Б.И. Нигматулин, В.А. Пивоваров, Институт проблем энергетики, г. Москва, e-mail: nb@geotar.ru 

Если верить журналистам и руководителям Росатома, 8 июня 2021 г. в Северске началась новая эра атомной энергетики. На площадке Сибирского химкомбината стартовало строительство первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД-300. Тем самым была заложена основа развития и укрепления лидерства России в новом технологическом укладе.

Этому эпохальному событию предшествовала пятилетняя экспертиза предварительного отчета по обоснованию безопасности (ПООБ) РУ БРЕСТ-ОД-300, выполненная по заданию Ростехнадзора в НТЦ ЯРБ.  Считаем полезным обсудить результаты этой экспертизы и в качестве первой темы обсуждения рассмотрим концепцию безопасности данного реактора.  

Естественная безопасность

Термин «естественная безопасность», это практически буквальный перевод введенного в атомную энергетику А. Вейнбергом выражения «inherent safety». В отечественной терминологии принято выражение «внутренняя самозащищенность» — свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей. В конце 80-х — начале 90-х годов прошлого века В.В.Орловым была предложена концепция Быстрого Реактора ЕСТественной безопасности со свинцовым теплоносителем — БРЕСТ [1]. В соответствии с этой концепцией, «естественная безопасность» заключается в детерминистическом исключении наиболее серьезных аварий благодаря внутренним свойствам реактора, а не путем создания инженерных барьеров.

 Разработка проектной документации АС на основе консервативного подхода с развитым свойством внутренней самозащищенности РУ, это стандартное нормативное требование к современным реакторам (п. 1.2.4 НП-001-15). Единственным новым элементом концепции БРЕСТ ‒ золотым ключиком, открывающим, по мнению ее идеологов, дверь в светлое естественно безопасное будущее, является свинцовый теплоноситель: «Уже из качественного обсуждения результатов видно, что использование свинца, в первую очередь благодаря  его химической пассивности и высокой температуре кипения, открывает дорогу к ядерной технологии, последовательно реализующей принцип естественной безопасности» [1].

«Естественная безопасность» стала главным и неубиваемым козырем всего направления реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (Pb и Pb-Bi), обеспечившим этому направлению бесперебойное и приоритетное финансирование в течение последних 30 лет.  По уверению разработчиков БРЕСТа, «внутренне присущая (иначе говоря, естественная) безопасность открывает путь к новой ядерной технологии, гармонично сочетающей качества безопасности, бридинга и экономичности, причем этот подход должен быть распространен как на реакторы и АЭС, так и другие составляющие ядерной системы, включая обращение с радиоактивными отходами» [1].

Нельзя сказать, что концепция «естественной безопасности» встретила всеобщий энтузиазм и одобрение. Например, в сентябре 1991 г. МАГАТЭ был выпущен специальный документ IAEA-TECDOC-626, озаглавленный «Термины, связанные с безопасностью усовершенствованных атомных станций».

Относительно концепции Inherent Safety — внутренне присущей (или естественной) безопасности в этом документе сказано следующее.

Внутренне присущая безопасность предполагает достижение безопасности посредством устранения или исключения неотъемлемых опасностей на уровне основных концептуальных решений, принятых для атомной стации. Неотъемлемые потенциальные опасности на АЭС включают в себя: радиоактивные продукты деления и связанную с ними теплоту распада, избыточную реактивность и, как следствие, возможность скачков мощности, а также выбросы энергии из-за высоких температур, высоких давлений и химических реакций.

Устранение всех этих опасностей требуется для того, чтобы сделать АЭС естественно безопасной. Для реальных энергетических реакторов это представляется невозможным. Поэтому следует избегать термина «естественная безопасность» применительно ко всей атомной станции или ее реакторам.

