Об эволюции кипящих ВГР в РНЦ КИ.

1. Предыстория и базовый опыт
2. Суть и мотивы концепции ВГР
3. Перегрузка топлива на ходу
4. К сравнению канальных кипящих ВГР с другими ВР-ми.
5. Детализация концепции ВГР
6. Трудности, выявившиеся при эксплуатации.
   1. Начальные «инциденты».
   2. Поканальный контроль.
   3. Об авторегулировании.
   4. КМПЦ и СЛА.
   5. Трудности первого периода и длительной эксплуатации.
7.  Нейтронные свойства и ГГЦР, роль аварии на ЧАЭС.
8. Гарантии отвода остаточного тепловыделения.
1.  О роли ОК РГК и обратного тока.
9. Проблемы защиты РП от МРТК. Роль катастрофы 4-го блока ЧАЭС.
10. Разработки по ВГР до аварии на ЧАЭС.
1. Турбонасосная цикуляция (ТНЦ).
2. Интенсификаторы теплосъёма и РБМК-1500.
3. Плотные пучки ТВС.
4. РБМК с перегревом пара (РБМК-П).
5. Модульный реактор с автономными ТК.
6. О революционных идеях регулирования спектра.
11. Анализы в западном формате и роль ВАБ. 
12. Требования 21-го века» и «тяга к простым решениям».
13. Итоги
1. Традиционные РБМК – ДВГР.
2. Недостатки ДВГР и их устранение в НЭВГР.
3. Естественная безопасность НЭВГР при тяжелых ЗПА.
4. Дальнейшие доступные изменения НЭВГР.
5. О новом реакторе с перегревом пара.
6. Некоторые итоги эволюции научных элементов концепции ВГР (паровой эффект, кризис и закризисная теплоотдача, LOCA и повторное обводнение, выходы ЛПД и СЛА)
14. В качестве заключения. Некоторые "эмоционально окрашенные" оценки состояния и отношения к ВГР. 

Литература

ОБ ЭВОЛЮЦИИ КАНАЛЬНЫХ ВГР В РНЦ КИ (ИАЭ)

I. Предыстория и базовый опыт
   Эти соображения неизбежно субъективны и не являются ни однозначным, ни исчерпывающим документальным свидетельством.  
   Условия зарождения и развития концепции ВГР с 60-х годов не способствуют педантичному документальному рассмотрению; секретность, келейность, авторитарный стиль принятия решений, стиль ВПК Министерства , минимум формализма и дискуссий, вовлеченность "компетентных органов", выдающихся авторитетных ученых и инженеров, все это было нацелено на быстрое достижение достаточно хороших конечных результатов без длинных процедур оптимизации и полного формального обоснования.
   Упор сделан на принципиальных и/или важных аспектах развития ВГР в понимании автора в рамках его работы в ИАЭ и ИЯР РНЦ КИ с начала 60-х годов и с учетом его субъективных представлений о приоритетах других организаций-участников работ в направлении крупных энергетических РУ с ВГР. (К работам по ВГР РБМК автор был привлечен директором ИАЭ ак. АП Александровым в 1967 году в период завершения работы над техпроектом в качестве нач. лаборатории и зам. научного руководителя проекта по инженерным вопросам. До 1967года автор работал, главным образом,в области первых корпусных водоохлаждаемых некипящих и кипящих реакторов ВВЭР и ВК: до 1962 г - зам Гл Конструктора ОКБ Гидропресс , а затем - в ИАЭ руководителем энергопуска ВК-50). 

   Насколько известно, идея концепции была предложена в ИАЭ ранее 1965 г профессором СМ Фейнбергом с участием академика А.П. Александрова, д.т.н. Е.П. Кунегина и в ее первичной разработке активно участвовал к.т.н В.М. Федуленко, д.т.н. В.С. Романенко и другие сотрудники сектора 15 ИАЭ. Исходная концепция канального ВГР возникла в середине 60-ых годов на базе большого опыта промышленных ВГР (ПрВГР) для производства военных изотопов, а также опыта утилизации тепла ПрВГР на Сибирской двухцелевой АЭС с турбинами насыщенного пара низких параметров (около 3 атм). 
  Учитывался также опыт 1-ой АЭС и БАЭС и опыт корпусных одноконтурных кипящих РУ с реакторами типа ВК (BWR), а при выборе типа топлива - еще и опыт ВВЭР (PWR).
  Был принят во внимание и не имевший продолжения опыт создания канального реактора типа N1, США, с водой и диоксидным топливом в горизонтальных каналах и графитом вне каналов. Но видимо более важным был опыт создания некоммерческого паропроизводящего реактора SGHWR, 100Мвт электрических, с малообогащенным диоксидом урана в ста вертикальных каналах и холодным Д₂О-замедлителем вне каналов в баке-каландре. Он был пущен в 1967г, в Уинфрите, Англия, и успешно работал до последнего времени. (Позднее в Канаде, Джентилле, в1973г был пущен другой реактор с Д₂О замедлением и кипящей обычной водой в вертикальных каналах, но на природном диоксиде урана; это повело к большому паровому зффекту и неустойчивости работы, и реактор вскоре был остановлен, как требовавший больших дополнительных усилий на фоне давно и хорошо работавших традиционных для Канады канальных Д₂О реакторов КАНДУ). Много позже, в 1984 г, в Японии (в Фугене) был пущен и успешно работает до сих пор некоммерческий демонстрационный реактор c малообогащенным MOX-топливом, похожий во многих других отношениях на SGHWR.

  Причины, по которым паро-генерирующие канальные реакторы с Д₂О замедлителем после пуска первых демонстрационных реакторов не получили в Англии, Канаде и Японии дальнейшего развития, публично не обсуждались подробно и не вполне ясны. Насколько известно, эти причины содержат большой элемент лоббирования со стороны традиционных направлений. В Англии также имели значение развитие нефтедобычи на шельфе и амбициозные преждевременные намерения нового руководства Комиссии по Атомной Энергии развить быстрые бридеры в 70-ых годах. В Канаде выдвигались на первый план финансовые трудности и отсутствие необходимости преодоления возникших технических трудностей при наличии хорошо работающих реакторов КАНДУ в стране с малым населением.

  В России в то время не было доминировавшего направления АЭС, имелся уникально большой опыт канальных ПрВГР и опыт транспортных и первых энергетических корпусных ВВР; не хватало мощностей для "массового" производства предельно крупных транспортабельных корпусов и парогенераторов для ВВЭР. 
   Как и в других развитых странах, была еще эйфория от первых успехов коммерческих АЭС и завышенные планы их наращивания по заниженным ценам, и авторитарно росли амбициозные намерения создания и развития быстрых бридеров, что было экономически явно преждевременным.

  В этой сложной обстановке на фоне известного нефтяного кризиса, в ИАЭ с участием НИКИЭТ была выработана первая концепция энергетического канального ВГР на базе российского и с учетом мирового опыта, позволявшая в частности, радикально расширить производственную базу АЭ , благодаря отказу от уникальных корпусов реакторов и тяжелых парогенераторов с огромной и "абсолютно плотной" поверхностью теплопередачи между первым и вторым контуром (порядка 40000кв м на Гвт(Э)).

Суть и мотивы концепции ВГР
   Кроме одноконтурности, суть этой новой концепции: комбинация конструктивной схемы ПрВГР (вертикальные каналы с водой и топливом в колоннах графитового замедлителя) с топливными пучками двуокисного малообогащенного топлива в трубках из сплава циркония по типу топлива, освоенного для корпусных реакторов.

  При этом трудной, но привлекательной целью была также практически недоступная для корпусных реакторов перегрузка длинных ТВС на ходу реактора, позволявшая исключить потери нейтронов и запас реактивности на выгорание и повысить КИУМ. 
  Вертикальное направление каналов было выбрано без особых колебаний (в отличие от канадских КАНДУ), что было потом много позже предметом подробной дискуссии с канадскими специалистами.
   Кипение обычной воды в вертикальных каналах с длинными подвешенными сверху пучками твэлов и одноконтурный цикл также были важными компонентами концепции.
   Главными мотивами этих решений были видимо хорошие условия естественной циркуляции, ликвидация тяжелых парогенераторов и снижение давления воды в реакторе, положительный опыт работы одноконтурных кипящих корпусных реакторов BWR и нашего ВК-50 на слабо радиоактивном паре в турбине с продуктами его радиолиза, удаляемыми из конденсаторов, предполагаемое упрощение перегрузки топлива в виде длинных ТВС в вертикальных каналах .

   В этой связи отметим , что уже в те годы был накоплен достаточный опыт одноконтурных корпусных АЭС, чтобы питать уверенность в практической приемлемости и целесообразности прямого цикла и возможности "довести до ума" связанные с этим проблемы, что вполне подтвердилось впоследствии. Конечно требовалась определенная "адаптация" опыта корпусных кипящих реакторов в области воднохимического режима (ВХР) и активации теплоносителя к специфике условий канальных реакторов, хотя больших качественных различий нет. В основном эти различия в конечном счете связаны с тем, что при той же мощности меньше масса облучаемого теплоносителя (в силу много более высокого паросодержания) и меньше доля энергии замедления передаваемой теплоносителю и вызывающей его радиолиз, но существенно больше поверхность контакта теплоносителя и коррозии контура вне активной зоны и есть специфические формы коррозии труб каналов из сплава циркония под давлением в поле облучения. Видимо на смену неплохому простейшему бескоррекционному ВХР придет коррекционный режим

Перегрузка топлива на ходу реактора 
   Иная ситуация была с перегрузкой на ходу реактора. Опыт перегрузки на ходу горизонтальных каналов с короткими проталкиваемыми топливными блочками или сборками твэлов в канадских реакторах CANDU был получен совсем в другой "геометрии" . Качественно иные геометрические условия и параметры перегрузки на ходу и в ПВГР. Не могли быть базой и другие, менее значимые прецеденты, а скорее - далеко не вполне удачные попытки перегрузок на ходу (например, в магноксовых реакторах). 
   Достаточно близким предшественником, о котором впрочем имелось мало информации, была РЗМ реактора SGHWR. Но ее опыт нельзя считать вполне удачным, и вероятно это связано с чрезмерно трудными условиями работы РЗМ на горячем активном теплоносителе.
   В итоге вначале не было полной уверенности ,что перегрузка на ходу будет практичной и успешной. По ходу дела такая уверенность окрепла и реализовалась. Этому в немалой степени поспособствовало инициативное предложение ИАЭ, подержанное ИКИЭТ и разработчиком РЗМ, ЦКБМ, сделать РЗМ чистой и холодной с помощью гидравлического барьера в головке канала в виде узкой щели с достаточно высокой скоростью чистого холодного теплоносителя, перетекающего принудительно из РЗМ в головку канала и препятствующего попаданию в РЗМ горячего, грязного теплоносителя из канала. 
   Творческие усилия конструкторов , технологов и наладчиков персонала головной ЛАЭС с доводкой и совершенствованием ряда узлов и подсистем РЗМ увенчались надежной работой этой уникальной системы перегрузки на ходу; теперь это - освоенное весьма важное достоинство, практически доступное только для канальных ВГР. Оно не только улучшает КИУМ и нейтронный баланс, но и усиливает внутреннюю безопасность, исключая запас реактивности на выгорание.(хотя конечно перегрузка на ходу требует соответствующего внимания персонала к этой "ядерноопасной операции", но огромная теперь практика порядка ста тысяч перегрузок показала ее практическую безопасность).
   Напомним для удобства схему перегрузки ВГР. РЗМ после стандартной проверки на специальном стенде автоматически выводится ее мостом на координаты перегружаемого канала, стыкуется и уплотняется с его головкой через стыковочный патрубок РЗМ, давление воды от спецнасоса устанавливается в скафандре РЗМ немного выше, чем в канале, и открываются задвижки, сообщающие стыковочный патрубок с головкой канала, после чего возникает небольшой проток чистой , холодной воды из РЗМ в головку канала. Захват РЗМ опускается через ячейку магазина и соединяется с пробкой канала, разуплотняет , извлекает пробку вместе с подвеской и облученной ТВС и оставляет ее в ячейке барабана магазина РЗМ. Барабан снова поворачивается до совмещения осей свежей ТВС и канала, захват соединяется с подвеской и опускает свежую ТВС в активную зону, оставляет ее там , уплотняет пробку в головке канала и уходит вверх. Проверяется качество уплотнения, и РЗМ отстыковывается от канала и переносит ТВС в бассейн выдержки. (В барабане есть еще ячейка с резервной пробкой для аварийного уплотнения канала и пустая резервная ячейка для калибра). Успех окончания каждой операции контролируется соответствующими датчиками, и переход к следующей операции автоматически блокируется до окончания предыдущей. Система существенно совершенствовалась на базе опыта работы, особенно это относится к подсистеме контроля, защиты и блокировки ошибок.

   Система перегрузки на ходу помогает решению и других принципиально важных задач, среди которых отметим может быть наиболее принципиальную и кажущуюся вначале нереально-трудной задачу систематического контроля состояния и развития дефектов трубы и переходников каждого канала при его перегрузке на ходу реактора. По предложению ИАЭ, с участием НИКИЭТ и ИАЭ в НИКИМТ-е и ЦКБМ. был разработан и опробован в ЦКБМ на полномасштабном стенде канала и РЗМ действующий макетный образец такого УЗД контроля каналов РБМК. Его принцип: автономная герметичная цилиндрическая "ампула" с радиационно и температуростойкими источником питания, генератором сканирующего сигнала, приемником и устройством записи информативного сигнала, отраженного трубой. Ампула установлена в свободную ячейку барабанного "магазина" РЗМ и после штатной пристыковки к каналу и извлечения облученной ТВС привод РЗМ сцепляет захват с ампулой , опускает ее в активную зону и перемещает по высоте, сканируя трубу. Отраженный сигнал фиксируется устройством записи ампулы с привязкой по высоте и углу. Затем захват РЗМ извлекает ампулу оставляет в ее ячейке "магазина" , сцепляется со свежей ТВС и штатно продолжает и заканчивает процесс перегрузки канала: опускает в канал свежую ТВС, отцепляется, уплотняет головку канала. РЗМ отстыковывается от канала , переставляет облученную ТВС в бассейн хранения и уходит на свой стенд. Там ампула через герметичный разъем передает информацию о канале в банк хранения и анализа. К сожалению эта разработка вместо намечавшегося завершения и внедрения была приостановлена в начале 90-х годов из за нехватки средств, хотя большой прогресс в области малогабаритной стойкой электроники и средств информатики намного облегчал реализацию такой "ампулы". 
Это типичный и далеко не единственный пример интересной и перспективной эволюции канальных ВГР, не состоявшейся (пока?), несмотря на техническую целесообразность. Ведь она могла позволить снять остроту вопроса о течах каналов .
   Совершенно другого рода пример связан с непростой, но уникальной возможностью оценить поведение облученной ТВС и, отчасти, канала под действием остаточного тепловыделения в условиях длительного аварийного осушения, используя "быструю" перестановку такой ТВС в РЗМ в специальный пенал- установку в приреакторном бассейне выдержки. Подобный стенд для интегрального изучения тяжелых аварий (СИИТА) был принципиально проработан и мог бы при необходимости стать сравнительно доступной для канальных реакторов базой получения информации, недоступной иными путями, для валидации на Штатной ТВС качества оценок в этой столь "популярной" и обязательной после аварий на ТМИ и ЧАЭС области запроектных тяжелых аварий.
   Мы сравнительно подробно остановились на казалось бы вторичной проблеме перегрузки ввиду ее принципиальной значимости.

