КОМПЛЕКС ИССЛЕДОВАНИЙ В ПОДДЕРЖКУ БЕЗОПАСНОСТИ ПРОЕКТА ФРАНЦУЗСКОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

30 проектов к 30-летию НЯЦ РК!

Проект № 25. 2019–2022 гг. КОМПЛЕКС ИССЛЕДОВАНИЙ В ПОДДЕРЖКУ БЕЗОПАСНОСТИ ПРОЕКТА ФРАНЦУЗСКОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Аспекты безопасности при авариях ядерных реакторов на быстрых нейтронах, сопровождающихся плавлением активной зоны, были и остаются первостепенной темой обсуждения при их проектировании и эксплуатации, а требования к безопасности реакторов с годами становятся все более жесткими, и одним из факторов, который должен быть детально изучен для выработки мероприятий по снижению последствий тяжелой аварии, является повторная критичность.

При плавлении активной зоны и перераспределении топлива и твердых поглотителей в кориуме существует опасность возникновения в реакторе критических по размножению нейтронов условий, т.е. явления повторной критичности, которое, в свою очередь, может привести к дополнительному перегреву поврежденного реактора и массированному выходу радиоактивности за пределы защитных барьеров. Возникновение повторной критичности является более вероятным событием в случае тяжелой аварии реактора на быстрых нейтронах ввиду относительно более высокого, по сравнению с другими типами энергетических реакторов, обогащения используемого топлива.

Наиболее представительным способом получения экспериментальных данных о поведении реакторного топлива в переходных и аварийных режимах работы являются реакторные эксперименты, при проведении которых может быть достигнуто максимальное приближение к реальным эксплуатационным режимам, и, следовательно, поведение топлива в максимальной степени может соответствовать реальному.

Необходимость в проведении таких исследований не стала исключением и для Франции, являющейся одним из лидеров мировой атомной энергетики и занимающей по количеству вырабатываемой на АЭС энергии второе, а по доле атомной энергетики в энергетическом секторе страны – первое место в мире. Ведущей научно-исследовательской организацией атомной отрасли Франции является Комиссариат по атомной энергии и альтернативным энергоисточникам. Основная задача Комиссариата состоит в проведении фундаментальных и прикладных исследований в сфере использования ядерной энергии. Большое внимание в организации уделяется реализации исследовательских программ, посвященных реакторам четвертого поколения, в том числе реакторам на быстрых нейтронах, эффективно работающим в замкнутом топливном цикле.

В программе развития перспективных ядерных энергоустановок Франции за основу были приняты реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Показательным результатом этой программы должен стать первый демонстрационный реактор ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration – усовершенствованный натриевый технологический реактор для промышленной демонстрации).

Реактор ASTRID имеет ряд характерных особенностей, которые требуют проведения большого объема дополнительных исследований, направленных на подтверждение безопасности выбранной конструкции, включая изучение поведения элементов активной зоны реактора при развитии аварийных ситуаций.

Одним из наиболее подходящих для проведения испытаний модельных ТВС перспективного реактора является импульсный графитовый реактор ИГР, технические характеристики которого обеспечивают возможность моделирования тяжелых аварий в широком диапазоне заданного энерговыделения, а сочетание динамических характеристик реактора и параметров его петлевых установок обеспечивает широкие экспериментальные возможности и условия испытаний объектов ядерной техники при различных проектных и запроектных авариях.

В декабре 2011 года состоялся первый визит сотрудников французского Комиссариата в Курчатов по вопросам подготовки и проведения на реакторе ИГР экспериментальных исследований в поддержку проекта реактора ASTRID. В ходе рабочей встречи, казахстанской стороной были представлены основные результаты ранее проведенных исследований по изучению поведения реакторного топлива в условиях тяжелой аварии, а французскими специалистами была высказана заинтересованность в рассмотрении возможности проведения такого рода испытаний в отношении элементов активной зоны реактора ASTRID.

К следующей рабочей встрече, состоявшейся в октябре 2012 года в Курчатове, команда из Франции подготовила уже конкретные предложения по проведению технико-экономических исследований в обоснование возможности реализации экспериментальной программы, направленной на изучение, в условиях реакторного эксперимента, процессов развития тяжелой аварии в реакторе с модельной ТВС реактора ASTRID. Казахстанской стороной это предложение было принято, и в 2013 году были начаты исследования в обоснование возможности проведения экспериментов по программе, получившей условное наименование SAIGA (Severe Accident In-pile tests for Generation IV reactors and ASTRID project), которая нацелена на исследование варианта снижения вероятности возникновения повторной критичности. Результаты технико-экономических исследований были представлены казахстанскими специалистами на рабочей встрече, прошедшей в мае 2014 года в исследовательском центре «Кадараш». Полученные результаты обоснования возможности выполнения внутриреакторных экспериментов на реакторе ИГР были оценены французской стороной как положительные, и по итогам встречи был подписан протокол о намерениях сторон обсудить вопросы подготовки и проведения на реакторе ИГР экспериментов в обоснование безопасности.

Задачи основных и дополнительных исследований были сформулированы французской стороной к середине 2015 года, и до конца этого же года работа по обоснованию возможности реализации программы SAIGA была завершена. В конце февраля – начале марта 2016 года команда казахстанских специалистов посетила Кадараш для обсуждения результатов выполненной дополнительной части технико-экономических исследований, по результатам которой было принято решение о подготовке тендерной документации для участия в конкурсе на заключение контракта SAIGA. В течении 2017 и 2018 годов активно велись переговоры, в которых обсуждались порядок, объем и условия выполнения работ по контракту, а также был подготовлен пакет документов для участия в тендере. В итоге, в июне 2019 года состоялось подписание контракта, а уже в начале июля в НЯЦ прибыла команда французских специалистов для участия в первой (в рамках контракта) технической встрече, на которой были представлены исходные данные и технические требования для разработки экспериментального устройства, натриевого контура и обоснования условий эксперимента.

Контракт SAIGA рассчитан на семь лет и состоит из двух частей. Первая часть выполнялась в течение 2019–2020 и была направлена на решение нескольких задач – это разработка технических проектов экспериментального устройства и натриевого контура; расчетно-теоретический анализ нейтронно-физических и тепло-гидравлических характеристик экспериментального устройства и натриевого контура, обоснование режимов испытаний на исследовательском реакторе. С 2021 года Национальный ядерный центр Республики Казахстан выполняет исследовательскую часть программы SAIGA.