Корреспондент «Энергетической политики» Александр Сухарев
Спустя 40 лет после аварии на Чернобыльской АЭС мировые энергетические компании вновь поднимают вопрос о пересмотре требований к безопасности ядерных электростанций. Спрос на атомную энергию стремительно растет, по всему миру появляются новые потребители в лице дата-центров, готовые инвестировать в строительство новых еще не реализованных на практике АЭС и реанимацию уже закрытых станций. На фоне этой «атомной лихорадки» все громче звучит вопрос: стоит ли вместе с появлением новых реакторов модернизировать и корректировать требования к безопасности атомных электростанций или же занять максимально жесткую позицию с учётом уроков аварий на Чернобыльской АЭС и на Фукусиме? Можно ли максимально просчитать риски аварий или всего предусмотреть невозможно? Не ведёт ли стремление к экономии и гибкости по тому же пути, где безопасность однажды уже стала заложницей конструктивного несовершенства и человеческой ошибки?
Страшный юбилей
26 апреля 1986 года на Чернобыльской АЭС реактор РБМК‑1000, который стоял в четвёртом энергоблоке, потерял управление и разрушился. Это была самая крупная авария во всей истории атомной энергетики. Если мы хотим понять, почему такое случилось и насколько безопасны современные станции, то для этого важно разобраться чем реактор из Чернобыля отличался от тех, что работают сейчас, включая российские реакторы третьего поколения ВВЭР? И что поменялось в работе АЭС после аварии на «Фукусиме‑1» в 2011 году?
РБМК — это реактор большой мощности канального типа. В активной зоне такого реактора находится около 2 тысяч тонн графита — он служит замедлителем нейтронов. По всей толще графита проходят вертикальные каналы, в которые загружаются тепловыделяющие сборки с ураном. Вода циркулирует по этим каналам, охлаждает топливо и одновременно превращается в пар, который вращает турбину. Конструкция РБМК не имеет единого прочного корпуса, а вместо защитной оболочки реактор накрыт обычной кровлей. Это одна из причин, почему при взрыве радиоактивные вещества вырвались наружу.
Главная физическая проблема РБМК — положительный паровой коэффициент реактивности. В реакторе вода выполняет две функции: охлаждает топливо и поглощает нейтроны. Когда из-за аварии или неправильных действий операторов вода начинает интенсивно кипеть, пузырьков пара становится больше, а воды — меньше. В реакторе РБМК это приводит к тому, что нейтронов, способных поддерживать цепную реакцию, становится больше — реактор не глохнет, а, наоборот, начинает разгоняться. И чем быстрее он разгоняется, тем сильнее кипит вода, а значит, тем больше пара и тем выше скорость разгона. Это замкнутый круг — положительная обратная связь.
Второй опасный дефект конструкции — «концевой эффект» стержней системы управления и защиты (СУЗ). Когда оператор нажимал кнопку аварийной остановки, стержни начинали опускаться в активную зону. Но на концах этих стержней были графитовые вытеснители. В момент ввода они сначала на короткое время вытесняли воду из нижней части каналов, что вносило дополнительную положительную реактивность, то есть вместо остановки реактор на мгновение получал дополнительный импульс к разгону. Это сыграло роковую роль в последние секунды перед взрывом. Кроме того, на РБМК отсутствовала защитная оболочка, которая могла бы удержать радиоактивные вещества при аварии.
По выводам доклада INSAG‑7 (Международной консультативной группы по ядерной безопасности при МАГАТЭ), авария произошла из-за сочетания нескольких факторов: опасных конструктивных особенностей самого реактора, недостатков в регламенте эксплуатации и ошибок персонала, который нарушил инструкции и привел реактор в нерегламентное состояние. При этом именно положительный паровой коэффициент и концевой эффект стержней признаны решающими физическими причинами катастрофы.
The containment dome for the No.2 reactor at Haiyang Nuclear Power Plant was installed in east China’s Shandong province on Tuesday (4 August 2015), just one month after the first of two steam generators was installed at the second AP1000 unit under construction in early July.