Далее обсуждены либо в той или иной мере затронуты:

• Важные, хотя и не крупные коррекции концепции на основе опыта и трудностей работы блоков ВГР РБМК (таких как запасы воды в БС, неустойчивость поля, запас подкритичности) и появившихся новых технических возможностей (материалы, элементы систем контроля, информатики);

• Принципиально новые варианты концепции ВГР, привлекательные, но менее ясные, чем базисная концепция; 

• Проблемы и изменения, связанные с катастрофой на ЧАЭС и с возрастающими требованиями безопасности;

• Наконец , эволюция , связанная с новыми требованиями и веяниями "21-го века"

К сравнению канальных кипящих ВГР с другими ВР-ми
   Далее мы ограничились рамками канальных одноконтурных ВГР, которые, как нам представляется имеют некоторые важные достоинства в сравнении с другими водоохлаждаемыми реакторами ВРами. Схематично имеем ввиду следующее
   При практически равной экономике кипящие ВГР имеют  весомые специфические преимущества перед корпусными двухконтурными ВР-ми типа ВВЭР в области пассивной внутренней безопасности (см ниже…) Сравнение с корпусными одноконтурными ВР-ми (типа ВК=BWR) не столь однозначно и требует некоторых замечаний:   
   Корпусные ВК не имеют разветвленных канальных коммуникаций, корпуса для них нужны значительно большего размера (как правило - нетранспортабельного), но на меньшее в два раза давление, чем корпуса ВВЭР. В них допустимо лишь невысокое паросодержание (примерно вдвое меньше, чем в ВГР) и получается высокая осевая неравномерность поля нейтронов (так как вода является доминирующим замедлителем). Для них характерны некоторые дополнительные виды неустойчивостей .В них едва ли можно исключить очень тяжелые последствия осушения активной зоны или ввода опасной в смысле разгона реактивности (выброса поглотителей с весом более бэта). 
   Как видно (см также ниже) канальные кипящие ВГР превосходят ВК в указанных выше отношениях, кроме компактности и канальных коммуникаций. Тем не менее мы считаем, что оба типа кипящих одноконтурных реакторов (ВГР и ВК) имеют свои важные достоинства и нельзя заведомо отдать предпочтение одному типу . Но сложилось так, что в России фактически получили развитие только ВВЭР и кипящие ВГР, и далее мы сравниваем их в основном только с ВВЭР. Хотя многое относится и к ВК. 

   Среди серьезно применяемых водоохлаждаемых реакторов, кроме водоводяных (ВВЭР и ВК) есть еще реакторы с тяжеловодным замедлением без кипения воды (двухконтурные) и с кипением, одноконтурные.
   Корпусные реакторы этого типа не получили развития, в основном - из за большого объема Д₂О- замедлителя в корпусе и соответствующего снижения достижимой мощности энергоцикла (особенно, если Д₂О не служит рабочим телом энергоцикла, что нереально).
   Канальные Д₂О реакторы давно (с 50-х годов) и успешно работают, прежде всего в Канаде - двухконтурные типа КАНДУ с природным двуокисным топливом в виде коротких пучков стержней в горизонтальных каналах под давлением внутри труб "бака-каландра" с холодным Д₂О-замедлителем, энерговыделение которого (5-6%) не используется полезно в энергоцикле (в отличие от ВГР). Горизонтальность обусловлена перегрузкой на ходу проталкиванием пучков во встречных направлениях в соседних каналах, что позволяет иметь минимальные потери нейтронов и приемлемое выгорание на природном топливе. 
   Впоследствии в 70-ых, 80-х годах в период роста требований мирового сообщества к безопасности АЭС канадские специалисты обстоятельно проанализировали новую ситуацию применительно к концепции КАНДУ и показали, что на ее основе можно удовлетворить этим новым требованиям. При этом горизонтальность каналов с топливом и бака-каландра с замедлителем (которая в первоначальной концепции КАНДУ была как бы вынужденным решением при использовании диоксида природного урана как базы концепции) играет свою позитивную роль ослабления последствий наиболее тяжелых аварий: так при очень тяжелой запроектной аварии длительного осушения контура и каналов и потери Д₂О замедлителя (утечки или испарения) из бака-каландра разрушенные из за перегрева топливные сборки попадут вниз бака-каландра и будут долго охлаждаться через его обечайку, отдавая остаточное тепло большому объему воды биозащиты, в которую как бы "погружен" бак-каландр. Этого рода проблематика довольно подробно обсуждалась нами в 90-х годах с канадскими специалистами в порядке сравнения ВГР и КАНДУ. 
   Среди важных неприятных особенностей КАНДУ отметим небольшой, но существенный положительный паровой эффект реактивности (рост реактивности при потере тяжелой воды в каналах), который трудно устранить, особенно в реакторах КАНДУ с природным топливом, что привело к необходимости второй системы быстрого аварийного гашения реактора. Не углубляясь далее в другие важные аспекты , скажем в итоге лишь:
мы укрепились в том, что при использовании мало обогащенной двуокиси урана (а вероятно - и МОХ топлива) ВГР с вертикальными каналами в целом не уступают реакторам с Д₂О замедлителем и превосходят их в безопасности по отношению к тяжелым авариям, обладая возможностью иметь оптимальный слабоотрицательный паровой эффект реактивности. Экономические сравнения были проведены еще в 70-ые годы и тоже не дали оснований предпочесть Д2О замедлитель в канальных реакторах России.
   В итоге подобных сопоставлений с учетом упомянутых условий России в 60-х годах была выбрана базисная концепция ВГР : вертикальные каналы с топливом и кипящим легководным теплоносителем в массиве графитового замедлителя; перегрузка топлива на ходу также была важной желательной частью концепции.

Детализация концепции ВГР

   Последующая проектная детализация концепции ВГР РБМК на рубеже 60-ых и 70-ых годов определила ряд важных характеристик этого типа ВГР в рамках базиса концепции:
   Активная зона разбита на зону плато и периферию, 3-5 периферийных рядов каналов, "поддерживающих" за счет частоты перегрузки постоянное макрополе в остальной, основной центральной части - зоне плато с регулярной решеткой поглотителей СУЗ (в РБМК 1 поглотитель на 7 топливных каналов). Более мелкое разбиение - на "макроячейки" (по 2 канала СУЗ и 14 топливных каналов в каждой ячейке) с близким выгоранием (возрастом) ТВС в одинаково расположенных каналах всех макроячеек. 
  Все это дает базу планирования перегрузок , но конкретный порядок перегрузок уточняется "ежедневно" анализом экспериментальных и расчетных полей нейтронов и энерговыделения. Их контроль ведется на базе малоинерционных, серебряных датчиков прямой зарядки (в РБМК датчики радиального поля - в герметичных трубках по центру ТВС, мультидатчики высотного поля - в специальных каналах ). Оперативные расчеты "натягивают поле на показания датчиков", с учетом поправок на спектр, на выгорание датчиков и топлива и т д, обеспечивая высокую надежность и точность контроля поля энерговыделения.
   Как видно, благодаря достаточно доступному месту в реакторной полости (РП) замедлителя между каналами, задачи нейтронно-физического контроля и СУЗ решаются много проще и надежней , чем в корпусных реакторах. 
   Поглотители СУЗ в отдельных "холодных" каналах автономного контура СУЗ низкого давления с гидростатическим подпором- переливом охлаждающей воды из верхнего бака в нижний - простейшее надежное решение , доступное только в канальных реакторах. 

    Напомним еще некоторые другие важные решения проекта:
-Разделение КМЦ на две предельно крупные петли , охлаждающие левую и правую половину реактора с крупными электроГЦН-ми (по 3 работавших и 1 в горячем резерве), крупными горизонтальными гравитационными барабанами-сепараторами, служившими коллекторами сбора пароводяных коммуникаций, отводивших ПВС от каждого канала; скорости воды в трубах КМЦ несовременно-низкие, хотя и традиционные и спокойные с точки зрения вибраций для обычной энергетики тех лет, порядка 3 м/с, что вело к росту их диаметра и компенсационных гибов, и неоправданно большому поперечному габариту РУ, практически не связанному с диаметром реактора.

   Металлоконструкции реактора, нижняя и верхняя опорные плиты биозащиты и кожух реактора были разработаны на базе опыта ПВГР, с внесением существенных изменений, учитывавших выбранный шаг решетки и диаметр каналов яполости замедлителя (РП) и совершенно другой низ реактора, соответствующий другой системе перегрузки длинных ТВС, подвешенных сверху в головках каналов. (К сожалению первоначально не было радикально пересмотрено крепление и разгрузка плит защиты от аварийного роста давления в РП и ограничение роста давления, см ниже). 

  Заняло бы слишком много времени перечисление всех значительных научно технических решений конструкторски остроумных, оригинальных, сочетавших стремление к оптимальной новизне с сохранением проверенной базы. Среди удачных решений отметим , например: 
  -стыки-переходники от циркония к аустенитной стали в каналах по краям активной зоны, 
  -соединение каналов на сварке с коммуникациями и опорными узлами , допускающими хотя и непростую редкую замену каналов, 
  -центральная "сухая" трубка в ТВС для датчиков поля нейтронов, 
  -поканальное регулирование и контроль расхода и герметичности ТВС без импульсных и пробоотборных трубок под давлением. 
и многие другие достаточно уникальные решения, хотя и обсуждаемые до сих пор, но проверенные насколько было возможно за ограниченное время в условиях ограниченной конкуренции , неизбежной келейности и спешки в атмосфере перенапряженно кратких сроков ввода последовательных энергоблоков.
   При этом, увы, были практически неизбежны и неоптимальные решения, многие из которых удалось так или иначе компенсировать , благодаря усилиям квалифицированного персонала и , как стало видно, - удивительно большого потенциала возможностей подобного рода доработок в канальных ВГР.

   Далее попытаемся несколько систематизировать рассмотрение , разделив его условно на
- 1. "Болезненнные" места и трудности проекта РБМК, выявившиеся вначале эксплуатации и поздней, вплоть до аварии ЧАЭС,
- 2. Проблемы и полумифы, традиционно и поверхностно озвучиваемые в плане осуждения и исключения целесообразности развития ВГР. И первая и вторая группа не обязательно являются реальными недостатками и часто не связаны с принципиальными решениями ВГР (см подробней в (1)).
- 3. Существенно новые модификации ВГР, в основном эволюционного характера, и уникальные возможности развития ВГР навстречу идеям и требованиям "21-го века".

VI. Трудности РБМК, выявившиеся при эксплуатации

   Выбор главных проблем подобного рода неизбежно носит следы субъективности .
6.1 Начальные "инциденты"
  - Мы не будем входить в подробности нескольких малоизвестных и по сути дела не слишком важных, хотя и поучительных инцидентов перед пуском в первый месяц работы головного блока ЛАЭС, которых конечно могло и не быть, так как они могли быть предвидены и предупреждены в более спокойной обстановке, а не в спешке подготовки и пуска блока ко дню энергетика (21 декабря); Это
  - Выделение водорода вследствие разложении паров воды при их восстановлении на мелкодисперсной фракции железа в составе специальной серпентинитовой биотеплозащитной засыпки верхней защитной плиты- т.н. металлоконструкции, схемы Е при ее первых разогревах выше 150 градусов. Медленный разогрев под контролем пробоотборов позволил безопасно высушить плиту, а в дальнейшем мелкая фракция железа была устранена из засыпки других блоков.
  - Разрушение подземного газгольдера для выдержки газов из РП и технологического конденсатора через несколько дней после первого энергопуска при работе на малой мощности вследствие скопления и взрыва радиолитического водорода из за ошибочно слабой продувки газгольдера. Внесением соответствующих дополнений в инструкции и автоматику (?) возможность повторения инцидента была устранена , газгольдер отключен и впоследствии восстановлен, освоение мощности блока продолжено.
  - Образование сквозного отверстия в трубе канала с дополнительным поглотителем из за малого радиуса закругления дистанционирующего бугорка в месте контакта с трубой . Были сразу снижены расходы и скорости воды в каналах с ДП, а в дальнейшем конструкция дистанционирования ДП была соответствующим образом изменена. Стоит отметить, что впервые в натурных условиях была опробована система контроля целости каналов - специфическая для ВГР и требующая непростой интерпретации результатов. 

6.2 Поканальный контроль
   Системы поканального контроля - специфическое достоинство ВГР. Это системы контроля и регулирования:
- мощности и высотного поля ТВС ;
- расходов ;
- контроля герметичности оболочек ;
- контроля целости каналов 

   Все эти массовые системы решены так , чтобы минимизировать дополнительные коммуникации под давлением активного теплоносителя и исключить снижение надежности блока из за отказов,- чтобы отказ-течь элемента системы не вел к остановке блока.
В итоге это достаточно оригинальные системы, во многом измененные по сравнению с ПВГР.
Их принципы можно продолжать обсуждать и оптимизировать, но то что сделано, несмотря на оригинальность, приемлемо. У каждой системы были периоды особо интенсивных доработок.
   Система КЦТК на ходу реактора необходима, чтобы не ухудшать длительно инертную атмосферу снаружи каналов и иметь возможность осмотреть и заменить сомнительный канал на остановке. В этом смысле условия ВГР сложней, чем в канальных Д2О реакторах, где даже малая течь определяется по изменению давления и состава газа в малом герметичном зазоре между трубами канала и каландра. В ВГР же пар из течи диффундирует радиально, "размывая индивидуальную ответственность источника течи за рост влажности и температуры газа", отсасываемого через индивидуальные и групповые датчики из зазоров между верхними опорными патрубками и каналами. Особенно этот эффект силен при малых течах в нижней части канала. Система совершенствовалась , чтобы повысить ее чувствительность, и в 80-ых годах была дополнена достаточно простой нижней КЦТК по отбору воды из зазоров вокруг нижней части каналов СУЗ.
   Нельзя сказать, что проблема чувствительности КЦТК решена вполне; оправдана дальнейшая работа в этом направлении, хотя то, что есть - практически приемлемо. 

   Контроль герметичности оболочек твэлов на ходу реактора со всеми вытекающими отсюда преимуществами решается в принципе сходным и достаточно эффективным образом для канальных ВГР-ов и Д2О реакторов (типа КАНДУ), не вызывая особых дополнительных опасностей отказов э/блока, связанных с импульсными или пробоотборными трубками и т п элементами под давлением. 
   В основе лежит внешнее поперечное обегание датчиком активности рядов отводящих канальных коммуникаций с краткой остановкой напротив каждой из них. Главная проблема - чувствительность, то есть масштаб минимального обнаруживамого в этих условиях нарушения герметичности. В РБМК признаком достаточно большого нарушения герметичности служит активность запаздывающих нейтронов осколков деления в окне ниже 2 - 3 Мев , исключающем фон жесткой кислородной активности. Малые т.н. газовые негерметичночти поканальным контролем не фиксируются, но могут быть обнаружены на ходу контролем активности пара в каждом из 4-х БС с дальнейшими частными приемами поиска ответственных за это каналов . В совокупности системы КГО на ходу дают возможность досрочной замены достаточно сомнительных ТВС и существенного снижения уровня активности теплоносителя и выбросов с эжекторными газами. Но повышение чувствительности поканального КГО было бы весьма полезным.

