Статья в журнале «Вопросы атомной науки и техники». Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 24. Реакторные установки СВБР

 

25/02/2010

Авторы:

Рыжов С.Б. к.т.н., Степанов В.С., Климов Н.Н к.т.н., ОАО «ОКБ «ГИДРОПРЕСС».
Зродников А.В. д.ф.-м..н., Тошинский Г.И. д.т.н., Комлев О.Г. к.т.н., ГНЦ РФ ФЭИ.


Проблему топливобеспечения ядерной энергетики в связи с постепенным исчерпанием ресурсов дешёвого природного урана и увеличением его стоимости невозможно решить на базе тепловых реакторов (ТР). В связи с этим быстрые реакторы (БР) при работе в замкнутом ядерном топливном цикле (ЯТЦ) будут играть определяющую роль в ядерной энергетике крупного масштаба. Натриевые БР большой мощности, оказавшиеся более дорогими в сравнении с ТР, могут обеспечить высокий темп наработки плутония. Избыточный плутоний, выделяемый в замкнутом ЯТЦ, должен поддерживать экономичное функционирование ядерной энергетики (ЯЭ) в условиях значительного возрастания цены природного урана.


Вместе с тем, АЭС не являются безальтернативными источниками энергии и в условиях либерализованного рынка электроэнергии должны быть конкурентоспособны с электростанциями, работающими на органическом топливе. Это определяет необходимость поиска и разработки инновационных ядерных энергетических технологий, способных обеспечить удельные капитальные затраты, сравнимые с ТЭС. Одной из них может стать технология, основанная на использовании модульных быстрых реакторов с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) – эвтектическим сплавом свинец-висмут.


Низкие в сравнении с натрием теплопередающие свойства этого теплоносителя не позволяют получить достаточно высокую энергонапряжённость активной зоны и короткое время удвоения плутония даже при коэффициенте воспроизводства, заметно превышающем единицу. В то же время, природные свойства ТЖМТ позволяют значительно упростить и удешевить реакторную установку. Поэтому предлагаемая инновационная ядерная технология позволяет устранить конфликт между требованиями экономики и  безопасности, присущий эволюционным проектам АЭС.


Важной отличительной особенностью является использование реакторов малой мощности (около 100 МВт-э) в качестве функционально законченных паропроизводящих модулей, на основе которых могут создаваться ядерные энергоблоки различного назначения любой необходимой мощности, кратной 100 МВт-э.


В предлагаемой реакторной технологии использован сорокалетний опыт разработки и эксплуатации РУ с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем на атомных подводных лодках (АПЛ) и полномасштабных реакторных стендах. В результате проведения во многих организациях большого объема научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ  была решена проблема технологии свинцово-висмутого теплоносителя, что обеспечило надежную многолетнюю эксплуатацию АПЛ проектов 705 и 705К.


Особенности быстрого реактора в РУ СВБР-100 позволяют исключить фактор отравления ксеноном и значительно упростить процессы управления реактором, пассивными средствами обеспечить исключение разгона реактора, вовлечь в топливный цикл 238U и снять за счет этого ограничения на масштаб развития ЯЭ с реакторами этого типа, поскольку реакторы, работающие в замкнутом ЯТЦ, не имеют ограничений по топливным ресурсам.


Применение свинцово-висмутого  теплоносителя эвтектического состава (~ 44,5 % Pb + 55,5% Bi) позволяет за счет природных свойств свинца и висмута детерминистически исключить возможность возникновения ряда тяжелых аварий. Высокая температура кипения теплоносителя (1670 0С) повышает надежность теплоотвода от активной зоны в связи с отсутствием явления кризиса теплосъема. Невозможность выкипания теплоносителя при нарушении герметичности первого контура исключает аварии с потерей теплоносителя. Низкое давление в первом контуре исключает возможность теплового взрыва под действием сил внутреннего давления, снижает риск нарушения герметичности корпуса.


Температура плавления свинцово-висмутого  теплоносителя эвтектического состава составляет ~ 125 0С и практически не создает  трудностей для обслуживания РУ и поддержания теплоносителя в жидком состоянии. Эвтектика  Pb–Bi при рабочих температурах слабо взаимодействует с водой и воздухом. Эти процессы взрыво-пожаробезопасны. Образующиеся продукты реакции – оксиды теплоносителя, независимо от  места расположения их в контуре, технически  просто восстанавливаются. Ремонт оборудования первого контура и перегрузка топлива могут проводиться без дренирования теплоносителя при поддержании его в жидком состоянии за счет остаточного энерговыделения активной зоны или работы системы обогрева.


Важной отличительной особенностью  РУ СВБР-100 является интегральная моноблочная компоновка оборудования первого контура (рис. 1). Размещение реактора, модулей парогенераторов, главных циркуляционных насосов и др.оборудования в едином корпусе с полным отсутствием трубопроводов и арматуры обеспечивает реакторной установке развитые свойства внутренней самозащищенности и пассивной безопасности, исключающие причины тяжелых аварий.

 

Следует отметить, что вследствие моноблочной компоновки и наличия защитного кожуха в РУ СВБР-100 практически исключены течи теплоносителя, в результате чего значительно снижена радиационная опасность, связанная с выходом радиоактивного нуклида 210Ро, являющегося α-излучателем с периодом полураспада 140 суток.


