Корпусной кипящий реактор (BWR). Физико-технические вопросы реакторов BWR (реакторов АЭС ФУКУСИМА)". Махин

Корпусной кипящий реактор (BWR). Физико-технические вопросы реакторов BWR (реакторов АЭС ФУКУСИМА)".

Махин Валентин Михайлович

НИЯУ МИФИ – апрель, 2011

«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.)

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

• Создание водоохлаждаемых энергетических реакторов в СССР началось с Постановления СМ СССР №351-323 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»).

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!

• 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.

Принципиальные особенности BWR, важные для безопасности

• Удельное энерговыделение в активной зоне корпусных реакторов:• в BWR равно 50-55 кВт/л; • в ВВЭР-440 - 83 кВт/л, • в РWR и ВВЭР-1000 – 95 и 110-115 кВт/л, • в АСТ-500 и ВК-50 - 25-35 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) - - 400-480 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.

ЭВОЛЮЦИЯ BWR

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)

Конструкция.Эволюция BWRЭволюция конструкции реакторов в 1963-1972 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.

ЭВОЛЮЦИЯ КОНТАЙНМЕНТОВ BWR

Основные характеристики BWRBWR/6/6• 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)- 13240 кг/с• Коэффициент рециркуляции G1/ G2=6,8 Температура питательной воды - 216 оС• Температура на входе/выходе А.З.- 277 / 288 оС• Масс.паросодержание(на выходе из активной зоны)–9-15%• Число рециркуляционных петель (материал – углерод. сталь) – 2• Число струйных насосов – 20; число паропроводов – 4

ЭВОЛЮЦИЯ BWR .Топливоиспользование

Основные характеристики активных зон

Физика, теплогидравлика

Физический параметр, влияющий на топливоиспользование

РWR и ВВЭР BWR

Обогащение топлива, % До 5 До 5

Изменение плотности воды в активной зоне незначительное до 3 раз

Возможность применения «мягкого» борного регулирования и реализации косинусоидального профиля энерговыделения

+ - Использование кластерной системы регулирования + - Применение выгорающих поглотителей + + Выгорание топлива ТВС, МВт*сут/кгU до 60,

в перспективе до 70 до 45

Физика, теплогидравликаХарактеристика 8×8 с двумя

водяными полостями

9×9 с пятью водяными полостями

9×9-IX с отдельным

каналом вместо девяти твэлов.

1 2 3 4

Удельная энергонапряженность активной зоны, кВт/л

40÷51 40÷51 До 57

Диаметр твэла, мм 12,3 11/10,6 11 Внутренняя среда твэла Гелий под давлением

Среднее обогащение по 235U, % 3,3÷3,5 3,4÷3,6 3,5÷4,0 Средняя глубина выгорания, МВт*сут/кг 34 38 40÷45 Водно-топливное отношение, ВТО 2,4 2,5 2,7

Физика

Реактивность, % Параметр PWR BWR

Запас реактивности «чистой» зоны (без поглотителей) при н/у

29,3 25,0

Эффективность регулирующих стержней

-7 -17

Жидкостное регулирование -25 -12(АЗ)

Суммарная эффективность регулирования

-32 -29

кинетика нейтронов

теплогидравлика активной зоны

воздействие на активную зону

внешних систем

динамика топлива и

теплопередачи

прямая теплопередача к

топливу

Допплер- эффект

внешние возмущения реактивности мощность реактора

Температура топлива

Температура топлива на

поверхности

прямая теплопередача к теплоносителю

Г/ у

слов

ия н

а вх

оде

в з

ону

Г/ у

слов

ия н

а вы

ход

е з

оны

П

аров

ой

эфф

ект

Взаимосвязь явлений в BWR

Пример ВК-50 (обогащение 2,4 %)

Пример ВК-50 (162 138 твэлов)

В Т О П а р а м е т р 2,2 3,0

Общая масса топливной загрузки, т 10,5 9,1 Скорость теплоносителя на входе в ТВС, м/с 0,91,0 1,01,1 Температурный эффект реактивности при разогреве от 20 до 220 С, %К/К (без борной кислоты)

-3,0

-1,5 Паровой эффект реактивности при увеличении мощности до 200 МВт, %К/К

-10

-5

Неравномерность энерговыделения по поперечному сечению ТВС

1,25 1,08

Неравномерность энерговыделения по радиусу активной зоны

1,31,6 1,31,6

Неравномерность энерговыделения по высоте ТВС для полностью извлеченных РР.