   Поканальный контроль и регулировка расходов (ККРР) теплоносителя - наиболее неоднозначная проблема.
   Как известно подобных возможностей в корпусных, в том числе кипящих реакторах нет и даже в канальных Д₂О реакторах она не используется. 
   Есть несколько небесспорных (неабсолютных), но весомых моментов, которые надо принимать во внимание.
   Нежелательно иметь традиционную систему дроссельных шайб с импульсными трубками на каждый канал , чтобы не снижать надежность э/блока.

   Чтобы система контроля имела выход на автоматическую остановку реактора (АЗ), она должна иметь весьма малую вероятность ложного срабатывания, порядка менее десятитысячной на канал в год. Гарантировать это в системах с нетрадиционными датчиками расхода (шариковые, струйные, корреляционные) пока трудно.

   При быстром падении расхода, из за запаздывания АЗ, оно хотя и сильно снижает вероятность и масштаб перегрева и повреждения ТВС и канала, но не исключает их.

   В итоге подобных обстоятельств иметь подходящую АЗ по падению расхода в канале пока трудно, хотя при большой необходимости (как в ПВГР) можно, но есть ли такая необходимость?    Видимо, к счастью ее нет, судя в том числе по опыту BWR и CANDU, где , правда нет и регулировки расходов - возможно, главной потенциальной причины аварийных потерь канального расхода.

   В ВГР РБМК расходы в каналах контролируются шариковыми расходомерами (ШР, ШТОРМ-32) с э/магнитным съемом, передачей и обработкой сигнала без импульсных линий под давлением. В ходе эксплуатации блока ШР настойчиво совершенствовался, и его наработка на отказ была многократно повышена. Кроме того были проведены довольно большие НИОКР по другим расходомерам, как дроссельным с импульсными линиями, так и новымБ струйным и корреляционным. К сожалению они не были завершены массовыми испытаниями, хотя "подавали большие надежды". Так или иначе АЗ по падению расхода введена не была, несмотря на наличие ЗРК для снижения расходов по мере выгорания и снижения мощности ТВС, хотя ЗРК и подрегулировки расходов создают потенциальную возможность для аварийной потери расхода. 
   В CANDU выгорание мало, и РР в каналах не нужны. В BWR с выгоранием расход растет довольно сильно , но и в них расходы не регулируются.
   Обязательно ли стремиться к РР в РБМК? Отказ от РР приведет к умеренному росту общего потребного расхода, примерно на 15-25% и затрат энергии на ГЦНы , на 0.5% мощности реактора (или менее, если усилить использование выгорающих поглотителей, чтобы уменьшить снижение мощности ТВС с выгоранием); и это может быть не хуже, чем иметь дорогую разветвленную систему ККРР, стоимость создания и эксплуатации которой выше дополнительных затрат на ГЦНы. 

   Как видно, много разнородных факторов влияют на ситуацию с необходимостью, возможностью и целесообразностью иметь систему регулировки, контроля канального расхода и защиты при потере расхода. 
   Работающая в РБМК система имеет определенные недостатки (в частности нет защиты по потере расхода), но проверена огромным опытом и практически приемлема, хотя, вероятно не оптимальна. Есть значительный задел по другим датчикам расхода, которые могли бы стать основой модифицированной системы. Но неясно, целесообразны ли теперь соответствующие затраты до получения взвешенной во всех важных отношениях оценки разумных требований к системе.
   Для нового ВГР может оказаться целесообразным пересмотреть еще раз необходимость системы РР и даже устранить ее (или заменить поканальный контроль и регулирование расхода на групповой).

6.3 Об авторегулировании.
   Кроме мощности реактора, в РУ одноконтурной АЭС авторегуляторы поддерживают два основных параметра - уровень воды в БС (с помощью РУ = РП) и давление пара в контуре,в БС с помощью РД.
   Никаких существенных проблем с регулированием давления пара не было. Принцип скользящего давления был отвергнут с самого начала, чтобы стабилизировать условия в реакторе и РУ. Давление в БС поддерживается стопорно - регулирующими клапанами на входе пара в ЦВД любой одной турбины. При сбросе АЗ прикрытие СРК не успевало поддержать давление , и была введена т. н. быстрая разгрузка турбин - закрытие СРК за 10-15сек (а не за 60 сек как от РД)
   Примечание: При скользящем давлении в БС оно примерно пропорционально генерации пара (так как не поддерживается изменением сопротивления паропроводов до турбины, от есть регулятором давления - СРК турбины). В результате статически объемное паросодержание и плотность теплоносителя в реакторе имеют тенденцию сохраняться при изменении мощности реактора, что может быть привлекательно для устойчивости работы и заслуживает специального рассмотрения.

   Были также уточнены алгоритмы работы механического ограничителя наброса нагрузки на турбину от регулятора частоты сети. Скорости изменения давления при небалансах генерации и отвода пара соответствуют практически равновесию воды и пара в контуре. Доминирует роль вскипания воды при падении давления и конденсации пара от прогрева воды при росте давления.
   Настройка предохранительных клапанов, импульсных и главных, потребовала адекватных усилий. Качество ПК следует повышать, чтобы не опасаться их задержек и особенно - непосадок , как причины провала давления опасного для запаривания и срыва ГЦН. В связи с этим и аварией на АЭС ТРИ МАЙЛ АЙЛЕНД , было даже проведено ограничение пропуска пара ГПК примерно уровнем 55-60% проектной производительности , что достаточно при условии сброса АЗ. На наш взгляд это неоправдано необходимостью и нецелесообразно, и в дальнейшем следует вернуться к классической 100% пропускной способности ГПК, чтобы исключить опасность переопрессовки даже при отказе АЗ

   Во время освоения мощности головного блока ЛАЭС на уровне выше 80% проявились некоторые трудности поддержания уровня воды в БС. Они были связаны с "перекосами" уровней между парными БС вследствие неравенства их водяной и паровой нагрузок (неравенства расходов воды и пара из ПВК подключенных каналов половин реактора) и сопротивлением водопароуравнительных линий. Кроме того, заметным был и продольный, осевой перекос уровней в длинных БС (30м) из за неравномерного по длине отвода пара в коллектор. Этим "малым" эффектам, которые можно было достаточно просто предусмотреть в проекте, не придавалось проектантами адекватного значения , и они проявили себя и потребовали значительных усилий для устранения на действующем головном блоке. Сильный рост паросодержания и соответствующее снижение запаса воды в гравитационном БС с ростом паровой нагрузки (или другими словами - снижение общего массового уровня в БС при сохранении физического уровня, точней - массового уровня над дырчатым листом) требовали достаточно точной отработки автоматики и уставок защит. При сбросе мощности и паровой нагрузки быстро падал общий массовый уровень ( по большому уравнемеру) вследствие падения объема пара в ПВК . Все это снижало запас до захвата пара в опускные трубы КМЦ и до срыва ГЦН.
   Для стабилизации уровня в соседних (парных) БС по инициативе персонала были сделаны и реализованы проекты уникальной переобвязки большинства ПВК , чтобы ПВС от соседних каналов отводилась в разные парные БС, снижая разницу их нагрузок даже при радиально-азимутальных деформациях поля энерговыделения. Были также увеличены уравнительные трубы.
   Для выравнивания осевого распределения уровня реализован проект соответствующего шайбования пароотводящих патрубков БС, чтобы выравнить их паровые нагрузки, несмотря на отвод пара из коллектора в одну сторону (впоследствии на блоках второго поколения был сделан отвод пара из центра коллектора).
   В дальнейшем много усилий пошло на увеличения запаса воды в БС при сохранении высоты парового пространства.
И сейчас на разных блоках работают два типа внутрибарабанных устройств:
    -старые с гравитационным всплытием пара в водяном объеме,
    - новые, с гравитационным падением струй и капель воды в паровой подушке под дырчатым листом, куда ПВС подводится по специальным "удлинителям" ПВК внутри БС и раздается через специальные насадки. Таким образом ниже паровой подушки пара почти нет и соответственно много больше объем воды. Это большой плюс, который позволит также уменьшить длину БС.     Не говоря о большей трудоемкости, в том числе при ремонте, не слишком большим недостатком новой конструкции ВБУ является при некоторых аварийных режимах непоступление воды из БС обратным током в ПВК и каналы.

6.4 КМПЦ и СЛА
   Принципиально паропроизводительная реакторная установка (РУ) включает реактор, контур циркуляции для теплоотвода , КМЦ, со всеми системами обеспечения и безопасности и систему локализации аварий (СЛА) для предотвращения (снижения) выхода активных продуктов в окружающую среду при авариях реактора и контура- т. н. третий барьер. Этот современный трехбарьерный подход, ориентированный на постулируемую возможность быстрого разрыва любой трубы контура, возник как директивный уже после проектирования первого поколения ВГР РБМК и в части СЛА он мог быть реализован слабо. На блоках 1-го поколения в случае большого разрыва контура (Ду более 300-400мм) не гарантирована прочность помещений и тем более их плотность, на блоках 2-го поколения удалось создать СЛА с барбатажом пара и сбросом пикового давления, но плотность т.н. прочно плотных боксов,ППБ сильно варьирует с технологией монтажа и контроля (по порядку от 0.01 до 1кв метра) и она много .ниже, чем можно получить, если была бы общая оболочка - контайнмент (см ниже).

   Далее, говоря о трудностях эксплуатации системы, будем оценивать и ее перспективы.

   КМЦ из двух больших петель с малыми скоростями воды, резервными ГЦН получился громоздким и требует компактизации, чтобы сделать возможным контайнмент.

   Следует увеличить число ГЦН и петель КМЦ (не менее 4-х), отказаться от резервных ГЦН, поднять раза в два скорости воды в контуре (чтобы потери давления в общей части контура были не 5% , а 10-20%), ликвидировать байпасы и всасывающий коллектор ГЦН (его роль может играть БС, разделенный при необходимости по воде перегородками), применить двухскоростные ГЦНы , чтобы избавиться от их перегрузок при сбросе мощности реактора и устранить дроссельные клапаны, ДРК. Уже только подобные довольно тривиальные меры позволяют снизить максимальный диаметр труб контура до 300мм и размер компенсационных гибов, соответственно почти на порядок снизить аварийное истечение, в разы снизить аварийное пиковое давление в помещениях , разместить ГЦН-ы и весь контур в плане в габаритах БС и сделать возможным общий контайнмент РУ даже проще освоенного - практически в габаритах контайнмента для ВВЭР, н на много более низкое пиковое давление..
Сепараторы возможны и вертикальные центробежные, но не видно причин для столь значительных изменений, хотя проработки и НИОКР были довольно успешными. Все таки горизонтальный БС вверху КМЦ полнее реализует функцию запаса воды для заполнения ПВК при сбросе мощности реактора и паросодержания теплоносителя.
   Важна система опор и термической компенсации контура.
   Кроме оси реактора, мертвыми вдоль контура были 4 точки: средние сечения БС и коллекторов ГЦН и сами ГЦНы. А опускные рубы Д=300мм, трубы Ду800 обвязки ГЦН до коллекторов , ПВК и НВК компенсировали термические расширения. По нашему мнению следовало бы уйти от замертвления коллекторов ГЦН, чтобы упростить уменьшить компенсационные гибы на обвязке ГЦН.

Примечание: В проекте реактора ATR достаточно легкие ГЦНы "висят" на прямых вертикальных опускных трубах; то есть в общей части контура вообще нет компенсационных гибов.Но могут возникнуть проблемы устранения вибраций.

   Еще большая новизна и компактность у КМЦ с малыми ГЦНами, встроенными в сепараторы; при электроГЦНах с постоянным числом оборотов будет снижен запас до кавитации из за малого заглубления насосов. При турбонасосах на паре реактора, проходящем далее в главную турбину, запас до кавитации будет гарантирован , благодаря ценному свойству такой турбонасососной циркуляции: пропорциональности расходов пара и воды, то 
есть постоянству недогрева воды до насыщения на всасе насосов и паросодержания на выходе из реактора, см ниже. Не менее важно отсутствие вывода вала из полости давления и соответствующего непростого уплотнения, что позволяет иметь много относительно малых насосов.

   Число петель циркуляции надо иметь не менее 4-х, чтобы обеспечить питание соседних каналов от разных петель и сток тепла через графит из аварийно-осушенной петли. 8 петель вполне достаточно, чтобы снизить сильно аварийное истечения при разрыве петли. 
Слишком много петель нет резона иметь еще и из за ослабления эффекта самогашения мощности реактора при аварийном осушении петли и отрицательном паровом эффекте реактивности. Скорей всего оптимальное число петель между 4 и 8, а насосов - от 9-ти до 24-х.

6.5 Трудности первого периода и длительной эксплуатации
   В числе трудностей, которые могли проявиться сравнительно быстро можно было ожидать малые неплотности массовых поканальных разъемов пробок подвески ТВС в головках каналов , разъемов ЗРК и расходомеров. Практика показала, что эти потенциально уязвимые узлы канальных ВГР решены достаточно удачно, что в ВГР их конструкцию можно и стоит совершенствовать, хотя особой необходимости в этом нет. Такая работа проводилась , особенно - по уплотнению головок каналов (с поворотным затвором, с винтовым затвором , с самоуплотняющимися и т.н. жидкометаллическими прокладками и т д). В итоге пропаривания "по верху реактора" не росли, а снижались и серьезных проблем для ВГР не представили.
   Другая специфически возможная проблема безаварийности ядерноопасных перегрузок на ходу (порядка 500 в год на каждом блоке) оказалась также вполне преодолимой, благодаря удачной конструкции каналов, РЗМ и системы пооперационного контроля и блокировок последовательных операций. 
Все это было важным для ВГР практическим итогом уже первого периода эксплуатации.

   В этот же период стало ясно, что запасы теплофизического характера достаточно велики; например, не было ни одного случая отказа ТВС, который можно было бы отнести на счет кризиса теплосъема.

