аварийной разгерметизации.

Как отметил еще Ф.М.Митенков [52], данное утверждение справедливо только для трехконтурных РУ с низким давлением во втором контуре. В случае с РУ БРЕСТ-ОД-300 граница первого контура включает в себя      ~11 000 м² поверхности теплообменных труб с толщиной стенки 3 мм и перепадом давления ~16 МПа ‒ в 1,8 раз большем, чем перепад на аналогичной границе РУ ВВЭР-1000. К тому же граница первого контура РУ БРЕСТ-ОД-300 находится в гораздо более жестких термомеханических условиях, под воздействием тяжелого коррозионно-агрессивного теплоносителя. 

Повреждение трубной системы ПГ вызовет рост давления в корпусе реактора, что может привести к его разгерметизации и к большому выходу активности за пределы первого контура. Такая авария имела место на ЯЭУ АПЛ К-123 – разрыв трубок ПГ привел к разрыву первого контура и выбросу 2 тонн свинцово-висмутового теплоносителя в реакторный отсек. Это произошло несмотря на наличие в составе РУ АПЛ К-123 системы локализации течи ПГ и при том, что корпус реакторов АПЛ, в отличие от РУ БРЕСТ-ОД-300, был рассчитан на давление второго контура. 

Кроме того, практически неконтролируемые малые и микротечи ПГ РУ БРЕСТ-ОД-300 являются источником поступления кислорода и водорода в первый контур, способствуют его зашлаковке оксидами свинца и продуктами коррозии конструкционных материалов. 

Все это отнюдь не способствует внутренней самозащищенности реакторной установки, а, наоборот, несет постоянную угрозу ее безопасности. 

Следующий фактор самозащишенности, по мнению разработчика, заключается в том, что: 

- геометрические и гидравлические характеристики первого контура, включая гидравлическую схему с напорным уровнем, отсутствие запорной арматуры и бесчехловые ТВС активной зоны, обеспечивающие достаточный уровень естественной циркуляции для отвода остаточного тепловыделения.

Во-первых, «достаточный уровень естественной циркуляции» не подтвержден в ПООБ [66] никакими экспериментальными исследованиями или убедительным (по аттестованным кодам) расчетным моделированием. При проектировании ЯЭУ для АПЛ были проведены исследования циркуляции теплоносителя на полномасштабной модели 1 контура.  В проекте РУ БРЕСТ-ОД-300 ничего подобного нет и не предвидится. 

Во-вторых, преимущество бесчехловых ТВС отнюдь не так очевидно.   Исследования показали, что в бесчехловых активных зонах блокировка проходного сечения ТВС при некоторых условиях может привести к более тяжелым последствиям, чем в активных зонах с очехлованными сборками.  В бесчехловых активных зонах обтекание препятствия потоком теплоносителя носит более спокойный характер, способствующий образованию за блокадой застойной зоны с повышенной температурой (c. 15 [127]). 

Активная зона реактора АПЛ К-27 была бесчехловой, но это не спасло ее от плавления. 

И последним фактором самозащищенности РУ БРЕСТ-ОД-300, указанным в п. 1.7.1.4 [66] был: 

- аварийный отвод тепла от первого контура посредством естественной циркуляции атмосферного воздуха через теплообменники, размещённые непосредственно в первом контуре.

 

Как уже было сказано выше, утечка 7-10 % теплоносителя приводит к снижению его уровня ниже входных окон ПГ и теплообменников, а, следовательно, к полному прекращению нормального и аварийного теплоотвода. Естественная циркуляция атмосферного воздуха при этом ничем не поможет.

Анализ декларируемых в ПООБ [66] свойств внутренней самозащищенности РУ БРЕСТ-ОД-300 показал следующее. 

Природные свойства свинца (высокая коррозионная агрессивность, высокая плотность, высокая температура плавления и кипения) делают его главным поражающим фактором для физических барьеров (оболочек твэлов и границы первого контура), постоянной и неустранимой угрозой для безопасности реакторной установки и ее работоспособности. 

Использование свинцового теплоносителя привело к существенному усложнению конструкции реактора и условий его эксплуатации. Работоспособность ключевых элементов РУ БРЕСТ-ОД-300 (корпус, твэл, ТВС, РО СУЗ, ПГ и ГЦНА) в свинце не подтверждена ни предыдущим опытом, ни ресурсными испытаниями. 

Представленные в ПООБ данные не позволяют говорить не только о «естественной безопасности» РУ БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, но и о его безопасности в том смысле, как она определяется действующими нормативными документами в области использования атомной энергии в нашей стране.

 

От редакции. Предлагаем вниманию читателей авторский вариант третьей главы книги «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса».