Доклад на Третьей международной научно-технической конференции: «Развитие атомной энергетики на основе замкнутого топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах. Инновационные технологии и материалы» Москва, 11-12 ноября 2009

 

12/11/2009

ОСОБЕННОСТИ ТЕХНОЛОГИИ СВБР И ТРЕБОВАНИЯ

К МАТЕРИАЛАМ АКТИВНОЙ ЗОНЫ И ТЕПЛОНОСИТЕЛЮ

 

Авторы

Г.И. Тошинский, О.Г. Комлев, И.В. Тормышев, (ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И. Лейпунского),

В.С. Степанов, Н.Н. Климов, С.Н. Болванчиков, (ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС).

 

Введение

В 70-ых –80-ых годах в СССР была создана серия атомных подводных лодок (АПЛ) с реакторами со свинцово-висмутовым теплоносителем. Основоположником этого направления развития ядерной энергетики был А.И. Лейпунский.

 

Всего было создано 2 наземных стенда-прототипа и 8 АПЛ. Суммарная наработка реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем составила 80 реакторо-лет.

 

В ходе освоения этой новой технологии был решён ряд научно-технических проблем.

 

Прежде всего, это проблема обеспечения коррозионной стойкости конструкционных материалов, контроля и поддержания качества теплоносителя (технология теплоносителя) в процессе эксплуатации. В результате выполненных работ было показано, что для обеспечения надёжной работы РУ необходимо измерять и поддерживать в заданном интервале значение всего одного параметра – концентрации растворённого в СВТ кислорода, что может осуществляться в автоматическом режиме.

 

Была решена важная проблема обеспечения радиационной безопасности, связанная с образованием полония-210 при облучении нейтронами висмута. Персонал, участвовавший в работах, подвергался периодическим медицинским обследованиям и, на основе многочисленных радиометрических анализов биопроб персонала (как военного, так и гражданского), было объективно установлено отсутствие случаев носительства инкорпорированного полония в организме людей выше допустимых пределов. Это подтверждает высокую эффективность применявшихся средств индивидуальной и коллективной защиты, правильность выбора технологии и организации ремонтно-восстановительных работ.

 

Была также решена проблема многократного «замораживания-размораживания» СВТ при сохранении работоспособности оборудования РУ.

 

На основе полученного опыта ОАО «ОКБ ГИДРОПРЕСС» и ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ» разрабатывается реакторная установка СВБР-100 [1]. СВБР-100 является двухконтурной реакторной установкой моноблочного типа. В реакторе применена активная зона на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя использован сплав свинец-висмут эвтектического состава, освоенный в условиях эксплуатации судовых РУ.

 

1. Особенности инновационной ядерной энергетической технологии на базе РУ СВБР-100

РУ СВБР-100 (Свинцово-Висмутовый Быстрый Реактор) разработана как унифицированная реакторная установка с мощностью около 100 МВт (электрических) для многоцелевого применения в составе модульных атомных станций или в качестве автономных энергоисточников.

 

Характерными особенностями РУ СВБР-100 являются:

  • Реактор на быстрых нейтронах с химически инертным свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ) –эвтектическим сплавом свинец-висмут в первом контуре. Температура кипения СВТ – 1670 С, температура плавления СВТ – 123,5 С.

 

  • Интегральная компоновка реактора, при которой всё оборудование первого контура размещено в едином прочном корпусе реакторного моноблока с полным исключением арматуры и трубопроводов СВТ.

 

  • Двухконтурная схема теплоотвода и парогенератор (ПГ) с многократной принудительной циркуляцией (МПЦ) по второму контуру.

 

  • В теплоотводящих контурах реакторного моноблока обеспечена естественная циркуляция теплоносителей, достаточная для пассивного расхолаживания реактора без опасного перегрева активной зоны.

 

  • Значительное сокращение количества специальных систем безопасности, при этом функции безопасности выполняют системы нормальной эксплуатации.

 

  • Основные компоненты реакторного моноблока и реакторной установки выполнен в виде отдельных модулей, при этом обеспечена возможность их замены и ремонта.

 

  • Предусмотрена единовременная покассетная выгрузка топлива по окончании кампании активной зоны и загрузка свежего топлива в виде единого картриджа (новой активной зоны).

 

  • Ремонт оборудования первого контура и перегрузка топлива могут проводиться без дренирования СВТ при поддержании его в жидком состоянии за счёт остаточного энерговыделения активной зоны или работы системы обогрева.

 

На рисунке 1 представлен реакторный моноблок.

 

Рис. 1 Моноблок реакторный.

 

Основной эффект в обеспечении заданного в требованиях ИНПРО уровня безопасности (внутренняя самозащищённость, гарантированное исключение тяжелых аварий) в РУ СВБР-100 достигается за счет использования реактора на быстрых нейтронах, тяжёлого жидкометаллического теплоносителя и интегральной конструкции реактора, что подтверждается выполненными расчётами и проработками.

 

Реактор обладает отрицательным пустотным эффектом реактивности и отрицательными обратными связями, а эффективность самого сильного поглощающего стержня не превышает эффективную долю запаздывающих нейтронов (bэфф), что в совокупности с техническим исполнением системы управления и защиты (СУЗ) исключает разгон на мгновенных нейтронах.

 

Высокая точка кипения теплоносителя повышает надежность теплоотвода от активной зоны и безопасность в связи с отсутствием явления кризиса теплосъема и, в сочетании с предусмотренным защитным кожухом моноблока, исключает аварии типа LOCA и радиоактивные выбросы высокого давления.

 

Низкое давление в первом контуре снижает риск нарушения его герметичности и позволяет уменьшить толщину стенок корпуса реактора и снизить ограничения на скорость изменения температуры по условиям термоциклической прочности.

 

В составе РУ отсутствуют материалы, выделяющие водород в результате термического и радиационного воздействий и химических реакций с теплоносителем, водой и воздухом. Все это исключает возможность возникновения химических взрывов и пожаров.

 

Схема циркуляции СВТ обеспечивает исключение попадания воды/пара в активную зону при течи ПГ за счёт эффективной сепарации пара на свободном уровне СВТ в моноблоке.

 

Безопасность РУ не зависит от состояния систем и оборудования турбогенераторной установки, которая может проектироваться и изготавливаться по общепромышленным правилам и нормам. Свойства внутренней самозащищённости РУ позволили совместить выполнение большинства функций безопасности и функций систем нормальной эксплуатации.

 

При этом системы безопасности не содержат элементов, отказ которых или влияние на которые человеческого фактора могут заблокировать их срабатывание:

 

  • отвод остаточного энерговыделения при отсутствии теплоотвода через ПГ обеспечивается пассивно при естественной циркуляции СВТ в первом контуре путем передачи тепла через корпус реакторного моноблока в воду бака системы пассивного отвода тепла (СПОТ) и далее за счет кипения воды в баке с отводом пара в атмосферу (период невмешательства около двух суток без превышения допустимых температур);

 

  • локализация течи ПГ при разрыве нескольких трубок или в случае прекращения работы конденсатора газовой системы обеспечивается пассивно при повышении давления пара в газовой системе более 1 МПа за счет разрушения разрывной мембраны и сброса пара в барботёр, в качестве которого используется бак СПОТ, выполняющий при нормальной эксплуатации функцию нейтронной защиты (следует отметить, что, как показал опыт эксплуатации, малая течь ПГ не требует срочной остановки РУ);

 

  • установленные в «сухих» каналах стержни системы дополнительной аварийной защиты, не имеющие приводов на крышке реактора, пассивно срабатывают под действием силы тяжести при повышении температуры СВТ выше установленного значения за счёт плавления замков, выполненных из сплава с соответствующей температурой плавления, удерживающих стержни в верхнем положении при нормальных температурных режимах.

 

Потенциал безопасности РУ СВБР-100, как показали расчеты, характеризуется тем, что даже при сочетании таких постулированных исходных событий, как разрушение защитной оболочки, железобетонного перекрытия над реактором и разгерметизации газовой системы первого контура с прямым контактом «зеркала» СВТ в корпусе моноблока с атмосферным воздухом, полное обесточивание АС – не происходит ни разгона реактора, ни взрыва, ни пожара, а выброс радиоактивности в окружающую среду не достигает значений, при которых требуется эвакуация населения за пределами площадки АС. Вероятность тяжёлого повреждения активной зоны по оценкам значительно ниже значения, установленного нормативной документацией.

 

Модульная структура ЯППУ энергоблока:

 

  • позволяет обеспечить более высокую степень надёжности (отказоустойчивости энергоблока как системы отдельных РУ) и безопасности (снижение потенциального радиационного риска) в сравнении с энергоблоком на базе одного реактора большой мощности;

 

  • дает возможность не создавать резервный энергоисточник большой мощности для региональных АС в зонах децентрализованного энергоснабжения; 

 

  • при большой продолжительности работы реактора без перегрузки топлива позволяет обеспечить коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) не менее 90 %, который будет определяться показателями надёжности турбоустановки. При поочередной остановке РУ на перегрузку топлива или для технического обслуживания мощность энергоблока снижается в значительно меньшей степени в сравнении с энергоблоком на базе одного реактора большой единичной мощности;

 

  • обеспечивает возможность организации крупносерийного (конвейерного) производства реакторных моноблоков (десятки штук в год) и стабильную загрузку машиностроительных заводов, что значительно снижает затраты на изготовление. Так как для изготовления реакторного моноблока РУ не требуется уникального машиностроительного оборудования, как для корпусов высокого давления ЛВР, возникает возможность формирования конкурентного рынка производителей;

 

  • позволяет использовать методы типового проектирования энергоблоков различной мощности и поточные методы организации строительно-монтажных работ. Это, наряду с высокой серийностью производства РУ, обеспечивает снижение сроков и стоимости сооружения энергоблоков до значений, сопоставимых с аналогичными показателями современных парогазовых ТЭС при значительно меньшей себестоимости вырабатываемой электроэнергии;

 

  • позволяет размещать модульные АЭС малой и средней мощности в центрах энергопотребления, что исключает затраты на сооружение мощных линий электропередачи;

 

  • обеспечивает возможность поэтапного ввода энергоблока в эксплуатацию очередями со ступенчатым наращиванием мощности по мере завершения монтажа и пуско-наладочных работ на группе модулей. Это позволяет уменьшить срок окупаемости капиталовложений за счет более ранних выдачи товарной продукции и начала погашения кредита в сравнении с энергоблоком на основе реактора большой единичной мощности.

 

Всё это многократно увеличивает потребительские качества РУ СВБР-100 [2]. 

 

Сокращение инвестиционного цикла строительства АС, обеспечиваемое модульной структурой ЯППУ и заводской поставкой готовых модулей, имеет важнейшее значение для приближения технико-экономических показателей АС к соответствующим показателям современных парогазовых станций с короткими инвестиционными циклами, позволяя значительно снизить финансовые риски.

 

Выбор мощности реактора на уровне 100 МВт(э) или 280 МВт (тепловых), а, следовательно, и его размеров обусловлен следующими соображениями:

 

  • Как показывают расчёты, это минимальный уровень мощности при котором достигается значение коэффициента воспроизводства активной зоны (КВА) больше единицы при использовании МОКС-топлива. Это создаёт возможность работы реактора в замкнутом ЯТЦ в режиме топливного самообеспечения без потребления природного урана и использования таких реакторов в крупномасштабной ЯЭ.

 

  • С другой стороны, это максимальная мощность, при которой габаритные размеры реакторного моноблока позволяют транспортировать его в заводской готовности железнодорожным, водным или автомобильным транспортом, что значительно расширяет возможности выбора площадок для строительства атомных станций (АС) и существенно сокращает трудовые затраты и сроки сооружения АС.

 

  • Выбранный уровень мощности обеспечивает условия пассивного отвода остаточного энерговыделения через корпус реакторного моноблока без опасного повышения температуры твэлов, что принципиально упрощает конструкцию реакторной установки и её систем безопасности.

 

  • Сравнительно небольшая масса моноблока для данного уровня мощности облегчает решение задачи обеспечения сейсмостойкости РУ.

 

При данном уровне мощности в соответствии с расчётами обеспечиваются:

 

  • продолжительность кампании ~50000 эфф. часов при использовании освоенного оксидного уранового топлива (КВА = 0.84);

 

  • КВА³1 при использовании МОКС-топлива и работа реактора в замкнутом топливном цикле в режиме топливного самообеспечения при продолжительности кампании 76000 эфф. часов;

 

  • продолжительность кампании ~ 76000 эфф. часов при использовании уранового нитридного топлива (КВА=0,91) и запас реактивности на выгорание меньше bэфф или продолжительность кампании до 150000 эфф. час;

 

  • КВА³1 при использовании смешанного нитридного топлива и работа реактора в режиме топливного самообеспечения при запасе реактивности на выгорание меньше bэфф и продолжительности кампании 76000 эфф. часов, или работа в режиме расширенного воспроизводства с КВА=1,13 при времени удвоения плутония около 45 лет и продолжительности кампании до 200000 эфф. час.

 

Качества РУ СВБР-100 создают возможности её многоцелевого применения в виде «стандартных» реакторных модулей единичной электрической мощности около 100 МВт для:

 

  • Создания региональных АЭС и АТЭЦ малой и средней мощности, размещаемых вблизи городов, в том числе, в развивающихся странах, не имеющих развитых сетей для передачи и распределения электроэнергии, а также финансовых возможностей для строительства энергоблоков большой мощности, требующих «неподъёмных» для экономики развивающихся стран единовременных капиталовложений;  
  • Реновации блоков АЭС, реакторы которых исчерпали срок службы. Под реновацией понимается размещение необходимого количества РУ СВБР-75/100 в освобождаемых помещениях ПГ и ГЦН, которые генерируют то же количество пара и тех же параметров, что и РУ, исчерпавшая срок службы. Как показали результаты технико-экономических исследований технической возможности и экономической целесообразности реновации 2-го, 3-го и 4-го блоков Нововоронежской АЭС на базе РУ СВБР-75, осуществление реновации в два раза снижает удельные капитальные затраты в сравнении со строительством новых замещающих мощностей. Кроме того, при осуществлении реновации АЭС на базе этих установок резко снижаются затраты на вывод энергоблоков из эксплуатации. Последовательное проведение реновации позволит также сохранить жизнеспособными города-спутники АЭС и электросетевую, транспортную и водную инфраструктуры;
  • Использования в составе ядерных опреснительных энергокомплексов или плавучих АС. В этом случае при использовании таких АС в развивающихся странах реализуется принцип «строю-владею-передаю в аренду (или эксплуатирую)».
  • Снабжения по стабильным ценам электроэнергией и паром энергоёмких технологических производст
  • Строительства энергоблоков АЭС модульного типа необходимой мощности с учётом общей тенденции повышения конкурентоспособности АС в сравнении с ТЭС с увеличением мощности энергоблоков;

 

Эти возможности обеспечивается следующими качествами:

 

  • приемлемым уровнем удельных капитальных вложений при малой и средней мощности энергоблока, обеспечивающим конкурентоспособность в регионах с повышенной стоимостью органического топлива;

 

  • возможностью транспортировки реакторных моноблоков на площадку АС в готовом виде;

 

  • унификацией РУ, т.е. возможностью без изменения конструкции получать требуемые параметры пара и работать на различных видах топлива;

 

  • высоким уровнем внутренней самозащищённости и пассивной безопасности, детерминистически исключающем ряд тяжёлых аварий, требующих эвакуации населения, за пределами площадки АС при одновременных множественных отказах оборудования, наложении ошибок персонала или злонамеренных действий людей;

 

  • простотой схемы РУ, обусловленной сокращением количества и снижением сложности специальных систем безопасности, что упрощает и удешевляет обслуживание РУ, резко снижает вероятность ошибок персонала, последствия которых не влияют на безопасность;

 

  • большой продолжительностью кампании активной зоны реактора (8-10 лет).