   Позднее могли себя проявить и отчасти проявили процессы коррозии или фреттинг износа. Обычно причиной были достаточно значительные отклонения от ТУ на изготовления или длительные отклонения от нормальных условий работы. Например, было несколько случаев сквозных повреждений оболочек твэлов, трещин п переходниках от циркониевой трубы канала к аустенитным частям канала (из за недостаточного содержания стабилизирующей титановой присадки в стали) , довольно массовых течей каналов СУЗ на Игн АЭС (также из за отклонений партии труб от ТУ) . Были случаи трещин в швах приварки обоймы канала. 
   Это - специальная важная для канального реактора тема , но ясно, что она вполне совместима с его длительной эксплуатацией.
    Наблюдался повышенный износ оболочек твэлов в некоторых местах контакта с дист. решетками и трубой канала, повидимому из за попадания взвешенных примесей из теплоносителя. Есть и признаки повышенной коррозии труб канала после длительной эксплуатации. Все это вполне преодолимо и требует обычной работы по совершенствованию водного режима, в том числе, возможно и по улучшению условий удаления взвешенных примесей из воды контура, вплоть до центробежных фильтров.
   Последнее может снизить и эффект роста активности нижней части КМЦ (под реактором) коррозионного происхождения, при ремонтах после отключения ГЦН-ов и гравитационной концентрации части взвешенных примесей внизу, в районе НВК.
   Арматура КМЦ и ремонтные "дополнения" позволяют проводить ремонт почти любого элемента контура. Впрочем цена этого универсализма не так мала (арматура и ее эксплуатация) При этом система приспособлений и сама культура ремонтных работ имеет резервы снижения дозозатрат . 

   Говоря об эволюции ВГР, привлекателен другой "крайний случай" - минимизации арматуры КМЦ и модификации КМЦ так, чтобы необходимые инспекция и ремонт все же были возможны. Среди таких путей - размещение КМЦ выше активной зоны так , что возможно ремонтное осушение петли контура без осушения активной зоны. При этом в крайнем случае осушения каналы и ТВС осушенной петли охлаждаются к воде, циркулирующей в соседних каналах других петель.

   Здесь следует упомянуть о типичных для всех турбинных установок насыщенного пара отказах/неплотностях сепараторов пароперегревателей (СПП) и важных для одноконтурных АЭС подсосах охлаждающей воды в конденсаторах турбин. К сожалению в этих узлах ТУ как и в ТУ корпусных реакторов сохранились эти типичные отказы, которые, впрочем не приводили к необходимости остановок блока с двумя турбинами на реактор.

   Далее - о поучительном опыте проявления на практике нейтронно -физических характеристик реактора и затем о проблеме безопасности реактора, которая обеспечивается гарантииями при любых авариях: 
А. гашения цепной реакции (ГГЦР) и 
Б. отвода остаточного тепловыделения. 

VII. Нейтронные свойства и ГГЦР, роль аварии на ЧАЭС
   Для упрощения начальная загрузка реактора велась тем же слегка обогащенным топливом, что и планируемая расчетная догрузка и перегрузка при установившемся режиме, а баланс реактивности в отсутствии или при малом выгорании в переходный период обеспечивался начальной установкой дополительных поглотителей (ДП) на место ТВС в каждую полиячейку с их последующей заменой на ТВС по мере выгорания и снижения реактивности зоны. В этот переходный период , 1. - 2 года, по мере накопления плутония Рu²³⁹ рос паровой коэффициент реактивности от уровня менее до уровня значительно более нуля и соответственно нарастала "склонность" к радиально азимутальной лабильности поля и необходимая частота вмешательств органами СУЗ для стабилизации поля. Чтобы период вмешательств (время "ухода" поля) был относительно приемлем, более минуты, пришлось оставить в активной зоне не менее 80-ти ДП, сток нейтроны в которые рос с ростом паросодержания , хотя это немного снижало выгорание и на 5% повышало нагрузки на топливо. (В этот же период 30 ^-го октября 1975 года при пуске после краткой остановки и малом запасе реактивности произошел неприятный инцидент (сильный перекос поля с рарушением канала и ТВС) , связанный также с лабильностью поля при малом числе ДП как стоков нейтронов). Регламентация минимального оперативного запаса реактивности сняло эти проблемы с некоторым уроном для нейтронной экономики, который был бы несколько меньше при использовании выгорающих поглотителей. Более оптимальным было бы снизить перезамедленность реактора - отношение чисел атомов замедлителя и топлива за счет "обрезки" углов графитовых блоков (перехода к 8-ми гранной форме), что предлагалось для рассмотрения в то время в ИАЭ и реализуется по сути дела сейчас на 5-м блоке КАЭС.
Были развернуты и в начале 80-ых годов внедрены работы по локальному автоматическому регулированию (ЛАР) поля, что позволило снизить число ДП в зоне до 30-ти при сокращении вмешательств оператора для стабилизации поля в среднем по порядку до одного за десяток минут.

   Коэффициенты и большинство эффектов реактивности и других характеристик нейтронной физики реактора, известных из самых разных прямых и косвенных опытных данных, неплохо описывалось расчетами по доступным в то время кодам (ВР и ? ) для холодной и горячей зоны и без плутония и, в основном с плутонием с водой и при рабочей плотности теплоносителя в каналах; Лишь эффект изменения реактивности при "аварийной" потере воды облученной зоны из рабочей точки с накопленным выгоранием и плутонием не был известен из опыта, так как такую зону с остаточным тепловыделением осколков нельзя было "спокойно" осушить без длительной выдержки для распада осколков. Как оказалось после аварии на ЧАЭС 26.04.1986 и проведения опыта осушения после годовой выдержки на 3-м блоке ЧАЭС, именно этот эффект расчеты по тем кодам давали драматически заниженным - менее бэта вместо 4-5 бэта при 30 ти ДП в рабочей точке. (При 80-ти ДП он был бы в несколько раз ниже ?) . Это, хотя и не было связано с причиной аварии ЧАЭС, но повлияло на ее масштаб. Кроме того следовало более строго держать ОЗР на полупогруженных стержнях СУЗ , чтобы при АЗ сразу вводилась бы отрицательная реактивность. 
   Первоочередные меры для блоков РБМК после аварии на ЧАЭС преследовали и обеспечили цели - снизить паровой эффект и повысить скоростную эффективность АЗ за счет повышения числа ДП снова до 80-ти , повышения ОЗР на полупогруженных стержнях СУЗ и ускорения ввода стержней АЗ в зону ослаблением динамического торможения и позднее - внедрением пленочного охлаждения каналов АЗ , то есть - быстрой АЗ с падением в газовую среду за время порядка 2-3 сек, а не в воду за 12 сек и более. Еще важней было исключить малый выбег реактивности при замене короткого столба воды на вытеснители в начале ввода поглотителей при сбросе АЗ.
    Эти меры были приняты быстро , за время 1-1.5 года; а далее в течение многих лет идет оптимизация физики реактора и повышение гарантий обеспечения гашения цепной реакции при любых авариях, в частности - за счет оптимизации и внедрения выгорающего поглотителя, эрбия, и разработки новых поглотителей СУЗ (в том числе , кластерных) с меньшим количеством воды в каналах , чтобы снизить рост реактивности при аварийном сливе этой воды в отсутствии поглотителей.
    Базой надежности гидромеханики СУЗ остаются по прежнему большое число механически независимых органов СУЗ и уникально легкие условия работы органов и приводов СУЗ в отдельных холодных каналах низкого давления. 
В перспективе эволюция направлена на разделение контура охлаждения органов СУЗ на несколько (четыре) независимых контуров, с ОЗР на поглотителях в каждом контуре менее бэта, чтобы было невозможно создать выбег реактивности более бэта ни при каких авариях по общей причине, то есть снять естественным образом проблему быстрого разгона, существующую на других ВР.
   Может быть это слишком строгое требование, но в ВГР, в отличие от других типов ВР, оно достижимо и, вероятно - без особых жертв или усложнений.
    Здесь уместно напомнить анализ работы (1) уникальных возможностей ВГР приблизиться на основе изученной и освоенной технологии к предельным критериям естественной или детерминистской безопасности при любых запроектных авариях, что конечно очень привлекательно и, видимо, недоступно для других типов известных технологий.
    В слегка перезамедленном ВГР РБМК ввиду слабого самогашение "слабое место" - некоторые постулирумые аварии с отказом АЗ (ATWS) . Но эти аварии совершенно надуманны для РБМК при их простых и легких условиях работы органов СУЗ в отдельных холодных каналах без давления. Вероятность отказа АЗ в этих условиях несравненно ниже, чем в корпусных реакторах, для которых были постулированы ATWS, так как отказ АЗ трудно исключить и сравнительно легко пережить , благодаря мощному самогашению. 
    В слегка недозамедленном ВГР типа 5-го блока КАЭС самогашение сильней, и при постулируемом отказе АЗ последствия будут меньше . Их оценка требует мощного анализа с 3-Д кинетикой и хорошим описанием кризиса, колебательной неустойчивости и закризисной теплоотдачи при глубоком "пространственно-пятнистом" заходе в закризисную область. Эта работа важна и требует усилий не по остаточному принципу финансирования, как это часто и нелогично делают в области ВГР, говоря , что тут мал иностранный опыт и давайте дескать лучше не углубляться, сэкономим и закроем вскоре все направление , несмотря на его уникальный вес в России и возможности в области безопасности.
   В таком реакторе рост реактивности вслед за водосодержанием приближает нас к хорошо изученной области специфической нагрузочой неустойчивости кипящих корпусных реакторов, где эти эффекты много больше и тем не менее успешно преодолены на практике. Все это дает основания для уверенности , что в рамках этих ВГР находится практичный оптимум парового эффекта, недоступный для других освоенных технологий.

   Нейтронная физика и СУЗ реактора должна обеспечивать хороший баланс нейтронов и топливную составляющую квт-часа, устойчивое поле нейтронов, быстрое гашение реакции, гарантированную подкритичность , все это - известные обязательные требования. Более факультативны рассмотрения последствий аварий с постулируемым отказом АЗ и, что важней, - возможностей создания (исключения) условий быстрого разгона реактора .
   Можно сказать, что в новом эволюционном ВГР доступно и целесообразно сделать диверсификацию систем АЗ, чтобы снять проблему учета аварий с постулируемым опасным отказом АЗ по технологическим сигналам, хотя по сути дела вероятност такой опасности очень мала и сейчас. 
   Недозамедленность, как в 5-м блоке КАЭС, исключает быстрые обратные связи и снижает минимальный ОЗР необходимый для поддержания поля энерговыделения.
Вместе с отсутствием запаса реактивности на выгорание и возможностью разделения контура СУЗ, это дает очень привлекательную перспективу для устранения всех мыслимых источников аварийного ввода реактивности более бэта.
    В итоге первое условие безопасности - гарантия гашения цепной реакции - в НЭВГР решается лучше, чем в других ВР-ах.

VIII. Гарантии отвода остаточного тепловыделения
   Второе условие безопасности - отвод от ТВС остаточного тепловыделения - так же может быть обеспечено в ВГР уникально полно.
   Уже в первоначальном проекте до выхода директивных положений с требованием учета полных разрывов любой трубы все остальные типы аварий были в принципе учтены согласно действовавшим правилам- помимо СУЗ реактора и сигналов в нее по опасным отклонениям параметров, предусмотрены системы защиты от роста давления (ГПК) , от потери электропитания собственных нужд (системы надежного питания - акк. батареи, ДГ, соответствующие аварийные насосы малой мощности, питание от сети..) , от потери конечного поглотителя тепла - конденсации пара (барбатер- технологический конденсатор и насосы возврата), и т д. Предусматривалось резервирование сигналов и исполнительных органов, ручная подстраховка и т д. 
   Не отвечали современному уровню требования физического разделения каналов защит, отсутствия общих причин их отказа, диверсификации принципов защит , автоматизации проверок готовности систем защит (это относится и к СУЗ), периодических инспекций состояния оборудования и т д.
   По мере выхода новых правил и требований, в том числе - адаптации правил и рекомендаций МАГАТЭ, и независимо от них велась постоянная работа по возможному устранению несоответствий новым правилам и компенсации неустранимым отклонениям. Среди них - физическое разделение, диверсификация, и особенно - учет больших разрывов и неплотность СЛА . На блоках второго поколения, проект которых завершался в период подготовки первых "Общих положений безопасности..." 1973 года, все новые требования того времени были учтены много полней; кроме радикального повышения плотности СЛА, которая в рамках проекта не могла быть закрыта сверху.
   Примечание: лишь защита от переопрессовки контура реактора была ослаблена без необходимости и должна быть, по нашему мнению, возвращена к 100% производительности.

   Как же эволюционировал отвод остаточного тепловыделения?
   В кипящих одноконтурных РУ, в отличии от двухконтурных РУ, есть по сути два нормально работающих источника теплоотвода из реактора: питательная вода (ее насосы) и вода многократной циркуляции и ее насосы - ГЦН). Этот потенциал удалось частично использовать уже на первом поколении , сделав переключение подачи пит. воды со всаса на напор ГЦН за их обратные клапаны - система охлаждения питательной водой ,СОПВ, при разрывах до ОК ГЦН. В дальнейшем она была дополнена практически до уровня системы аварийного охлаждения реактора, САОР, для блоков второго поколения с подачей аварийной воды от нескольких независимых аварийных источников за специальные ОК на входе в РГК, то есть - с прямым принудительным охлаждением при любых разрыва КМЦ, кроме только самих РГК, когда охлаждение базируется на временном обратном токе из БС в разрыв.
   Параллельно рассматривались перспективы и других САОР, в том числе: 
- с большим числом малых ОК на входе в каждую НВК, чтобы охватить и РГК (но это, пожалуй, слишком громоздко);
- и много более простую и дешевую систему с постоянной подачей части питательной воды на напор ГЦН за ОК РГК, несколько усложняющую поддержание запаса недогрева воды до кипения на всасе ГЦН. К ее рассмотрению можно вернуться для нового ВГР.

   Принятые для РБМК проекты САОР различаются для разных блоков непринципиально, отвечают современным требованиям многоканальности и резервирования в рамках концепции любого единичного отказа активного элемента или необнаруженного отказа или ошибки персонала и имеют запас по производительности (так что даже нужно внимательно избегать перепитки БС в некоторых случаях и заботиться об экономном расходовании запасов аварийной воды).

8.1 О роли ОК РГК и обратного тока 
   Но здесь уместно коснуться менее очевидного, на наш взгляд недостаточно обсужденного, принципиального вопроса об ОК и обратном токе, точнее о негативной роли ОК в случае непроектной задержки подачи воды САОР при большом разрыве до ОК.
   В этом случае давление в районе разрыва падает ниже давления в БС, ОК закрываются и подача воды в соответствующие каналы падает почти до нуля пока не дойдет вода САОР. В итоге вода из каналов выбрасывается вверх паром и перегрев ТВС идет от довольно высокого уровня исходной рабочей температуры до момента поступления воды САОР. В отсутствии ОК обратный ток воды-пара из БС снизил бы температуру твэлов до насыщения воды за время порядка 10 сек (постоянная времени твэлов) и рост температур стартовал бы с этого существенно более низкого уровня. Это лучше и для твэлов и , особенно, для каналов пока давление в них высокое. Но довольно скоро КМЦ осушится и начнется более медленный, но долгий перегрев, если не будет перекрыт поток теплоносителя из БС в разрыв через опуск КМЦ, минуя активную зону.
   Идеальны были бы специальные ОК, которые закрывались бы только от подачи воды САОР, есть довольно простые конструктивные решения, но они требуют разработки и освоения.
  Примечание: Примененные ОК РГК разрабатывались специально с упором на минимизацию их сопротивления естественной циркуляции, для чего плоскость их седла была отклонена назад от вертикали так, что в отсутствии расхода среды они приоткрыты на 20% живого сечения. Это создает "ненужные" проблемы минимального обратного тока, гарантирующего их закрытие. По нашему мнению это - излишняя для ЕЦ мера, усложняющая выполнение основной функции ОК, то есть без расхода ОК должны быть закрыты силой тяжести, как в обычных ОК.