В 1997 г. МАГАТЭ вновь вернулось к этой теме и выпустило документ IAEA-TECDOC-936, под названием «Термины для описания новых, усовершенствованных атомных станций», в котором имеется специальный раздел — «3.7. Термины, которых следует избегать». В числе этих терминов:

Внутренне (естественно) безопасный проект — должен быть исключен при описании АЭС или ее реакторов. Имеет смысл говорить лишь о свойствах внутренней самозащищенности, по отношению к конкретным негативным процессам или опасностям. Достижение абсолютной (внутренне присущей, естественной) безопасности таких сложных объектов, как АЭС или энергетический реактор, невозможно.

Против гегемонии проекта БРЕСТ с его претензиями на естественную безопасность и решение всех проблем атомной энергетики выступили и видные российские специалисты, такие как академики Пономарев-Степной Н.Н. [2] и Ф.М.Митенков [3], вице-президент ядерного общества РФ Гагаринский А.Ю., ведущий специалист по безопасности натриевых реакторов Кузнецов И.А. [4], убедительно показавшие несостоятельность этих притязаний.

Несмотря на доводы оппонентов и предостережения МАГАТЭ творцы БРЕСТа десятилетиями настаивали и продолжают настаивать на естественной безопасности своего проекта. Эта популистская и, по существу, лженаучная терминология, оказалась очень удобной для обоснования всякого рода амбициозных, дорогостоящих, но совершенно бесплодных стратегий (до 2100 года!), программ и проектов, главным героем которых неизменно становился реактор БРЕСТ с прилагаемыми к нему фантастическими, но очень заманчивыми бонусами в виде пристанционного ЗЯТЦ с выжиганием младших актинидов и «сухой» переработкой ОЯТ, неограниченного расширения топливной базы, радэквивалентного захоронения РАО и т.п. Задача экспертизы состояла, в частности, в том, чтобы выяснить, в какой степени данные утверждения и обещания соответствуют реальности.

Концепция безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300

Практическим воплощением принципов «естественной безопасности» стал проект РУ БРЕСТ-ОД-300. В числе факторов, обеспечивающих внутреннюю самозащищенность РУ, указанных ПООБ этого реактора, на первом месте стоит «использование большого объема 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, а высокая плотность (~10,5 г/см³) приведет к тому, что расплавленная сталь, как и поглощающие материалы РО СУЗ (B₄C, Dy₂TiO₅), всплывут на поверхность свинца, отделяясь от гораздо более тяжелого (U-Pu)N топлива (~12,2 г/см³), что приведет к вводу огромной положительной реактивности. По расчетам НТЦ ЯРБ, всплытие одних только оболочек твэлов приводит к вводу ~ 7βэф. В этом состоит естественная и неустранимая опасность свинцового теплоносителя, которая не проанализирована и не учтена в ПООБ РУ БРЕСТ-ОД-300.

Описанный процесс наглядно продемонстрирован 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 °С. Вид слитка, получен-ного после охлаждения, показан на рис. 1 [5]. Видно, что расплавленная сталь в свинцовом теплоносителе действительно всплывает вверх и таким образом может эффективно сепарироваться от топливных таблеток.

2. Высокая плотность свинца увеличивает расход энергии на его прокачку, создает проблемы с удержанием ТВС от всплытия и быстрым вводом аварийной защиты, вынуждает прибегать к непроверенным и малообоснованным техническим решениям. Речь идет о цанговом замке, удерживающим ТВС от всплытия, работоспособность которого в течение 4—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. Кроме того, 10 000 тонн расплавленного свинца создают серьезную угрозу для целостности металлобетонного корпуса реактора и внутрикорпусного оборудования во время землетрясений.

3. Скорость жидкометаллической коррозии (ЖМК) стали ЭП823-Ш в свинце достигает 10 мм/год (20 толщин оболочки твэла в год!) [4, c. 179] , а анти-коррозионная защита с помощью поверхностных оксидных пленок, на которую возлагают надежду разработчики БРЕСТа, неэффективна. Пленки растрескиваются под напряжением, разрушаются в результате термоциклирования из-за разности коэффициентов теплового расширения окисла и металла, под воздействием эрозии и механического истирания (фреттинга) ‒ факторов, неизбежно проявляющихся в реальных условиях эксплуатации.  