Корпус безопасности
В отличие от канального РБМК, ВВЭР — это водо-водяной энергетический реактор корпусного типа. Вся активная зона размещена внутри толстостенного стального корпуса, выдерживающего огромное давление (около 160 атмосфер). Вода под высоким давлением не закипает прямо в активной зоне — она нагревается и отдает тепло в парогенераторах уже во втором контуре. А сам корпус реактора окружен бетонной защитной оболочкой, способной выдержать внутреннее давление и удержать радиоактивность даже при разрушении активной зоны. Корпус ВВЭР герметичен, в нем нет тысяч отдельных каналов, как у РБМК, что делает конструкцию более управляемой и надежной.
И самое главное — у ВВЭР отрицательный паровой коэффициент реактивности. Если в активной зоне начинает образовываться пар (например, из-за аварии), количество замедлителя уменьшается, цепная реакция начинает затухать — реактор сам себя глушит. Это называется «свойство внутренней самозащищенности» — реактор физически не может уйти в неконтролируемый разгон. Именно это кардинальное различие и делает ВВЭР принципиально более безопасным, чем РБМК. Кроме того, в активной зоне ВВЭР нет тысяч тонн графита, который мог бы загореться при аварии — замедлителем там служит та же вода.
Непредсказуемая природа
Реактор на АЭС Фукусима-1 относился уже к классу кипящих водо-водяных (boiling water reactor (BWR)). Однако авария на «Фукусиме‑1» в марте 2011 года произошла по совершенно другой причине — не из-за физики реактора, а из-за отказа систем безопасности при непрогнозируемом природном катаклизме. Мощное цунами затопило дизель-генераторы, станция осталась без электроэнергии, и насосы, подававшие воду для охлаждения активной зоны, остановились. В результате несколько блоков перегрелись, произошли взрывы водорода и выброс радиоактивности.
Страшный урок Фукусимы был усвоен. Уже в 2011–2012 годах на всех российских АЭС провели внеплановые проверки и закупили дополнительное оборудование. В общей сложности на эти цели было потрачено 2,6 млрд рублей. На станции поступили 66 передвижных дизель-генераторов, 35 передвижных насосных установок и 80 мотопомп. Кроме того, на всех АЭС были смонтированы системы с возможностью внешнего подключения — при необходимости вода может подаваться прямо во второй контур и парогенераторы, минуя вышедшее из строя штатное оборудование.
Сегодня на российских АЭС работают три станции с реакторами РБМК‑1000 (Ленинградская, Курская и Смоленская). Но все они прошли масштабную модернизацию — устранен концевой эффект стержней, изменены нейтронно-физические характеристики, внедрены современные системы контроля. И тем не менее, постепенный вывод РБМК из эксплуатации идет по плану — их заменяют современные энергоблоки с реакторами ВВЭР‑1200 поколения «3+», которые обладают еще более высоким уровнем безопасности, включая пассивные системы охлаждения и «ловушки расплава».
Новые задачи
С другой стороны, развитие мировой экономики стало требовать от атомной промышленности принципиально новых подходов к созданию АЭС, в том числе строительство малых модульных реакторов (ММР). Конструктивно это совсем другие установки, поэтому и правила безопасности для них должны быть иными. Генеральный директор корпорации «Росатом» Алексей Лихачев отметил, что существующие требования к строительству крупных АЭС, ужесточенные после аварии на Фукусиме, стали избыточно тяжеловесными, а для перспективных сейчас проектов малой атомной энергетики специализированная нормативная база вообще отсутствует. Текущая система безопасности, сформированная под влиянием европейских регуляторов и решений МАГАТЭ, «решает вопросы за счет объемов бетона и металла», отметил он.
Глава «Росатома» подчеркнул, что приоритет ядерной безопасности остается незыблемым, однако подходы к ее обеспечению требуют пересмотра в соответствии с развитием новых технологий и материалов. «Нужно актуализировать регуляторику в соответствии с новыми технологиями, новыми материалами, новыми подходами», — заявил глава «Росатома».
Задача становится все более и более актуальной с учетом появления новых современных технологий, в том числе систем замкнутого ядерного цикла, предполагающих использование МОКС-топлива. Сложившиеся в 2013-2015 года нормативы строительства АЭС эти изменения не отражают, а значит вместо обеспечения безопасности и четкого регулирования они будут тормозить дальнейшее развитие отрасли.