   Для этого достаточно маловероятного ("сильно запроектного") сценария уместно учесть уникальную способность поперечного отвода остаточного тепла ВГР в графит и неосушенные каналы, что снижает остроту и актуальность подобного сценария.

   Другой еще менее вероятный запроектный сценарий с опасностью перегрева ТВС и каналов - "критический" частичный разрыв РГК, КЧР РГК, в неком узком диапазоне , ведущем к временному "равенству" давлений в РГК и БС и стагнации теплоносителя в каналах этого РГК. При сбросе АЗ и, особенно - при отключении ГЦНов эта стагнация сменяется обратным током, благодаря снижению давления в НК, либо она может быть на более поздней стадии при сниженном остаточном тепловыделении.

   Одноконтурный ВГР , как ясно ощущается уже и из предыдущего, имеет широкий спектр возможностей отвода остаточного тепловыделения , в том числе и на базе использования питательной воды (переключения или постоянной параллельной подачи) и на базе стимуляции обратного тока (перекрытием опуска КМЦ или подачей воды САОР из БС в каждую ПВК) и поперечным стоком из осушенных каналов в графит и каналы с водой. Последнее сопровождается значительным, но не катастрофическим нагревом, который "допустим" в меру его маловероятности, малости вклада в общий риск повреждений активной зоны.
Ряд вариантов прорабатывались в конце 70х, начале 80-х годов и их стоит учесть в новом эволюционном ВГР. По нашему мнению, есть веские предпосылки упростить в нем САОР, избежать специальной арматуры и т д, считая допустимым малый риск некатастрофических последствий.

IX. Проблемы защиты РП от МРТК. Роль катастрофы 4-го блока ЧАЭС 
   Пора однако обратить внимание на недооцененные проблемы защиты и целости каналов и РП, высвеченные драматически аварией на ЧАЭС 26.04.86.
   В ВГР в каналах - горячее топливо (средняя Т около 800-900 С), вне каналов - графит со средней температурой в районе 550-600 С в зоне плато . Температура быстрого крипа и разрушения труб каналов при давлении 7-8 Мпа лежит в районе 700 С. Отсюда видна потенциальная опасность потери и перегрева теплоносителя в каналах (конечно более теплопроводное, чем двуокись топливо имело бы уровень температур на сотни градусов ниже и не вызывало бы сомнений прочности каналов). Тем более , что верхняя плита защиты, сх"Е", удерживается на месте в основном своим весом, чему отвечает давление в РП 2.1 атм.
Все это проявилось в значительной степени при разгоне 4-го блока ЧАЭС. Проведено множество анализов возможности и исключения множественных разрывов каналов (МРТК) по одной причине и усилена система сброса ПГС из РП до уровня разрыва 5-10 -ти каналов без достижения опасного давления в РП.
   Оставляя в стороне все эти важные работы, стоит обсудить принципиальную возможность радикально снять проблему защиты каналов и РП.
   Ясно, что это, быть может центральная проблема канальных ВГР.
В РБМК эта проблема решена в той почти полной мере, в которой ее можно решить на действующих блоках . 
   Опыт показал: значительные повреждения каналов редки и возникали лишь при очень больших отступлениях от ТУ (хрупкий разрыв при гидроиспытаниях на 2м блоке ЧАЭС) или регламента (почти полное перекрытие расхода в один канал на 1м блоке ЧАЭС и 3м блоке ЛАЭС и многократное превышение номинальной мощности группы каналов при повторном пуске "с перекосом" без нормального запаса реактивности на 1м блоке ЛАЭС). Подобные повреждения отдельных каналов чреваты загрязнением графитовой кладки, а выход активности наружу можно исключить полностью при более удачной , последовательной реализации идеологии аварийного отвода и локализации ПГС из РП. 
   Видимо реальные запасы до опасных (РТ)-условий каналов не так малы, как кажется из окружающего их уровня температур топлива внутри каналов и графита снаружи. Впрочем, детальный анализ мыслимых аварийных сценариев достаточно сложен и содержит большие неопределенности, не позволяющие снять эту проблематику. Среди них отметим , например:
   -межканальные колебания теплоносителя в каналах аварийного РГК с КЧР и стагнацией теплоносителя; подобные расчетные колебания большой амплитуды и периода выносят энергию в коллекторы и снижают рост температур;
   - разные эффекты нарушения равновесия давлений, отключение ГЦН, снижение давления, вскипание воды в РГК, наконец нарушение стагнации в остальных каналах вследствие разрыва "первого" канала и т д. Большие неопределенности связаны и с состоянием графитовых блоков прежде всего - радиальных трещин; и с расходом истечения и с деформацией колонн кладки при разрыве канала, определяющей долю сепарируемой неиспаряющейся в кладке истекающей из канала воды и т д. 
   Следует, конечно, углубить подобные исследования, чтобы уменьшить неопределенности, но как обычно на уточнения в РБМК нет финансирования.
   По совокупности данных каналы, как таковые показали высокую надежность, и вероятность тяжелых последствий запроектных аварий в РБМК после модернизации системы сброса ПГС из РП весьма мала. 
   Принципиально важно, что в новом эволюционном ВГР путем небольших ясных изменений можно радикально отдалить мыслимые угрозы каналам и РП в область совершенно пренебрежимую и сказать, что по сути ВГР не уступают в плане реальной надежности каналов идеальным каландровым конструкциям Д₂О реакторов.
Среди этих изменений увеличение числа петель охлаждения, "шахматное питание" и система ограничения и сброса давления БС резко снижают вероятность МРТК, а закрепление верхней плиты защиты и увеличение системы сброса ПГС из РП увеличивают "допустимое" для РП число разрывов до 100% каналов аварийного РГК. 

X. Разработки по ВГР до аварии на ЧАЭС
   Катастрофа 4-го блока ЧАЭС 26.04.86 с ее во многом далеко не адекватной интерпретацией , резко изменила акценты работ в атомной энергетике, особенно - в области ВГР, так что ряд важных направлений как бы потерял незаслуженно актуальность, хотя они бесспорно представляют значительный интерес. Остановимся на них кратко.
Среди них уже кратко описанная выше система контроля на ходу с помощью РЗМ состояния металла каждого канала во время его перегрузки, разработанная до стадии макетного образца в основном в 1980-1986 годах.

10.1 Турбонасосная циркуляция (ТНЦ).
   В начале 70-х годов в ИАЭ была предложена и в принципе разработана и проверена на модели КМЦ на реакторе ВК-50 система многократной турбонасосной циркуляции для ВГР типа РБМК с помощью встроенных в сепаратор паротурбонасосов (ПТН) на паре реактора , идущем далее в главную турбоустановку. Одновальный вертикальный ПТН без вывода вала "проходит" через уровень раздела фаз в БС; диск турбины - в паровом пространстве, вращается паром по пути в ТУ, колесо насоса - в водяном пространстве , гонит воду через ОК в опуск и напорный участок КМЦ. Теория таких ПТН проста и надежна, с незначительным упрощением она сводится к следующему: с ростом мощности реактора и расхода пара растет число оборотов и подача колеса насоса пропорционально числу оборотов и расходу пара при условии квадратичного сопротивления контура, что и имеет место при постоянном паросодержании равном отношению расходов пара и воды, и постоянном недогреве до насыщения воды, равном недогреву питательной оды, умноженному на паросодержание. Отсутствие вывода вала повышает в конечном счете надежность системы и позволяет иметь много малых насосов и очень компактный контур циркуляции из труб малого диаметра (до 300мм) практически без компенсационных гибов, который без проблем размещается в контайнменте освоенного размера . Две модификации ПТН были разработаны , изготовлены и первично испытаны в ЦКБМ (Ленинград) и в ОКБМ (Н. Новгород) и испытаны внутри полномасштабной в поперечном направлении модели БС на полных параметрах на ВК-50.

10.2 Интенсификаторы теплосъема и РБМК-1500.
   В конце 70-х, начале 80-х годов в НИКИЭТ с участием ИАЭ была разработана, оптимизирована и опробована очень эффективная теплофизически система турбоинтенсификаторов теплосъема от ТВС к ПВС, которая позволила в 1.5 раза увеличить мощность блока РБМК при прежних размерах твэлов, ТВС, каналов, реактора и РУ, перейдя от РБМК-1000 к РБМК-1500 на Игн.АЭС. Этот беспрецедентный прорыв оказался довольно надежным и в отношении механической стойкости ТВС и ее поведения в условиях длительной работы в доступном ВХР. 
   Теплофизически рост кризисного паросодержания высыхания пленки достигается благодаря перемешиванию ПВС по сечению ТВС и обогащению жидкой фазой пленок на поверхости оболочек сразу за дистанционирующими решетками, снабженными специально отогнутыми полосками интенсификаторов. Для сохранения этого эффекта обогащения пленки до следующего ряда интенсификаторов расстояние между дист. решетками было в 3 раза уменьшено, а их живое сечение увеличено, чтобы сохранить приемлемое гидросопротивлеие. В итоге многих вариаций эта мульти параметрическая задача оптимизации была приблизительно решена так, что оказалось возможным примерно в 1.5 раза поднять мощность и снизить расход теплоносителя, то есть вдвое поднять критическое паросодержаие. При этом еще выросла закризисная теплоотдача, то есть упал подскок температуры при достижении кризиса теплосъема.
  Все это отодвинуло предел по кризису теплосъема. Хотя запасы до других пределов разумеется снизились.
Это относится к запасам: 
   -до межканальных пульсаций расхода, 
   -до температур изменений структуры двуокиси с ростом выхода ЛПД из зерен, до температур плавления двуокиси, 
   -до температур и флюэнсов графита с его вторичным ростом и потерей прочности вследствие деструкции,
   -до момента исчерпания зазора между трубой канала и графитовым блоком.
   Все эти важные ограничения рассматривались настолько подробно, насколько позволяло время и ресурсы; было видно, что они существенны (кроме, запаса до плавления двуокиси, который оставался заведомо большим), но вероятно не критичны, по крайней мере для длительного периода работы.
   Последующие пуск и работа 1-го блока ИАЭС ,1982-3 годы, и потом 2-го блока в общем подтвердили некоторую неопределенность ситуации, которая заметно нарастала с приближением к номинальной мощности в особенности в части выбросов ИРГ и ЛПД.
   На основании посильного в тот период , хотя и не вполне исчерпывающего анализа, специальная комиссия решила и министерство утвердило снизить на 10% длительно допустимую мощность блока, до 1250МВт. Это практически резко снизило значимость неопределенностей и обеспечило надежную длительную работу блока в рамках существовавших правил , но без анализа в Западном формате.
   Впоследствии, после отделении Литвы, анализы продолжались , но возник сильный элемент политизации и давления со стороны европейских организаций, особенно - банка ЕБРР, спонсировавшего в 90-е годы анализы, что влияет на практические намерения Литвы, . приоритетно желающей войти в ЕЭС.
    В итоге комплекс проблем подъема мощности с помощью интенсификаторов имеет очень большой и позитивный задел, но требует определенной умеренной по затратам доработки.

10.3 Плотные пучки ТВС.
   В научной связи с этой проблематикой находятся работы, проведенные в 1981-86 годах по т н плотным ТВС.
Они преследовали цели снизить: линейные нагрузки и температуры топлива, отношение чисел атомов замедлителя и топлива и паровой эффект реактивности. Для этого планировалось перейти на твэлы меньшего диаметра, 9.1 - 10.2мм, освоенные для ВВЭР или ВК-50, расположив их в том же канале Д=80мм в удвоенном числе - 36 шт. . 
   Физ расчеты не дали желаемого явного снижения парового эффекта. Но необходимый объем теплогидравлических исследований был проведен на стенде КС в ИАЭ на полномасштабных электрообогреваемых моделях ТВС для разных дист. решеток - без интенсификаторов и с ними. Были определены критнагрузки, закризисная теплоотдача, гидросопротивление, запас ГДУ во всем основном диапазоне параметров потока ПВС. В канале без интенсификаторов был также найден и опробован вариант нового расположения твэлов в канале, предложенный ранее и для базового пучка из 18 твэлов, - с теоретически равными приростами энтальпии в ячейках ТВС , благодаря равным отношениям периметра теплостока к живому сечению ячейки, в отличии от классического расположения, где в так называемых тесных, треугольных ячейках это отношение в 1.5-2 раза превосходило среднее значение (отношение приростов энтальпий , максимального к среднему, конечно меньше, благодаря эффектам поперечного перемешивания , особенно на дист. решетках).
   Словом, был получен важный банк данных для совершенствования ТВС ВГР, но после аварии на ЧАЭС и эти работы не имели достойного завершения.
   В начале 80-х годов НИКИЭТ и ИАЭ выполнили проекты двух новых типов ВГР в основном на базе известных технологий.

10.4 РБМК с перегревом пара (РБМКП).
   Почти технический проект ВГР с перегревом пара до уровня около 450 С, повышающего на 15% кпд (на 4-5 абсолютных %) с обычной (невлажно-паровой) турбиной без громоздких, малонадежных СПП. Реактор имел испарительную часть с многократной циркуляцией подобную ВГР РБМК, и перегревательную часть с байпассным термозащитным потоком насыщенного пара вдоль труб каналов. С перегретым паром контактировала внутренняя труба, но она разгружена от давления. 
Другой независимой особенностью была прямоугольная в плане форма активной зоны, собиравшейся из секций заводского изготовления, которые образовывали вместе опорно- защитную холодную металлоконструкцию реактора, заполнявшуюся слегка проточной водой. Эта большая привлекательная новизна конструкции была достаточно подробно проработана и поддержана частично НИОКРами. Она не является строго говоря обязательной, возможен ВГР с перегревом пара и на базе конструкторского облика ВГР РБМК, но без таких возможностей регулирования перегрева пара изменением потока нейтронов в области перегрева. Проект показал, что ВГР видимо единственный водоохлаждаемый реактор с реальной возможностью столь привлекательного для энергетиков перегрева пара.

10.5 Модульный реактор с автономными ТК.   Вторым проектом был модульный ВГР с автономными технологическими каналами. Его суть в организации контура генерации и сепарации пара в каждом канале , который получает питательную воду и выдает насыщенный (или даже перегретый) пар, то есть устраняется внешний активный контур многократной циркуляции. Подобные модульные каналы с контуром циркуляции ПВС, генерации и сепарации пара в головке канала были разработаны и успешно испытаны в нескольких модификациях в ИАЭ, НИКИЭТ и ФЭИ. Но и это интересное, по своему уникальное направление еще предстоит доработать и сопоставить подробнее с традиционным ВГР, а может быть - и с новым реактором с перегревом пара (см п.13.5). .