4. Воздействие свинца на конструкционные материалы проявляется также в глубокой деградации их механических свойств. Например, испытания стали ЭП823-Ш 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 360—420 °С наблюдается жидкометаллическое охрупчивание [4, c. 181].

5. Активное взаимодействие расплавленного свинца с воздухом и водой при разгерметизации 1 контура, при течах или микротечах ПГ приводит к интенсивному образованию и накоплению нерастворенных примесей — окислов свинца и продуктов коррозии с угрозой зашлаковки 1 контура. Кроме того, для образования и поддержания защитной оксидной пленки на поверхности сталей необходимо осуществлять постоянную подачу кислорода в свинцовый теплоноситель, что также способствует образованию шлаков. Крупномасштабные зашлаковки первого контура и активной зоны неоднократно происходили при эксплуатации ЯЭУ со свинцово-висмутовым теплоносителем. На АПЛ К-27 это закончилось плавлением активной зоны. Зашлаковка миллиметровых зазоров между подшипниками скольжения и 9-метровыми направляющими штангами РО СУЗ БРЕСТ-ОД-300 может привести к полной блокировке всплывающей системы аварийной защиты.

6. Свинцовый теплоноситель требует регулярной водородной регенерации — очистки от окислов свинца. На свинцовых стендах ГНЦ РФ-ФЭИ с объемом теплоносителя 70 л водородные очистки проводились через каждые 1000—1500 часов испытаний и занимали от 70 до 100 часов. Регенерация 900 м³ свинца потребует несопоставимо больше времени и большего объема водорода, а следовательно, и специальных мер для обеспечения водородной безопасности РУ в условиях нормальной эксплуатации.

7. Из-за интенсивного образования нерастворенных примесей в свинцовом теплоносителе требуется его постоянная фильтрация. В свое время для петле-вой ЯЭУ АПЛ с объемом СВТ 4—6 м³ был разработан фильтр производитель-ностью 900 м³/ч. Проектная производительность 4 фильтров интегральной РУ БРЕСТ-ОД-300 с объемом свинца 900 м³, в которой только 10 % расхода проходит через фильтры, составляет всего 1500 м³/ч. Вряд такую производительность фильтров можно признать обоснованной.

8. Высокая температура плавления свинцового теплоносителя (327 °С) создает угрозу его замерзания, что неоднократно случалось на установках с СВТ (например, заклинивание насоса, «козёл» и последующее списание АПЛ К-64), и это при том, что температура плавления СВТ на 200 °С ниже, чем у свинца.

Еще один фактор внутренней самозащищенности, отмеченный в ПООБ и декларируемый со времен А.И.Лейпунского: «низкое давление в первом конту-ре, минимизирующее выход активности за границу первого контура при аварийной разгерметизации».

Как отметил еще Ф.М.Митенков [3], 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 ~11000 м² поверхности теплообменных труб ПГ 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 эта граница находится в гораздо более жестких термомеханических условиях и под воздействием тяжелого коррозионно-агрессивного теплоносителя.

В качестве важнейшего фактора внутренней самозащищенности РУ БРЕСТ-ОД-300 в ПООБ указывается также «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. Ключевыми факторами внутренней самозащищенности в реактивностных авариях являются отрицательные значения коэффициентов реактивности по температуре топлива и по мощности реактора. В РУ БРЕСТ-ОД-300 эти коэффициенты отрицательны, но они в 3—8 раз меньше (по модулю) чем, например, в действующих ВВЭР. Свойства внутренней самозащищенности по отношению к реактивностным авариям в «естественно безопасном» РУ БРЕСТ-ОД-300 развиты гораздо слабее, чем в действующих реакторах, что в сочетании с крайней тихоходностью и ненадежностью (из-за возможности зашлаковки) поплавковых РО АЗ создает реальную угрозу ядерной безопасность РУ.

Что касается малого запаса реактивности, «исключающего разгон на мгновенных нейтронах», то независимые исследования [4, c. 156] показали практическую невозможность доказать ограничение максимального запаса реактивности величиной βэф из-за погрешности ядерных данных и технологических неопределенностей. Поэтому на практике это всего лишь благое пожелание, а не внутренне присущее свойство РУ БРЕСТ-ОД-300.