1,51,7 1,31,7

Выгорание выгружаемого топлива для обогащения по 235U 3%, МВт·сут/кг урана

2022

2526

Количество «свежих» подпиточных ТВС 3036 1822

Вероятность тяжелого повреждения активной зоны

• General Electric has recalculated maximum core damage frequencies per year per plant for its nuclear power plant designs:

• BWR/4 -- 1 x 10-5 (a typical plant) • BWR/6 -- 1 x 10-6 (a typical plant) • ABWR -- 2 x 10-7 (now operating in Japan) • ESBWR -- 3 x 10-8 (submitted for Final

Design Approval by NRC)

http://en.wikipedia.org/wiki/ABWR

http://en.wikipedia.org/wiki/ESBWR

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).

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).

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.

Технологические системы

BWR с рециркуляционными насосами

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

Схема BWR с рециркуляционными насосами

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

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

Защитная оболочка

Бассейн хранения топлива

Перспективные установки: ABWR, ESBWR

Реактор ABWR

http://en.wikipedia.org/wiki/Image:ABWR_Design.jpg

http://en.wikipedia.org/wiki/Image:ABWR_Design.jpg

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 – 49580 МВт (в перспективе до 62860 МВт в 2030г.). Типы реакторов: PWR- 23, BWR-28 + 4 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.

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).Расположенная в 11,5 км южнее АЭС Фукусима-2 также эксплуатируется компанией TEPCO.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%93%D0%92%D1%82

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A2%D0%BE%D0%BA%D0%B8%D0%B9%D1%81%D0%BA%D0%B0%D1%8F_%D1%8D%D0%BD%D0%B5%D1%80%D0%B3%D0%B5%D1%82%D0%B8%D1%87%D0%B5%D1%81%D0%BA%D0%B0%D1%8F_%D0%BA%D0%BE%D0%BC%D0%BF%D0%B0%D0%BD%D0%B8%D1%8F

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%90%D0%AD%D0%A1_%D0%A4%D1%83%D0%BA%D1%83%D1%81%D0%B8%D0%BC%D0%B0_II

Мощность Энергоблок[3]

Тип реакторов[4] Чистый Брутто

Начало строительства

Энергетический пуск

Ввод в эксплуатацию

Закрытие

Фукусима I-1 BWR-3[5] 439

МВт 460

МВт 25.07.1967 17.11.1970 26.03.1971

по окончании

ликвидации

Фукусима I-2 BWR-4 760

МВт 784

МВт 09.06.1969 24.12.1973 18.07.1974

по окончании

ликвидации


МВт 784

МВт 28.12.1970 26.10.1974 27.03.1976 31.03.2011


МВт 784

МВт 12.02.1973 24.02.1978 12.10.1978 31.03.2011


МВт 784

МВт 22.05.1972 22.09.1977 18.04.1978

Фукусима I-6 BWR-5 1067 МВт

1100 МВт

26.10.1973 04.05.1979 24.10.1979

Фукусима I-7 (план)[6]

ABWR 1325 МВт

1380 МВт

-

Фукусима I-8 (план)[7]

ABWR 1325 МВт

1380 МВт

-

• Реакторные установки для первого, второго и шестого энергоблоков были сооружены американской корпорацией General Electric, для третьего и пятого — Toshiba, для четвёртого — Hitachi. Все шесть реакторов спроектированы в General Electric. Архитектурное проектирование для энергоблоков Дженерал Электрик выполнила компания Ebasco, все строительные конструкции возвела японская строительная компания Kajima

Мощность Энергоблок[1]

Тип реакторов Чистый Брутто

Начало строительства

Энергетический пуск

Ввод в эксплуатацию

Закрытие

Фукусима II-1 16.03.1976 31.07.1981 20.04.1982

Фукусима II-2 25.05.1979 23.06.1983 03.02.1984

Фукусима II-3 23.03.1981 14.12.1984 21.06.1985

Фукусима II-4

BWR 1067 МВт

1100 МВт

28.05.1981 17.12.1986 25.08.1987

Шкала INES

Уровень 7. Крупная авария Сильный выброс: тяжёлые последствия для здоровья населения и для окружающей средыАвария на Чернобыльской АЭС, СССР, 1986 год