10.6 О революционных идеях регулирования спектра и т.д.
   Наряду с подобными эволюционно-инновационными проектами, канальные реакторы дают простор и более революционным идеям, в которых обычно важную роль играют стремления существенно улучшить нейтронный баланс за счет снижения непроизводительных потерь нейтронов в поглотителях . При этом нередко обращаются к тем или иным способам доступного регулирования спектра тепловых нейтронов (обычно - за счет изменения количества жидкого теплоносителя-замедлителя), чтобы снижать по мере и для компенсации выгорания долю полезного захвата в сырье (U-238, Th-232) без деления. В корпусных реакторах с перегрузкой 2-4 раза за кампанию запасы на выгорание после перегрузки весьма велики, и сильно поэтому стремление использовать их. И то вот уже много лет эти попытки практически безуспешны. В канальных же реакторах с перегрузкой на ходу, то есть уже без запаса на выгорание, мотивация подобных попыток слаба и едва ли есть основания тратить на них много усилий. Поэтому здесь мы этим ограничимся, считая, что затраты на разработку идей, сильно выходящих за рамки известных технологий, должны быть ограничены реалистичной оценкой отношения эффекта инновации к ее стоимости.
  Явно или неявно мы стараемся следовать этому критерию приоритетности, в том числе и ниже, когда речь пойдет о инновационном проекте реактора с прямоточным перегревом пара. 
  В этом же плане ясна доступность канальных реакторов для модифицирования топлива , в том числе - в направлении теплопроводных высокотемпературных топлив по мере их реального появления. 

XI. Анализы в западном формате и роль ВАБ.
   Здесь уместно сказать о большой работе 90-ых годов по совместному анализу ВГР РБМК с западными специалистами на базе МАГАТЭ и европейских ядерных сообществ в "Западном формате" по объему, систематике и содержанию и с помощью западного финансирования. Анализы проводились на базе выбранных референтных блоков по заранее разработанному плану с выпуском отчетов по разделам и обобщающих. Проведены также для ИгнАЭС вероятностный анализ безопасности , ВАБ (проект Барселина), и основной комплекс работ в рамках, принятых на Западе для отчета по безопасности, который подвергся подробному критическому обзору, обсуждению и завершился рекомендациями. Для 1-х очередей ЛАЭС и КАЭС проводятся вероятностный и поддерживающий его детерминистский анализ безопасности (ВИДАБ) и его критический обзор и углубленный анализ безопасности, УОБ. 
   Эти работы полезны их системностью, сближением Российских и Западных критериев оценок состояния блоков, выявлением некоторых устранимых дефектов. Впрочем по нашему мнению, таких существенных новых мест (findings) было найдено сравнительно мало, так как Западный опыт был, в основном опытом корпусных реакторов, кроме канадских специалистов , опыт и вклад которых был специфически важным. ВАБ дает формальное ощущение полноты рассмотрения и оценки сценариев в рамках деревьев событий и отказов и оценки риска повреждения активной зоны. Однако, представительность подобных оценок видимо низкая, так как крайне схематичны и недифференцированы разные состояния реактора и процессы , ведущие к ним, не надежен учет влияния факторов времени на возможности управления и ошибок персонала, не говоря уже о крайней ненадежности оценок вероятности редких событий. Поэтому использование результатов ВАБ должно быть весьма осторожным с постоянной оглядкой на здравый смысл и ДАБ. 
   Например, базируясь на сомнительной оценке о доминировании риска повреждения реактора вследствие ненадежности снабжения водой охлаждения подшипников ПЭН и МПЭН, не следует отодвигать приоритет принципиальных работ по обеспечению ускоренного сброса давления ..БС, подпитки КМЦ из автономного источника для компенсации выпаривания воды остаточным теплом, подачи воды САОР из баллонов в случаях закрытия ОК РГК.

XII. "Требования 21-го века" и "тяга к простым решениям"
   Некоторые "эмоционально окрашенные" оценки состояния и отношения к ВГР
   Теперь вернемся к некому основному руслу идей, требований и забот, формирующемуся после аварий на ТМА и ЧАЭС и в связи с возможным окончанием "газовой паузы" и ожидаемым ренессансом ядерной энергетики. В этой области возникли и конкурируют известные разные стратегии и акценты , разрабатываемые и обсуждаемые в мире и в России.
  И хотя в перспективе роль бридеров с КВ=1 будет возрастать, но ясна также большая роль тепловых реакторов и разумных требований к ним.
   В работе [1] определено наше понимание этих требований , адаптированных, в частности, к ВГР, и возможной важной роли ВГР в 21 веке.
   В ней рассмотрен также и критически оценен "стандартный" набор, как правило, поверхностных упреков и сомнений , призванных поставить под большой вопрос целесообразность ВГР со стороны сторонников другого направления, не склонных тратить усилия на более глубокий анализ аргументации . 

   Мы затронули некий спектр проблем, модификаций, традиционных, эволюционных и отчасти инновационных вариантов канальных ВГР. По нашему мнению огромный российский опыт объективно подтверждает текущую ценность и парадоксальные возможности уникально высокой безопасности этого одного из двух реальных и может быть неожиданно перспективного направления АЭС.

   Однако у многих может возобладать предвзятое мнение на базе тяги к "простым" решениям: раз этот тип однажды дискредитировал себя, не стоит тратить время на учет и тем более - на реализацию его возможностей, а надо вести дело к его закрытию. Это притягательно и менее хлопотно для адептов другого направления. При этом считается как бы самоочевидным, что это и есть якобы государственный подход. Конечно мотивы такого игнорирования и замалчивания у разных групп разные, но почти во всех случаях доминируют не глубокие научно-технические причины, а упомянутая тяга к простым "мудрым" решениям. При этом специалистов ВГР, будут явно или неявно упрекать в апологетике ВГР, не беря на себя труд объективно разобраться в аргументах.
   Ниже -попытка дополнительно осветить эту ситуацию и подытожить положение дел с ВГР, не исключая, как и выше, оценки организационного порядка 

XII. Итоги
  Попытаемся дать развернутые итоги, коснувшись традиционных действующих ВГР типа РБМК (ДВГР), проектов новых эволюционных ВГР (НЭВГР) и перспектив менее актуальных пока инновационных ВГР (ПеВГР).
   Традиционные РБМК на огромном опыте порядка 250 р-лет работы, 400 000 канало-лет и 100000 перегрузок показали надежность специфики графита и канальности - каналов, поканальных коммуникаций и контроля, перегрузки каналов на ходу. Этот неоценимый позитивный для канальности опыт согласуется с опытом канадских канальных реакторов. При параметрах РБМК (температура и флюэнс графита) поведение блоков и колонн замедлителя вполне хорошое, нет сквозных трещин в блоках. Восстановление зазоров канал-блок проведено успешно на многих э/блоках, хотя в будущем на новых эволюционных блоках этого можно будет вероятно избежать.
  В связи с принципиальными проблемами графита ВГР уместно также отметить:
   - Активация графита в плане последующего хранения после исчерпания ресурса весьма невелика абсолютно и ничтожна на квтчас выработанной энергии и не представляет существенного усложнения проблемы хранения отходов (объем отработавшего графита на квтчас также мал, как объём топлива, а активность на 5-6 порядков меньше) ;
   - Ресурс графита до флюэнса повторного распухания и достижения исходного объёма в ДВГР около 40-50лет, а у современных марок графита (для ВТГР) еще больше - до 60лет, то есть реально не лимитирует экономически разумные сроки работы ;
   - Химическая энергия и горение графита не дают заметного вклада в риск эксплуатации, не меняют масштаба других потенциальных, запроектных опасностей. Даже совершенно гипотетический неограниченный доступ воздуха в РП не приводит к энергетически ощутимому окислению графита, благодаря малости толщины зазоров и скоростей естественной тяги воздуха между колоннами , практически почти не проникающего внутрь кладки при малых скоростях и числах Re<100, в глубоко ламинарном режиме течения воздуха в зазорах (поступление кислорода в кладку по порядку менее 100кг/час и окисление графита менее 1% за 100 часов)
   Лишь при сверх гипотетической аварии с развалом кладки окисление графита может быть более значительным, но его последствия незначительны на фоне масштаба и последствий такой аварии, исключаемой по другим причинам.

13.1 Недостатки ДВГР и их устранение в эволюцтонных ВГР (НЭВГР)

   Недостатки-проблемы традиционных ВГР неодинаковы в разных модификациях (1-е поколение, разные компоновки РУ и конд. устройств СЛА, разные мощности), но все они не связаны с сутью канальности и могут быть устранены в новых эволюционных блоках достаточно малыми доступными изменениями на основе известных технологий. При этом можно получить уникально высокую безопасность по отношению к тяжелым авариям, недоступную другим типам водоохлаждаемых реакторов (ВР). 

Весомые недостатки ДВГР:
  - незамкнутая неплотная СЛА (в смысле задержки и распада ЛПД),
  - опасность МРТК и опрессовки РП,
  - положительный паровой эффект и эффект осушения КОСУЗ.
  - МКК растрескивание некоторых мест аустенитного КМЦ (не поканальных коммуникаций), значительные дозозатраты на инспекцию и ремонт КМЦ.

  По этим проблемам сделано достаточно много наработок, в том числе упомянутых выше , которые могут быть использованы в новом эволюционном ВГР , как изменения по сравнению с ДВГР. 

13.2 Наиболее значимые доступнык изменения НЭВГР:

    1. Главное изменение - 3-ий барьер на пути ПД РУ- плотный контайнмент освоенных габаритов. Для этого нужен и вполне возможен менее габаритный в плане КМПЦ, компактизированный благодаря росту числа петель охлаждения и скорости воды в них, малым, возможно встроенным, насосам (ПТН или двухскоростным э/ГЦН или струйным от запаса напора питательной воды в сочетании с ЕЦ), малым диаметрам труб, до 300мм, работы без резервных ГЦН, минимизации числа арматуры КМЦ, мертвых опор и компенсационных гибов.
Тогда вся РУ размещается в общем контайнменте освоенных габаритов и на сниженное пиковое давление , благодаря сниженным расходам истечения при разрыве труб малого диаметра (до 300мм) , барбатажным конденсаторам в помещениях СЛА и возможно- со сбросом первой чистой порции воздуха. 

  2. Исключение проблем МРТК и целости РП: Большое число петель КМЦ , порядка 8-ми, шахматное питание соседних каналов от разных петель , гарантия компенсации выпаривания воды остаточным теплом за счет малой подпитки КМЦ от автономного источника, возможности ускоренного снижения давления в БС благодаря соответствующим ПК, исключение блокировки обратного тока теплоносителя без подачи воды САОР, конденсация пара при давлении КМЦ с самотечным возвратом конденсата в БС, наконец - расположение КМЦ выше активной зоны, все эти доступные и отчасти избыточные меры практически совершенно исключают возможность МРТК ; А закрепление опорной плиты верхней металлоконструкции и увеличение сечения сброса ПВС из РП еще и исключают возможность ее подъема даже при гипотетическом разрушении всех каналов одной петли. Можно сказать, что это излишние меры по типу «обжегшись на молоке…» и это верно, но если эти меры достаточно легко доступны и не ухудшают других аспектов работы, то они психологически означают полное исключение опасностей МРТК и опрессовки РП, что важно после аварии ЧАЭС 26.04.86.

   3. Как отмечалось, благодаря перегрузке на ходу (без запаса на выгорание), вариации отношения замедлитель-топливо и разделению СУЗ на автономные части, новый эволюционный ВГР (а отчасти уже и переходный ВГР, каким является строящийся 5-й блок КАЭС) дает уникальные возможности оптимизировать паровой эффект и добиться исключения возможностей ошибочного ввода реактивности более бэта, то есть освободиться от угроз и ATWS и быстрого разгона при внутренних запроектных авариях, да, вероятно, и при диверсиях. В корпусных реакторах это очевидно невозможно. 
Можно спорить, насколько нужен практически столь высокий уровень естественной внутренней пассивной безопасности, но если он доступен без особых жертв со стороны экономики, то видимо он отвечает требованиям 21-го века.

   4. Практически наиболее чувствительно мешают каждодневной эксплуатации участившиеся в последнее время проявления МКК растрескивания некоторых плохо промываемых мест вблизи сварных швов аустенитных труб общего КМЦ. Эта проблема ДВГР решается мерами инспекции состояния сварных швов и повышенного внимания к ВХР. В новых эволюционных ВГР эта проблема должна и может быть решена радикально, для чего есть убедительные массовые примеры, когда в сходных по сути условиях ВХР никакой остроты проблемы нет. Это корпусные кипящие BWR и канальные СANDU. 
Здесь важно, что поканальные коммуникации подвода-отвода теплоносителя из аустенитных труб малого диаметра, 50 и 70 мм, поверхность которых велика и доминирует в КМЦ (90%) , оказались стойкими и приемлемыми в длительной эксплуатации, и не возникло особых оснований для стремления нивелировать эти коммуникации , как это можно было бы сделать в упоминавшемся проекте модульного ВГР с автономными ТК. В этих условиях переход на неаустенитные стали в общей части КМЦ слабо повлияет на уровень продуктов коррозии в контуре. Кстати, большая поверхность ПВК позволяет иметь еще один пассивный способ отвода остаточного тепла к воздуху помещений РУ (после исчерпания запаса воды для конденсации пара в аварийном конденсаторе выше КМЦ с самотечным возвратом конденсата).

13.3 Естественная безопасность НЭВГР при тяжелых ЗПА
   Как видно, НЭВГР на твердом базисе широко освоенной технологии действующих ВГР и довольно небольших доступных ясных изменений много лучше других ВР-ов приближают реальные РУ к особо высоким требованиям естественной безопасности при запроектных тяжелых авариях без риска неожиданностей для экономики АЭС. 
Замена ДВГР после исчерпания их реального ресурса на новые эволюционные ВГР обоснована традициями, текущей ролью и уникальными перспективами ВГР и вполне реальна в том числе - с точки зрения умеренного времени и финансирования, необходимых для проекта и сооружения НЭВГР. Отказ от этого означает, по нашему мнению, потерю реальных и уникальных преимуществ атомной энергетики России. 

   Конечно в проекте НЭВГР есть дискуссионные вопросы и варианты оптимизации их решения. Но практически всегда решение на базе минимальных изменений ДВГР ясно и приемлемо, хотя и не всегда оптимально.
Эти ясные минимальные изменения, как видно, включают:
  - 1. Компактизацию КМЦ (за счет роста числа петель охлаждения, скоростей воды, уменьшения диаметров труб, мертвых опор, компенсационных гибов, отказа от ВК (им служат БС), от резервных ГЦН) и использования конденсационных устройств с целью применения 3-го барьера на пути ПД - контайнмента освоенных габаритов на малое пиковое давление.
  - 2. Практическое исключение МРТК и опрессовки РП до смещения верхней опорной плиты за счет аварийного заполнения активной зоны сверху, шахматного питания соседних каналов от разных петель, ускоренного аварийного снижения давления (модернизация системы ПК), дополнительного закрепления схЕ от смещения при давлении большем ее веса и расширения системы сброса ПГС до уровня истечения при разрыве каналов одного РГК. 
  - 3. Введение дополнительной независимой АЗ , уменьшение (оптимизация) парового эффекта КМЦ (за счет снижения количества замедлителя к топливу), роста реактивности при аварийном осушении КОСУЗ и постулируемом выбросе ОЗР по общей причине - из одной петли КОСУЗ (за счет их числа) , чтобы исключить опасности ATWS и возможности быстрого разгона.
  - 4. Запас воды с конденсатором пара реактора выше сепаратора КМЦ и самотечным возвратом конденсата для длительного аварийного теплоотвода без помощи оборудования турбоустановки (при отказах она отсекается быстродействующими задвижками на паропроводах) , в том числе - при потере э/питания силовых собственных нужд блока и при потере конечного поглотителя тепла.

