К конверсионным проектам относятся и начатые в 1994 г. в НИКИЭТ работы по созданию атомной станции малой мощности (АСММ) «Унитерм» с принципиально новыми подходами к конструкции и условиям ее эксплуатации. Реакторная установка этой станции представляет новое поколение в развитии ядерной энергетики. Ее главные особенности: модульная компоновка, конструкция, препятствующая распространению делящихся материалов, длительный срок службы активной зоны, совпадающий с ресурсом РУ, повышенная радиационная и ядерная безопасность, обеспечиваемая внутренне присущими установке свойствами и пассивностью всех ее систем.
Продольный разрез реактора АСММ «Унитерм»
Концепция создания АСММ «Унитерм» базируется на нескольких основных положениях, определяющих ее общий облик, состав и характеристики применяемого оборудования, технологию изготовления, монтажа и эксплуатации.
АСММ предназначена для использования в удаленных регионах с неразвитой инфраструктурой. Поэтому ее устройство дает возможность свести к минимуму обслуживающий персонал. Более того, из профессионального состава персонала целесообразно исключить специальности, непосредственно связанные с управлением ядерными реакторами. Подразумевается, что техническое обслуживание РУ АСММ осуществляется из единого для нескольких блоков регионального центра, обладающего квалифицированными кадрами, современной связью и транспортными средствами.
Сооружение станции в удаленном регионе не должно сопровождаться большим объемом строительно-монтажных работ, сопряженных с созданием специализированной строительной базы, завозом на длительный срок бригады строителей и т.п. Короткий интервал положительных летних температур, характерный для районов Севера и Востока России, не позволяет превращать такие работы в долгострой. Станция должна состоять из ограниченного числа транспортируемых к месту ее размещения крупных модулей заводского изготовления, что гарантирует их качество. На месте осуществляется минимальный объем монтажных работ. Продолжительность профилактических ремонтов, связанных с заменой оборудования, не должна превышать длительности периода планового отключения отопления.
Для исключения возможности распространения делящихся материалов, а также повышения безопасности и упрощения технологии эксплуатации в процессе жизненного цикла станции не предусматривается проведение перегрузок активной зоны реактора. При общем 25-летнем периоде эксплуатации активной зоны и среднем коэффициенте использования мощности около 70 % эффективная кампания активной зоны составляет 145 тыс. ч. (5800 эф. часов в год). Ресурс оборудования АСММ должен быть кратен этому сроку.
Станция должна работать в пиковом режиме без ограничения числа и глубины режимов маневрирования мощностью, позволяя полностью снимать и восстанавливать нагрузку без вывода ее из действия. Реакторная установка обеспечивает длительную и устойчивую работу в диапазоне мощностей от 20 до 100 % номинальной.
При проектировании введены достаточные проектные запасы, обеспечивающие с 95 %-ной вероятностью при 95 %-ной достоверности результатов получение необходимого количества пара требуемых кондиций.
Экологическая чистота станции обеспечивается отсутствием каких-либо сбросов в окружающую среду, кроме тепловых, поступающих непосредственно в атмосферу.
Экономические показатели АСММ должны быть, по крайней мере, не хуже аналогичных показателей станций электро- и теплоснабжения на органическом топливе.
Концепция разработки подразумевает применение хорошо освоенных на транспортных объектах технологий водо-водяных реакторов при соответствующей оптимизации их характеристик. Реакторная установка для АСММ «Унитерм» разработана на основе опыта проектирования, изготовления и эксплуатации установок для корабельных нужд, апробированных практикой технических решений по основным элементам и системам, и соответствует нормативам, стандартам, традициям и современным воззрениям на проблемы безопасности.
Проектирование в максимально возможной степени ориентируется на использование оборудования, производство которого освоено промышленностью и имеет прототипы, прошедшие эксплуатационную проверку.
В реакторной установке использованы материалы, параметры и характеристики сред, широко применяемые в российском и мировом реакторостроении, которые в сочетании с проверенными практикой элементами конструкций основного оборудования позволят использовать накопленный научный задел по теплогидравлике, свойствам конструкционных материалов, коррозии, воднохимическому режиму и т.п., исключив необходимость проведения каких-либо научно- исследовательских и ограничившись выполнением минимального объема опытно-конструкторских работ при создании головного образца установки.
Установка использует реактор интегрального типа. Это обеспечивает компактность оборудования и сред, имеющих естественную или наведенную радиоактивность, и повышает надежность установки за счет сокращения коммуникаций, находящихся под давлением теплоносителя первого контура. Размещение в реакторе парогазового компенсатора давления и отсутствие постоянно действующей системы очистки теплоносителя первого контура доводят интегральность оборудования до самой высокой степени.