Уровень 6. Серьёзная авария Значительный выброс: требуется полномасштабное применение плановых мероприятий по восстановлениюАвария на ПО «Маяк», СССР, 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 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, 1999

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 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

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A7%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%BE%D0%B1%D1%8B%D0%BB%D1%8C%D1%81%D0%BA%D0%B0%D1%8F_%D0%B0%D0%B2%D0%B0%D1%80%D0%B8%D1%8F

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A1%D0%A1%D0%A1%D0%A0

http://ru.wikipedia.org/wiki/1986_%D0%B3%D0%BE%D0%B4

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9A%D1%8B%D1%88%D1%82%D1%8B%D0%BC%D1%81%D0%BA%D0%B0%D1%8F_%D0%B0%D0%B2%D0%B0%D1%80%D0%B8%D1%8F

http://ru.wikipedia.org/wiki/1957_%D0%B3%D0%BE%D0%B4

• 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.

Значимость по шкале JAIF

Низкая Высокая Тяжелая ситуация

Состояние реакторов на 13:00 (мск), 16 Марта[10]

1 2 3 4

Мощность реактора (МВт) 1100 1100 1100 1100

Тип BWR-5 BWR-5 BWR-5 BWR-5

Состояние на момент землетрясения

Рабочее Рабочее Рабочее Рабочее

Целостность твэлов Норма Норма Норма Норма

Целостность контейнмента Норма Норма Норма Норма

Система охлаждения 1 (ECCS/RHR)

Работает Работает Работает Работает

Система охлаждения 2 (RCIC/MUWC)

Не требуется Не требуется Не требуется Не требуется

Целостность здания Не повреждено

Не повреждено



Влияние на окружающую среду

уровень радиации на промплощадке АЭС 29,4 мкЗв/ч, в 06:00 мск 16 марта

Уровень воды в реакторе Нет информации

Нет информации



Давление в реакторе Нет информации




Давление в контейнменте Нет информации




Проливание морской водой Не нужно Не нужно Не нужно Не нужно

Проливание морской водой контейнмента

Не нужно Не нужно Не нужно Не нужно

Вентиляция контейнмента Не нужна Не нужна Не нужна Не нужна

Состояние бассейнов выдержки отработавшего топлива





Зона эвакуации В 10 км от АЭС

Примечание Все реакторы в состоянии «холодный останов».

Испытания в реакторе МИР.М1 при «аварийных

параметрах»

Экспе-римент

Состав ТВС

Давление Теплоно-сителя, МПа

Темпера-тура

оболочки, оС

Выдержка, мин

Состоя-ние

твэлов

Полученные экспери- ментальные данные

МТ-1

18 твэлов ВВЭР-1000

без выгорания 12 530-950 72

герме-тичные

1. Общая оценка состояния твэлов, геометрические размеры, формоизменение 2. Окисление оболочки 3. Состояние дистанционирующих решеток 4. Изменение структуры материала оболочки. Механические свойства оболочки 5.Содержание водорода в теплоносителе и в оболочке

МТ-2


без выгорания 12 800-1200

100 (3 при

1200оС)

негер-метич-

ные

1. Вид разрушения. 2. Изменение геометрических размеров. 3. Окисление оболочки. 4. Содержание водорода в теплоносителе .

МТ-3


без выгорания 4 650-730 25

герме- тичные

1. Изменение геометричес- ких размеров. 2. Окисление оболочки. 3. Состояние дистанционирующих решеток. 4. Изменение структуры материала оболочки. Механические свойства оболочки и топлива. 5. Содержание водорода в теплоносителе и в оболочке.

МТ-2

а) б) а) участок твэла МТ-2 с поперечным разрывом оболочки и сечение ее

продавливанием в стыки между таблетками б) сечение ТВС

Рисунок 2.19 - Испытания при параметрах максимального проектного предела повреждений твэлов (1200оС)

Заключение1. 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.

Благодарю за внимание!

Documents

Корпусной кипящий реактор (BWR). Физико-технические вопросы реакторов BWR (реакторов АЭС ФУКУСИМА)". Махин