Вместе с тем есть вопросы , выходящие за рамки важнейших минимальных изменений и заслуживающие рассмотрения и НИОКР 

13.4 Дальнейшие доступные изменения НЭВГР:
   - минимизация арматуры КМЦ (вплоть до его расположения выше активной зоны и осушения при ремонте)
   - упрощение САОР, учитывая ограниченные последствия отказа САОР в условиях возможностей залива активной зоны при течах КМЦ и поперечного отвода остаточного тепла при шахматном питании каналов;
   - упрощение (и радикальное сокращение) поканального регулирования и контроля расхода за счет некоторого снижения среднего паросодержания и/или минимального запаса до кризиса высыхания; 
   - увеличение чувствительности канального КГО и КЦТК.
   - оптимизация ТВС. 

   Большую роль играет взаимное положение по вертикали активной зоны и КМЦ и способы отвода остаточного тепла при инспекции и ремонте КМЦ. Традиционно ГЦНы и напорная часть КМЦ ниже активной зоны, (что ведет к принципиальной возможности аварийного обезвоживания части активной зоны и к W-образным петлям, способствующим аварийному образованию паровых пробок при малых скоростях ПВС), а при ремонте осушаемая часть КМЦ выделяется задвижками. К сожалению задвижки сами часто бывают объектами ремонта и вносят существенный вклад в стоимость РУ. 
  Нужен объективный анализ опыта эксплуатации, но есть основания полагать, что минимизация арматуры - благо.
   Для устранения указанных достаточно принципиальных недостатков можно поднять выше активной зоны (или хотя бы ее двух третей) напорные РГК(что увеличивает нежелательные W-образные петли КМЦ), либо - более радикально - поднять весь КМЦ, что устраняет W-образные петли, делает КМЦ простейшей для ЕЦ формы, 0-образной, и резко сокращает длину общей части контура, исключает "сифонную" потерю воды из активной зоны при течах ниже зоны, но уменьшает запас до кавитации на всасе, хотя он и остается в допустимых пределах.
   Опыт показывает, что ГЦНы достаточно надежны и замена их выемной части на ходу при закрытых задвижках на всасе и напоре под давлением в БС нецелесообразна. Задвижки упрощают замену на остановке, и при ГЦН-ах ниже активной зоны отказ от задвижек едва ли практичен, хотя и не исключен.
   При КМЦ и ГЦН выше зоны , она остается залитой водой и при большинстве аварий и при осушении КМЦ для ремонта, и отказ от задвижек становится достаточно реальным . Впрочем задвижки на всасе может быть стоит сохранить, чтобы не осушать БС.
   Для двухскоростных ГЦН регулирующие клапаны для исключения перегрузки э/привода ГЦН также не нужны, и при блокировке обратного вращения отключенного ГЦН его гидросопротивление обратному току велико, и видимо нет смысла и необходимости в установке обратных клапанов.
   В итоге, простой многопетлевой контур МПЦ без внешнего всасывающего коллектора (он может быть внутри горизонтального БС) и без арматуры (кроме может быть, задвижек на всасе) представляется много более надежным и дешевым и менее дозозатратым при ремонте, особенно при его расположении выше активной зоны. Последнее позволяет также рассчитывать даже при большинстве АПТ на отвод остаточного тепла выкипающей в зоне водой с пассивной конденсацией пара в системе пассивного расхолаживания при давлениии БС с самотечным возвратом конденсата и тем самым - компенсацией испарения прямым или обратным током .
  В итоге, КМЦ почти без арматуры, расположенный выше активной зоны, имеет весомые преимущества и представляется привлекательной возможностью для НЭВГР.
  Отказ от массового контроля и регулирования канальных расходов не связан жестко с обликом КМЦ, и также привлекателен, особенно при ограничении понижения мощности ТВС за кампанию с помощью выгорающих поглотителей. 

Теперь коротко о менее актуальной, но интересной теме инновационных перспектив,- ПеВГР. 

13.5 О новом реакторе с перегревом пара
   Если оставаться на почве не слишком революционных технологий и изменений, то представляется правильным обозначить в качестве чрезвычайно притягательной цели, не требующей в этом смысле комментариев, перегрев пара с соответствующим ростом КПД, упрощением турбоустановки и минимизацию контура или кратности циркуляции одноконтурной РУ. Если подобная цель достижима разумным путем, то она заслуживает такой попытки.
  В этом генеральном направлении есть набор градаций-вариантов РУот почти эволюционного проекта типа РБМК-П с генерацией насыщенного пара при освоенной довольно высокой кратности и запасах до кризиса теплосъема высыханием пленки, и до инновационного проекта прямоточного реактора без выносной сепарации пара. 
   В этом ряду главным образом меняются способы и кратность (водосодержание) при сепарации пара, степень концентрации и осаждения в реакторе примесей питательной воды (или их удаления с сепаратом), запасы до кризиса или ограничение скачка температуры твэлов при кризисе высыхания перед сепарацией в зоне сниженных нагрузок.
   Конечно, новое теплопроводное и высокотемпературое топливо, кода оно станет доступным, может упростить эти задачи; но и традиционное топливо может быть приемлемым, если не заходить слишком далеко в область малых кратностей циркуляции.
   Короче говоря, есть основания надеяться, что можно найти приемлемую точку минимизации кратности и контура, которая обеспечит достаточно надежную работу и даст существенное сокращение контура , особенно - сепараторов.
   Выше отмечены существенные проблемы скачков температур и стойкости твэлов при переходе в область закризисной теплоотдачи и проблемы отложения солей и ПК в реакторе, которые, по нашему мнению, должны решаться на базе вывода. накопившихся отложений при перегрузке топлива. Кроме них, есть еще по сути дела психологическая проблема защиты от кислородной активности пара.
  Несколько подробнее эти проблемы оценены в Приложении(?).

13.6 Некоторые итоги эволюции научных элементов концепции ВГР (паровой эффект, кризис и закризисная теплоотдача, LOCA и повторное обводнение, выходы ЛПД и СЛА)
   После этого краткого экскурса в привлекательную инновационную область, вернемся к некоторым научно техническим итогам эволюции концепции ВГР.
   К сожалению многие важные НИОКР и прикладные работы , инициировавшие или поддерживавшие эволюцию ВГР, не доводились до конца, так как проводились в специфической обстановке секретности, сверхпрагматичного подхода с "экономией" на доводке до полной ясности и административно-хозяйственной спешки (проект и сооружение головного блока за 8 лет и пуск 10-ти разных э/блоков за 10 лет) Поэтому в ряде случаев речь идет о тенденциях эволюции некоторых элементов концепции ВГР:

    В 70-ых годах концепция близости к максимуму реактивности в рабочей точке плотности теплоносителя была пересмотрена в пользу снижения парового коэффициента, Кп, чтобы избежать малых периодов радиально-азимутальной неустойчивости поля. Правда система ЛАР позволяла держать поле и при большом Кп , но это не избавляло от опасно-большого эффекта обезвоживания, и после аварии на ЧАЭС Кп был ограничен на уровне менее бэта с помощью дополнительных поглотителей , а в дальнейшем - с участием выгорающих поглотителей, что выгодней в ряде отношений.
   Для НЭВГР паровой эффект выгодно снижать за счет отношения атомов замедлителя и топлива, и задача заключается в выборе этого оптимального отношения и парового эффекта. При этом важно, чтобы снижение реактивности при осушении из рабочей точки было достаточно велико для блокирования и самогашения мощности реактора, а рост реактивности при заполнении водой был не опасен для выбега мощности и развития неустойчивости. В том числе и прежде всего это относится к начальной зоне с поглотителями, малым выгоранием и без плутония, у которой паровой эффект существенно ниже,а выбег при обводнении выше (хотя он намного ниже, чем в реакторах BWR). Возможно MOX топливо будет здесь удобно для переходного периода.
   Весьма важно также уточнить минимально необходимый ОЗР в благоприятных условиях устойчивости поля при малом отрицательном паровом коэффициенте и возможность исключить даже постулированное аварийное введение части ОЗР более бэта по любой общей причине. 
   Расчетные исследования переходного периода, ATWS и работы по 5-му блоку КАЭС помогут дать ответы и оптимизировать обратные связи для НЭВГР.

   Теплофизические аспекты концепции во многом связаны с несколькими группами экспериментальных работ:
   На полномасштабном э/обогреваемом канальном стенде КС в начале 70-х годов были получены статические зависимости сопротивления , кризиса , и в меньшей степени - закризисной теплоотдачи и ГДУ параллельных каналов. Почти все результаты оптимистичнее по отношению к известным до этого. 
   Ряд контрольных опытов по кризису проведен на петле комбината Маяк и в реакторе 1-го блока ЛАЭС.
   Ни в этих опытах, ни при эксплуатации не было случаев повреждений, которые можно было бы отнести на счет попадания в кризис без перегрева теплоносителя. 
   Более того прирост температуры твэла при попадании неглубоко в кризис весьма невелик (порядка десятков градусов), так что такое пребывание в кризисе не ведет к быстрой потере герметичности оболочек, что было зафиксировано в многодневных опытах на канальном кипящем реакторе SGHWR в Уинфрите (Англия) .
   В целом есть основания полагать, что запасы до кризиса в норме могут быть и уменьшены, что на мощности опасен быстро лишь глубокий переход в область кризиса с паросодержанием около 1 или более либо быть может еще и с колебаниями расхода большой амплитуды и периода (больше транспортного и теплового запаздывания - десятки сек)
   А после глушения реакции опасны лишь дефициты близкие к стагнации теплоносителя с его перегревом. При этом колебания расхода могут стимулировать транспорт энергии за пределы активной зоны.
   Для уточнения и повышения надежности подобных оптимистических выводов нужны серьезные дополнительные исследования закризисной теплоотдачи и влияния колебаний расхода.
   Другая важная группа - работы , в основном - в ИАЭ и в ЭНИЦ, по расчетным оценкам и опытному изучению быстрых аварийных процессов при потере теплоносителя, его стагнации, выбросе, перегреве и последующем повторном обводнении и охлаждении обратным током или водой САОР. 
   Здесь было подтверждено близкое к гомогенному поведение теплоносителя при испарении и выбросе воды вместе с паром после стагнации, почти адиабатический нагрев после кризиса и стагнации; а после глушения реакции - почти асимптотическое стремление температуры оболочки к исходной средней температуре твэла. Затем - стабилизация температуры благодаря закризисной теплоотдаче после обводнения и резкий спад температуры до насыщения после увлажнения при проходе фронтом увлажнения пролета дистанционирования между решетками, на которых при их обводнении, как выяснилось, сразу зарождается фронт увлажнения. 
   Важную роль играет медленность спада давления, поддерживаемого вскипанием насыщенной воды, сравнительно высокая закризисная теплоотдача после обводнения, малое время до обводнения и увлажнения. 
   Все это на порядок снижало перегрев оболочек по сравнению с таковым в ВВЭР. 
   На этой основе была понята и описана реалистическая картина подобных быстрых процессов, позволившая сделать достаточно уверенные прогнозы температур твэлов в условиях потери подачи воды или глубокой стагнации теплоносителя в группе каналов.     Были также осмыслены условия временной стагнации теплоносителя и перегрева из за очень маловероятного частичного разрыва на напоре в узком диапазоне течей , ведущих к снижению давления напора до давления на выходе каналов, в БС, при работе на мощности или после сброса АЗ; поняты также и условия выхода из стагнации. 
   Другой тоже очень маловероятный тип стагнации в принципе может быть при течи, ведущей к медленному осушению каналов вслед за контуром с объемным расходом пара, равным расходу уходящей из каналов воды. 
  Наибольшую неопределенность в результаты этой картины вносит средняя температура твэлов перед аварией (теплопроводность двуокиси, термическое сопротивление газового зазора между оболочкой и таблетками топлива), а также межканальные колебания теплоносителя в тех каналах . куда не поступает извне теплоноситель из напорного коллектора.
  При запроектной задержке подачи воды САОР важно вскипание воды в РГК и НВК после закрывшихся ОК при падении давления в БС и вытеснение паром этой воды в каналы с отводом аккумулированного тепла твэлов и последующим непростым процессом конденсации пара водой САОР.
   Другого рода неопределенности важны при описании вытеснения-выброса воды из сложного контура в БС или даже в паропроводы при вскипании воды в контуре в случаях глубокого аварийного падения давления. Здесь существенны и мало изучены неодномерные процессы разделения, накопления и апериодического выброса фаз из W-образных частей контура, особенно при малых массовых скоростях, а также - сепарации фаз в тройниках коллекторов, да и в БС при низких давлениях. 
  От подобных явлений зависит адекватность описания выброса активной воды в разрыв паропровода и возможности перегрева теплоносителя вследствие потери массы воды и деструкции конвекции в контуре. Имеющиеся у нас данные не дают оснований для опасений за отвод остаточного тепла из зоны, пока нет перегрева пара.

   В 70-х и начале 80-х годов немалые усилия пошли на посильное прояснение требований и характеристик СЛА, и одно время работала соответствующая комиссия В.А.Сидоренко. Вкратце суть проблем такова: 
  Вначале попытались оценить требования к плотности прочно-плотных боксов КМЦ. Впоследствии фактическая плотность даже в блоках 2-го поколения оказалась на уровне эффективной неплотности Н порядка кв метра (суммарная неплотность всех ППБ и помещений, расположенных по ходу истекающей из контура паровоздушной смеси (ПВС) до барбатажных конденсационно-промывочных устройств); меры уплотнения на построенных блоках позволили снизить Н, но лишь в несколько раз. Более действенными были меры улучшения конструкции и особенно технологии монтажа плотного внутреннего листового обвода ППБ. Так в лучших блоках САЭС Н снизили уверенно на порядок до уровня в районе около 0.01 кв метра. Вероятно снизить гарантированно Н еще на порядок в конструкции с отдельными ППБ практически невозможно.
 Это значит, что распад довольно долгоживущих ЛПД типа иода-131 с полупериодом 5 суток за время пребывания в ППБ при избыточном давлении порядка хотя бы 0.1 ати несущественен, так как при таком давлении утечка через неплотности Н=0.01кв м уже за десяток часов соизмерима с общим объемом ППБ, порядка 30000 куб м. Даже учитывая снижение избыточного давления и рост эффективного времени выдержки ЛПД внутри ППБ ослабление за счет распада ЛПД в ППБ едва ли превысит порядок величины, а скорее не превысит пол порядка, если эффективная неплотность существенно больше 0.001 кв метра. 
  Много более эффективное ослабление можно получить при барбатаже для промывки ПВС от ЛПД, растворимость которых в воде при температуре менее 100 С на порядки выше, чем в паре.
  При этом важно, чтобы основная часть ПВС, истекающей из контура в период ожидаемого аварийного выхода ЛПД из топлива и контура, проходила бы через воду барбатера, для чего давление ПВС должно быть больше заглубления паросбросных устройств под уровень воды в барбатере. По мере уменьшения избыточного давления ПВС доля барбабтажа падает (до нуля при давлении равном-меньшем заглубления), а доля утечки через неплотности за пределы СЛА растет. 
   Примечание. На порядки менее опасные биологически инертные радиоактивные газы (ИРГ) в такой системе ослабляются незначительно (они слабо растворяются в воде, как и органические формы иода. Последние составляют обычно порядка до процента от общего количества активного иода и дают неснижаемый в промывочных устройствах вклад в общий выброс).