2.  Послереакторные исследования твэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 с нитридным топливом, облученных в БОР-60 и БН-600, обнаружили внутритвэльную язвенную коррозию глубиной до 170 мкм, фронтальное азотирование на глубину 10—30 мкм и науглероживание глубиной до 100 мкм, приводящие к многократному снижению пластичности оболочки, что никак не учитывается в проекте твэла РУ БРЕСТ-ОД-300. Установлено, что скорость распухания нитридного топлива в 1,5—2 раза выше, чем у МОХ-топлива.  

3. Послереакторные исследования обнаружили наличие многочисленных сколов топливных таблеток, локальные деформации, овализацию и удлинение оболочек твэлов с нитридным топливом. Основная причина формоизменения оболочек — жесткий механический контакт сердечника с оболочкой, который наступает сразу же после выхода реактора на мощность из-за растрескивания и фрагментации топливных таблеток, что приводит к значительному росту напряжений в оболочках и, как следствие, к интенсификации кислородной и локальной жидкометаллической коррозии со стороны свинцового теплоносителя, к резкому сокращению времени до разрушения оболочки.   

4. Еще одной проблемой СНУП-топлива РУ БРЕСТ-ОД-300 является интенсивная наработка ¹⁴С по реакции ¹⁴N(n,p)¹⁴C , одного из наиболее опасных для человека радионуклидов, легко встраивающегося в пищевые цепочки. 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. Периодом 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 следовательно, и всей концепции «естественной безопасности». Это экологическое преступление, совершаемое в 10 км от полумиллионного Томска.

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 РУ БРЕСТ-ОД-300 о такой перспективе ничего не сообщается. 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 о радиационных последствиях этого выхода для населения в ПООБ также не представлено.

Заключение

Природные свойства свинца (высокая коррозионная агрессивность, высокая плотность, высокая температура плавления и кипения) делают его главным повреждающим фактором для физических барьеров, постоянной угрозой для безопасности реакторной установки и ее работоспособности.

Использование свинцового теплоносителя привело к существенному усложнению конструкции реактора и условий его эксплуатации.

Представленные в ПООБ данные не позволяют говорить не только о «естест-венной безопасности» РУ БРЕСТ-ОД-300, но и о его безопасности в том      смысле, как она определяется действующими нормативными документами. Не случайно в экспертном заключении, на основании которого Ростехнадзор выдал лицензию на этапе сооружения РУ БРЕСТ-ОД-300, отмечено более 900 несоответствий требованиям действующих ФНП в области использования атомной энергии. 

                                         Список литературы

1.     Орлов В.В., Аврорин Е.Н., Адамов Е.О. и др. Нетрадиционная концепция АЭС с естественной безопасностью. ‒ Атомная энергия, 1992, т. 72. вып. 4, с. 317—329.

2.     Пономарёв-Степной Н.Н. О возможностях и путях осуществления инициативы Президента Российской Федерации. ‒ Ядерный контроль, 2001, т. 7, № 2 (56), с. 44—48.

3.     Митенков Ф.М. Перспективы развития быстрых реакторов-размножителей ‒ Атомная энергия, 2002, т. 92, вып. 6, с. 423—435.

4.     Нигматулин Б.И., В.А. Пивоваров. Реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса. ‒ М.: «Литтерра», 2023.

5.     Альмяшев В.И., Хабенский В.Б., Крушанов Е.В. и др. Эксперименталь-ные исследования высокотемпературного взаимодействия стали со свинцовым теплоносителем. ‒ Теплофизика высоких температур, 2021, т. 59. № 5, с. 762—769.

6.     Забудько А.Н., Бугреев М.И., Иванов К.Д. и др. О возможности исследо-ваний отработавших кассет и твэлов реакторов АПЛ с ТЖМТ проектов 705 и 705К для обоснования технологий перспективных ЯЭУ. ‒ Тез. докл. Науч.-техн. конф. «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика-2018)», 16—18 мая 2018, г. Обнинск : ГНЦ РФ-ФЭИ, 2018, с. 82—84.