Выбор единичной мощности РУ на уровне 100 МВт (эл.) и 280 МВт (тепл.) обеспечивает условия пассивного отвода остаточного энерговыделения через корпус реакторного моноблока без опасного повышения температуры твэлов в условиях запроектной аварии, что принципиально упрощает конструкцию реакторной установки и ее систем безопасности. Расчеты показывают, что 100 МВт-э это минимальный уровень мощности, при котором достигается значение коэффициента воспроизводства активной зоны больше единицы при использовании МОКС-топлива. Кроме того, при такой мощности габаритные размеры реакторного моноблока в заводской готовности обеспечивают возможность транспортировки, в том числе и железнодорожным транспортом.


Таким образом, основной эффект в обеспечении безопасности РУ СВБР-100 в соответствии с требованиями международного проекта ИНПРО по инновационным реакторам и топливным циклам достигается за счет проектных решений по использованию реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим энергоносителем и интегральной конструкции первого контура при наличии защитного кожуха. В результате исключаются разгон реактора на мгновенных нейтронах, потеря теплоносителя из реактора и выход радиоактивности из первого контура в масштабах, требующих эвакуацию населения за пределами АЭС.


Безопасность РУ не зависит от состояния систем и оборудования турбогенераторной установки, проектирование и изготовление которой возможно по общепромышленным правилам и нормам. Свойства внутренней самозащищенности, обусловленные обратными связями реактора, природными качествами теплоносителя и конструкцией РУ, позволили обеспечить выполнение значительного количества функций безопасности системами нормальной эксплуатации. При этом предусмотренные системы безопасности срабатывют пассивно и не содержат элементов, отказ которых может быть связан с человеческим фактором.


Локализация течи ПГ при разрыве нескольких трубок  или в случае прекращения работы конденсатора газовой системы обеспечивается пассивно за счет разрушения разрывной мембраны при повышении давления в газовой полости моноблока до 1 МПа и сброса пара в бак с запасом воды. Для отвода остаточных энерговыделений при обесточивании предусмотрена система пассивного отвода тепла через парогенераторы к атмосферному воздуху. При этом обеспечивается неограниченный период невмешательства.


В случае выхода из строя всех четырех каналов системы пассивного отвода тепла (СПОТ) отвод остаточного энерговыделения обеспечивается при естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре путем передачи тепла через корпус реакторного моноблока в воду, которая пассивным образом сливается в шахту реактора из бака с запасом воды. При кипении воды в  шахте реактора пар отводится в атмосферу. Период невмешательства – около двух суток.


Установленные в «сухих» каналах стержни системы дополнительной аварийной защиты не имеют приводов на крышке реактора и срабатывают пассивно под действием силы тяжести при повышении температуры теплоносителя выше установленного значения за счет плавления замков, удерживающих стержни в верхнем положении при нормальных температурных режимах.


Исключение разгона реактора на мгновенных нейтронах при несанкционированном вводе положительной реактивности обеспечивается специальным алгоритмом управления поглощающими стержнями. Следует отметить, что в РУ СВБР-100 оперативный запас реактивности становится меньше βэфф. при выходе на мощность выше 30 % Nном.


Потенциал безопасности  РУ  СВБР-100 характеризуется тем, что даже при разрушении защитной оболочки, железобетонного перекрытия над реактором и разгерметизации газовой системы первого контура  с прямым контактом «зеркала» теплоносителя с атмосферным воздухом не происходит ни разгона реактора, ни взрыва, ни пожара, а выброс радиоактивности в окружающую среду не достигает критических значений.


Установка проектируется таким образом, что без изменения конструкции и ухудшения характеристик безопасности может работать на различных видах топлива и в различных топливных циклах. В ближайшее время наиболее экономически эффективным будет применение освоенного оксидного уранового топлива и работа в открытом топливном цикле с отложенной переработкой.


Применение унифицированной РУ  СВБР-100 в модульных АЭС позволяет обеспечить создание энергоблока необходимой единичной мощности, кратной 100 МВт(эл.) и поточные методы организации строительно-монтажных работ, а также возможность поэтапного ввода энергоблока в эксплуатацию со ступенчатым  наращиванием мощности по мере монтажа и пуско-наладочных работ на группе модулей.

 

Модульная структура обеспечивает более высокую надежность и безопасность энергоблока с несколькими РУ как системы в сравнении с энергоблоком на базе одного реактора большой мощности и дает возможность не создавать резервный источник  для региональных АЭС  в зонах децентрализованного энергоснабжения. При этом, при большой продолжительности работы реактора без перегрузки топлива обеспечивается КИУМ  не менее 90 %.

 

При поочередной остановке реакторных установок на перегрузку топлива или для технологического обслуживания мощность энергоблока снижается в значительно меньшей степени по сравнению с энергоблоком на базе одного корпусного реактора большой единичной мощности.


Высокий уровень внутренне присущей безопасности реакторов СВБР-100, удовлетворяющий требованиям к реакторам IV-поколения, позволяет размещать АЭС (АТЭЦ) вблизи городов и использовать также для теплоснабжения и для опреснения морской воды.

 

Использование урана с обогащением ниже 20 % и отсутствие частичных перегрузок обеспечивает защиту от несанкционированного распространения ядерных делящихся материалов и позволяет использовать такие реакторы для экспорта в развивающиеся страны.

 

Рисунок 1. Реакторная установка СВБР - 100.



Читать другие Научные доклады

man health kamagra uk genuine viagra uk viagra uk shops kamagra fast london buy tadalafil in uk online pharmacy uk tadalafil viagra uk free herbal viagra uk