  Количество и динамика выхода ИРГ и ЛПД зависят от многих разнородных факторов. Отметим среди них:
   - долю ЛПД и ИРГ вышедших диффузионно из зерен двуокиси в свободное состояние под оболочкой; она, разумеется сильно зависит от температуры двуокиси и намного выше в части топлива с измененной структурой, то есть с температурой выше температуры изменения структуры двуокиси . примерно 1300 С (в РБМК под оболочками порядка десятых долей процента от равновесного количества в топливе) ;
   - долю ЛПД, поступающую при аварии в пароводяную смесь; она удерживается в основном в воде и далее будет лишь в малой части выходить в пар и воздух помещений;
   - долю, попадающую в пар осушенных каналов. Она далее имеет много шансов остаться в паре и воздухе, а значит -выйти через неплотности ППБ;
   - долю, попадающую при истечении из контура в мелкодисперсную влагу и имеющую поэтому больше шансов не выпасть в пленки воды на поверхностях оборудования и ППБ и при движении через щелеподобные неплотности стен ППБ; 
   - долю топлива, окисленную воздухом, гипотетически попавшим в контур, из которой выходят почти все ЛПД.
    Подобные факторы весьма усложняют количественные оценки этих плохо изученных сложных физико химических процессов и делают важным упрощенный консервативный подход, который и использовался с небольшими изменениями на разных стадиях проекта ВГР. 
   При аварийном паросодержании в каналах менее 1 вероятность течей оболочек мала . а неорганические формы ЛПД распределяются между водой и паром почти равновесно, то есть в основном - в воде. 
   Более критичны маловероятные сценарии с обезвоживанием части каналов и снижением давления ниже давления газа под оболочками (порядка 30 бар). Считалось, что от криппа и "баллонирования" быстро теряют плотность все перегретые сверх 700 С оболочки, а свободные ЛПД из под них выходят в пар и далее с истекающим паром - в воздух помещений и распределяются между барбатажом (пока давление ПВС в паросбросных устройствах,ПСУ, выше заглубления ПСУ, 1метр) и утечкой через неплотности ППБ. 
   Примечание: Ввиду относительной медленности и управляемости процесса, считается, что попадание воздуха в контур и окисление им двуокиси исключается, благодаря сохранению в контуре избыточного давления пара.

  Известные нам работы в этой и смежных областях говорят о грубости и консерватизме подобных подходов и целесообразности дальнейших НИОКР в этой сложной области.
   Общепризнанных небанальных эволюций для снижения выбросов в ДВГР, пожалуй, нам не известно. 
По нашему мнению заслуживают внимания:
   - существенное уменьшение заглубления ПСУ под уровень воды в барбатере;
   - тщательное сочетание барбатажа с конденсацией и промывкой пара с помощью спринклеров в помещениях ППБ и коридорах соединения их с барбатером. Это поможет минимизировать выход ЛПД из ППБ , концентрируя активность в воде спринклеров и после прекращения барбатажа. 
  - в долговременном плане нужно и можно избегать повторного выхода ЛПД из воды в газовую фазу, если и когда концентрация ЛПД в воде станет достаточно высокой , порядка 0.1 кюри на литр (в этой же связи важно обеспечить замыкание-возврат в контур из СЛА (после сбора и грубой очистки) аварийного .истечения воды контура в СЛА).
  - исключение проскока пара из РП в газгольдер выдержки, чтобы надежно снять проблему выброса активности при перегреве и разрыве одиночного канала.
  - пассивный отвод остаточного тепловыделения через металлическую оболочку контайнмента к ЕЦ окружающего воздуха 

    XIV В качестве заключения. Некоторые "эмоционально окрашенные" оценки состояния и отношения к ВГР . 

   Неявное давление опыта корпусных реакторов Флота, корпусного потенциала реакторостроения на Западе , промышленности для корпусов и ПГ ВВЭР, а позднее - синдрома Чернобыля делают канальные ВГР довольно уязвимым объектом популистской критики и неоднократных попыток вытеснения ВГР из атомной энергетики, несмотря на их стабильный 30-ти летний 50% вклад в АЭ России и опыт канальных промышленных РУ. Эта же тенденция проявляется в нелогичном жестком ограничении средств на НИОКР ВГР лишь малой долей средств на НИОКР ВВЭР в условиях невозможности использовать для ВГР Западную базу НИОКР LWR.

   Как известно, причины катастрофы 4-го блока ЧАЭС не связаны с сутью ВГР, устранены в действующих РБМК и радикально - в проекте нового ВГР. Объективно эта авария не должна закрывать направление ВГР, особенно сегодня, спустя 16 лет, когда понято и сделано многое, чтобы это направление оставалось мощным вкладчиком в АЭ России и создавало уникальные перспективы для АЭ РФ.

   Канальные ВГР в полной мере обладают ожидавшимися традиционно известными специфическими достоинствами, такими как гибкая конструкция и топливный цикл; возможности приспособления к конъюнктуре рынка, к производству изотопов; мощность, не ограниченная размерами корпуса и т д. Но насколько практичны и надежны в массовой эксплуатации каналы с коммуникациями, графит , а также перегрузка топлива на ходу, практически недоступная в корпусных ВР-ах, могла ответить только длительная работа этих РУ. 

  Главный практический итог огромного опыта работы ВГР РБМК (около 500 000 канало-лет) - надежная работа их главной части, каналов и поканальных коммуникаций при энергетических параметрах, несмотря на их большую протяженность (порядка 200 км на блок). 
  Массовый опыт переобвязки ПВК и НВК блоков 1-го поколения (с целью выравнивания нагрузок БС) показал доступность замены коммуникаций (хотя необходимости в этом не было и вероятно не будет). 
   Удачны конструкция переходников сталь-цирконий от трубы канала в активной зоне к стальным частям канала и конструкция специальных швов соединения канала с коммуникациями (прежде всего - усового шва приварки канала к верхнему тракту). Эти швы позволяют дистанционно заменять каналы, отдельные дефектные или в массовом порядке, для восстановления зазоров канала с графитом и продления ресурса работы.
   Впрочем есть основания полагать, что в новых блоках можно избежать необходимости один раз за время жизни блока .заменять каналы, хотя такая возможность есть, как неоднократно проверено на практике: Замена каналов из за исчерпания зазора с блоками графита первоначально не планировалась, но возникла , вследствие занижения потока нейтронов с E>.2Mev, ускоряющих крип канала под напряжением. Есть меры для снижения скорости крипа труб каналов, среди них -применение более жесткой термомеханической обработки труб каналов, ТМО-2, как на РБМК-1500 Игналинской АЭС, с коррекцией водного режима. У современных реакторных графитов меньше скорость усадки и больше флюэнс вторичного распухания. 
их большую протяженность (порядка 200 км на блок). 

   Вторая основная компонента ВГР, графит, показал высокую стойкость в условиях РБМК (инертная атмосфера и температуры до 700 С). При массовой замене труб каналов на э/блоках первого поколения не было практически ни одного графитового блока (из десятка тысяч осмотренных) с развившимися за время работы радиационно - термическими трещинами на внутренней поверхности. Для сравнения - в промышленных реакторах с худшими условиями среды и температуры графита и "перевязанными" в плане колоннами сквозные трещины и большие прогибы колонн - скорее правило, впрочем не мешавшее продолжению работы. Вместе с тем на ряде реакторов потрескавшиеся части кладки успешно восстанавливались, а на ЛАЭС был демонтирован целый ряд колонн и заменена одна колонна, поврежденная при аварийном разрыве канала. 
   То есть налицо большой резерв ремонтоспособности и стойкости графита.
   Таким образом, в отличии от замены корпусных реакторов, все важные части реактора и контура доступны для замены в случае необходимости продления ресурса, кроме общих металлоконструкций, состояние которых и дальнейшая жизнеспособность контролируется тензодатчиками напряжений и деформаций и не вызывает особых опасений.

(Проблемы хранения и пожароопасности графита мифологизирваны: Объём отработавшего графита на квтчас энергии так же мал, как топлива, а активность неизмеримо меньше и не вносит проблем на фоне топлива; а опасения горения возникло по ассоциации с поведением менее стойких форм углерода, так даже в совершенно запроектном случае неограниченного доступа воздуха в пространство вокруг кладки тяга воздуха недостаточна, кислород почти не проникает в малые зазоры между колоннами, и окисляется графит очень медленно).

  Наконец очень привлекательная компонента и достоинство канального реактора- перегрузка топлива на мощности - хотя и потребовала определенных усилий при доводке, но была успешно освоена на всех блоках РБМК и является реальным важным преимуществом канальных ВГР, повышающим КИУМ и устраняющим запас реактивности на выгорание и связанные с ним потери нейтронов и опасность разгона (с учетом мер, доступных в ЭВГР).
Система перегрузки и ее разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ) с резервной ячейкой во внутреннем " магазине" позволяют в принципе иметь и дополнительные функции, среди которых чрезвычайно "привлекательна" возможность систематического УЗД-контроля наличия и развития дефектов труб каналов и переходников на ходу реактора при каждой очередной перегрузке канала. Такая уникальная и принципиально-важная для канального реактора возможность была разработана и проверена на макетном полномасштабном образце с РЗМ на натурном стенде ЦКБМ в 80-е годы, но как и многое другое для ВГР - была "заброшена" из за прекращения финансирования.

   Конечно есть практически важные для эксплуатации недостатки проекта РБМК, несвязанные с его сущностью, главным образом - межкристаллитная коррозия (МКК) аустенитных труб большого диаметра (не поканальных коммуникаций) под напряжением и повышенные дозозатраты при инспекциях и ремонте. Но эти недостатки вовсе не неизбежны и вполне устранимы в эволюционно-новом проекте . 
   Так МКК можно устранить, применив как и в реакторах КАНДУ (Канада) обычные , а не аустенитные стали в общей части контура, поверхность которой лишь процент всей поверхности контура. 
   А дозозатраты - снизить до уровня лучших блоков ВР, предусмотрев соответствующие приспособления для ускорения доступа и ремонта и применив ряд других мер, уже опробованных на блоках канальных и корпусных водоохлаждаемых реакторов (ВР) , в том числе таких мер, как коррекционный ВХР и средства сепарации и выведения нерастворимых продуктов коррозии.

   Здесь затронуты принципиально важные практически итоги огромного опыта работы ВГР в России . Наряду с ними важны и доказуемы уверенно ожидавшиеся свойства ВГР РБМК - большие запасы до пределов безопасной работы и другие свойства внутренней защищенности , используемые в концепции безопасности.
   В то же время проект РБМК имел недостатки, не использовал в полной мере сущностные возможности безопасности ВГР . Они были поняты и недостатки устранены во многом после аварии на ЧАЭС, а новые возможности внутренней безопасности радикально используются в эволюционно-новом проекте МКЭР.
  Парадоксально, но оказалось , что именно этот тип ВР лучше других позволяет на базе освоенной технологии, без усложнений и риска неожиданностей путем малых эволюционных изменений и при минимуме дополнительных НИОКР реализовать современные высокие требования 21-го века к пассивной безопасности, вплоть до т.н. естественной внутренней внутренней безопасности (ВБ, см например работу [1]…). Можно оспаривать необходимость такой высокой безопасности по отношению к запроектным авариям, но если она достигается естественным путем без особых затрат, то было бы более чем неразумно не сделать этого.
  При этом на более далекое будущее есть пока менее актуальные, проработанные до разной степени перспективы существенного уменьшения активного внешнего контура охлаждения реактора (с помощью встроенных турбонасосов и турбосепараторов), радикального его устранения (т.н. автономные технологические каналы с внутренним КМЦ), а также повышения КПД и применения обычных турбин без тяжелых не вполне надежных сепараторов-пароперегревателей (перегрев пара и даже прямоточный реактор-парогенератор).
   Проект РУ с МКЭР и уникальными свойствами безопасности принципиально достаточно проработан и уже давно предлагается для привязки и замены блоков первого поколения на ЛАЭС после окончания проекта в 2009-2010гг в пределах срока продляемого ресурса блоков- 2019-2020гг. 
  Этот ресурс согласуется с имеющимися данными по стойкости каналов и графита, особенно , учитывая постепенность старения и возможности контроля состояния элементов реактора и оборудования.

Примечание: Стремясь вполне убедительно обеспечить в близкой перспективе возможности ограниченного экспорта и упрощения организации проектных работ, ряд влиятельных лиц, принимающих решения, заявляет, что надо делать только проекты АЭС с корпусными реакторами, таким как проект ВВЭР-1500 на базе 392-го проекта ВВЭР-1000 ..за счет "простого" укрупнения корпуса, активной зоны и остального оборудования РУ и АЭС (кроме труб 1-го контура, где скорости достигнут 15м/сек) без нового качества безопасности. 
   Но совсем непонятно и неверно привязывать этот блок ВВЭР-1500 к ЛАЭС вместо блоков 1-го поколения, ссылаясь на нехватку проектантов на параллельную работу по двум разным рабочим проектам. На самом деле проекты можно делать в рабочей их части и последовательно, сроки обязательного вывода блоков 1-го поколения РБМК это по существу допускают, а проект РУ ВВЭР-1500 можно делать и без привязки к ЛАЭС (и безоглядного закрытия тем самым всего направления ВГР с его опытом , базой и уникальными доступными свойствами безопасности). 
  По меньшей мере нужен честный тендер без административного давления, несправедливого распределения средств на подготовку проектов и предрешения выбора, независимо от результатов.
   При спокойном обстоятельном подходе можно найти оптимальное решение, удовлетворяющее государственные интересы обоих проектов и направлений без разрушения уникальных возможностей и заделов ВГР, позволяющих без чрезмерных усилий не только обеспечить потребные канальные мощности внутри России, но и уникально удовлетворить настойчивые требования 21-го века в части особо высокой безопасности по отношению к тяжелым ЗПА.



Литература
1. Н.Е.Кухаркин, Бурлаков, Крамеров (РНЦ КИ), Габараев, Черкашов(НИКИЭТ), В.М.Симановский, В.Х.Тохтаров , К.М.Эркенов (ВНИПИЭТ) "АЭС с канальными кипящимими водографитовыми реакторами в атомной энергетике 21-го века" , ТЭК, № 4, 2001 

2 Комплекс работ по УЗД-контролю каналов на ходу реактора с помощью РЗМ
РНЦ КИ, НИКИМТ, ЦКБМ, НИКИЭТ. 1985-1990гг

3. Комплект предложений и проработок по СИИТА, РНЦ КИ. 1989-2001гг