В активной зоне реактора применены металлокерамические твэлы с оболочками из циркониевого сплава, использующие в качестве топлива диспергированный в циркониевой матрице диоксид урана с обогащением не выше 20 %. Твэлы собраны в тепловыделяющую сборку, которая практически повторяет проверенную многолетней практикой конструкцию. Размер активной зоны, ее состав и загрузка выбраны такими, чтобы обеспечить заданную кампанию и условия работоспособности.
Для компенсации избыточной реактивности использованы блокированные, выполненные в виде отдельных труб, и гомогенизированные, размешанные в топливе, выгорающие поглотители, а также поглощающие стержни, объединенные в группы. Каждая группа имеет индивидуальный привод, основой которого является шаговый двигатель. Механизмы приводов такого типа показали высокую надежность при многолетней эксплуатации. Их конструкция обеспечивает гарантированный ввод стержней в активную зону под действием силы тяжести. В качестве резервного средства для глушения реактора используется неоперативный ввод раствора соединений бора.
Активная зона обладает отрицательными температурным, плотностным и мощностным коэффициентами реактивности во всем диапазоне изменения параметров РУ, что способствует ее регулированию и благотворно сказывается на безопасности.
Для повышения радиационной безопасности передача тепла от активной зоны потребителям осуществляется по трехконтурной схеме. Теплоносителем промежуточного контура реакторной установки является вода, при этом теплоноситель может быть либо однофазным (вода под давлением), либо двухфазным (пароводяная смесь). Выбор варианта диктуется внешними требованиями к АСММ.
Все теплообменные поверхности РУ выполняются из титановых сплавов. Использован встроенный в реактор змеевиковый промежуточный теплообменник, который конструктивно объединен с секциями парогенератора в 16 парогенерирующих модулей. При разгерметизации каждый модуль с помощью запорно-отсечной арматуры может быть отключен по второму контуру. При проведении ремонтных работ парогенерирующий модуль может быть заменен.
Все оборудование первого контура, не требующее оперативного технического обслуживания, помещено в не посещаемую при работе прочную и герметичную защитную оболочку, в пределах которой при проектных авариях, связанных с разгерметизацией первого контура, локализуется выброс из него радиоактивных веществ.
С целью предотвращения экологических угроз, в проекте реализуется избыточность функций барьеров защиты на пути распространения радиоактивных продуктов. Снижается чувствительность атомной станции к ошибкам персонала и экстремальным внешним воздействиям.
АСММ спроектирована для условий наземного размещения. Предполагается, что строительные конструкции атомной станции обеспечат защиту реакторной установки от тяжелых внешних воздействий: ураганов, цунами, падения самолетов и т.п. АСММ должна сохранять работоспособность после воздействия землетрясения интенсивностью до 8 баллов включительно по шкале MSK-64. При землетрясениях интенсивностью 8-9 баллов по шкале MSK-64 или иных техногенных воздействиях, включая падение самолета, должна быть обеспечена автоматическая остановка реакторной установки и перевод ее в безопасное состояние, гарантирующее непревышение эксплуатационных пределов повреждения твэлов.
Чтобы не допустить перерастания аварийных ситуаций в аварии и уменьшить возможные последствия последних, в РУ предусматривается ряд технических средств безопасности: автономная система отвода мощности (в том числе и мощности остаточного тепловыделения), предотвращения переопрессовки реактора и защитной оболочки, автономного охлаждения оборудования. Все они пассивны, т.е. постоянно находятся в работе или вводятся в действие без вмешательства оператора и не требуют этого вмешательства, по крайней мере, в течение первых 72 ч после возникновения аварии.
При разработке проекта первостепенное внимание уделяется вопросам обеспечения надежности и безопасности эксплуатации АСММ на всех этапах ее жизненного цикла. При этом принималось, что АСММ удовлетворяет требованиям безопасности, если ее радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях существенно ниже или, по крайней мере, не приводит к превышению установленных доз облучения персонала и населения, а также нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде. В случае же возникновения запроектных аварий эти воздействия должны быть ограничены в максимально возможной степени.
Основные технические решения, принятые в проекте реакторной установки, направлены на исключение повреждения активной зоны сверх установленных пределов безопасной эксплуатации во всех проектных авариях без вмешательства персонала и внешней помощи в течение не менее 72 ч. Эта же задача, по возможности, должна решаться и для запроектных аварий, вызванных любыми учитываемыми исходными событиями и сопровождающимися постулированными отказами электрических управляющих систем и активных систем, требующих энергоснабжения для своего функционирования.
Станция должна быть оснащена системой физической защиты - комплексом организационнотехнических мероприятий, направленных на предотвращение несанкционированного вмешательства в работу систем управления и доступа к ядерным делящимся материалам. Построение комплекса должно основываться на требованиях соответствующих документов МАГАТЭ.
По окончании срока эксплуатации станция должна иметь возможность быть демонтированной и вывезенной, а участок ее размещения — подлежащим реновации до состояния «зеленой лужайки».
Л. А. Адамович, Г. И. Гречко, В. А. Шишкин
