ПРОЕКТ “EAGLE-3”: обеспечение безопасности реакторов на быстрых нейтронах

                                                                        ПРОЕКТ “EAGLE-3”:

                                   обеспечение безопасности реакторов на быстрых нейтронах

В Национальном ядерном центре РК в рамках работ по совместному проекту EAGLE-3 (JAEA, Япония) реализуется исследовательская экспериментальная программа (внереакторная и внутриреакторная) по проблемам безопасности атомной энергетики, направленная на поиск путей для смягчения последствий тяжелых аварий с плавлением материалов активной зоны реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

В 2017 году на внереакторном стенде EAGLE проведен завершающий эксперимент по оптимизации конструкции устройства задания расхода натрия. Проведен первый эксперимент из серии испытаний, направленных на изучение заключительной фазы тяжелой аварии реактора на быстрых нейтронах с перемещением расплава в нижний пленум натрия. В результате проведенного эксперимента определено распределение расплава по поверхности диска, имитирующего дно емкости приема расплава.

На исследовательском реакторе ИГР проведены исследования с облучением физического макета внутриреакторного устройства, предназначенного для изучения заключительной фазы развития тяжелой аварии реактора на быстрых нейтронах с перемещением расплава по трубе, детально имитирующей направляющую трубу регулирующего стержня.

В 2018 году по проекту EAGLE-3 продолжаются внереакторные испытания, направленные на изучение заключительной фазы тяжелой аварии реактора на быстрых нейтронах с перемещением расплава в нижний пленум натрия. Запланировано проведение реакторного эксперимента с плавлением модельной ТВС с последующим перемещением расплава по трубе, детально имитирующей направляющую трубу регулирующего стержня.

Справочно. С 1998 года Казахстан и Япония проводят совместные исследования по проекту EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities), направленному на доказательство безопасности работы японского реактора на быстрых нейтронах SFR (Sodium Fast Reactor). Этот реактор нацелен на выполнение широкого спектра задач в энергетике ближайшего будущего.

Варианты модификации реактора разделяются на три условных группы и имеют мощность от 50 до 1500 МВт электрических. Реактор использует в качестве теплоносителя натрий при его давлении в активной зоне близком к атмосферному. Температура натрия на выходе из активной зоны (500-550 °С) имеет большой запас до кипения. Рассматривались различные типы преобразователей тепловой энергии в механическую: на воде высокого давления, азоте и углекислом газе.

В проекте реактора SFR используются лучшие достижения предыдущих разработок как Японии, так и других стран. Одной из инновационных особенностей является использование системы вывода расплава материалов активной зоны, обеспечивающей предотвращение образования повторной критичности в аварийной ситуации. Для этого внутри каждой ТВС типа FAIDUS (Fuel Assembly In-Duct Structure) установлены специальные каналы, формирующие пути для перемещения расплава за пределы активной зоны. Удаление, даже частичное, расплава из активной зоны снижает вероятность образования компактных бассейнов расплавленного  топлива критической конфигурации. Кроме того, при дальнейшем развитии аварии часть вновь образующейся массы расплава может быть слита по трубопроводам стержней регулирования реактора.

Обобщая вышесказанное, следует подчеркнуть, что проект EAGLE направлен на исследование возможности контролируемого перемещения расплава материалов активной зоны по описанным каналам.