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