 

При разработке РУ СВБР-100 использовался консервативный подход. Он заключался в том, что в проект реактора заложены, в основном, заимствованные или масштабированные с небольшими коэффициентами проверенные опытом эксплуатации РУ АПЛ и других РУ технические решения.

 

Это относится практически ко всем основным элементам, узлам и ряду единиц оборудования РУ: топливные таблетки, оболочки твэлов, тепловыделяющие сборки, поглощающие стержни, внутрикорпусные устройства, исполнительные механизмы поглощающих стержней, устройства системы технологии СВТ, парогенераторы с трубами Фильда, вырабатывающие насыщенный пар, сепараторы, конденсаторы автономного расхолаживания, конденсаторы газовой системы, оборудование системы перегрузки топлива и др.

 

Консервативный подход также характеризуется использованием освоенных режимных параметров по первому и второму контурам и ориентацией на существующие топливную инфраструктуру и технологические возможности машиностроительных предприятий.

 

Такой подход позволяет значительно снизить технический и финансовый риски, уменьшить вероятность ошибок и неудач, характерных при внедрении инновационных ядерных технологий, существенно снизить объем, сроки выполнения и затраты на НИОКР.

 

Технологическая поддержка режима нераспространения обеспечивается тем, что при изготовлении уранового топлива используется уран обогащением ниже 20 %, а в процессе переработки ОЯТ в рефабрикованном топливе остаются 2 % накопленных в ОЯТ продуктов деления и все младшие актиниды, кроме кюрия, который выделяется и хранится до распада в плутоний с возвращением в топливный цикл. Обращение с таким топливом требует специального технологического оборудования, облегчается учет и контроль за перемещением топлива. В реакторе отсутствуют также зоны воспроизводства, в которых может накапливаться плутоний оружейного качества.

 

2. Требования к топливным, конструкционным материалам и теплоносителю

На начальном этапе освоения технологии свинцово-висмутового теплоносителя в гражданской энергетике используется консервативный подход. Так, реактор разрабатывается с применением освоенного оксидного топлива, продолжительность кампании выбрана исходя из непревышения глубины выгорания 12%т.а., достигнутой в реакторе БН-600, предельная температура на оболочке твэла ограничена значением 620 оС, используется отработанная конструкция парогенератора с многократной принудительной циркуляцией.

 

В ходе развития технологии возможно существенное улучшение технико-экономических характеристик установки при уменьшении степени  консерватизма при подтверждении технических решений результатами дополнительных НИОКР.

 

Повышение температуры теплоносителя на оболочке твэла в горячем пятне до 650оС позволяет, не изменяя расход теплоносителя по первому контуру и размеры активной зоны, повысить среднюю температуру теплоносителя на выходе из активной зоны до 516 оС, а температуру перегретого пара – до 405 оС. При этом тепловая мощность при неизменных габаритах РУ может быть повышена с 280 до 312 МВт, а электрическая – со 106 до 118 МВт.

 

Дальнейшее повышение температур теплоносителя, возможное после освоения композито-керамических материалов на основе углерода, карбида кремния, оксида алюминия, стойких в СВТ до 1000 оС, открывает дорогу для качественного улучшения характеристик установки путём замены пара на газ в качестве рабочего тела во втором контуре.

 

При переходе на МОКC-топливо также возможно существенное улучшение характеристик установки. При наличии экспериментального обоснования глубины выгорания до 16%т.а. кампания реактора может быть доведена до 10 лет.

 

При переходе на нитридное топливо продолжительность кампании может достигать 15-20 лет (при наличии экспериментального обоснования работоспособности топлива и конструкционных материалов на такой срок).

 

Коррозионная стойкость используемой в настоящее время для оболочек твэлов стали ЭП-823 обоснована при температурах ~ 620оС на срок до 30000 часов. Экспериментально проверена её радиационная стойкость при повреждающих дозах до 120сна.

 

Для обеспечения увеличенной кампании реактора при использовании МОКC и нитридного топлива коррозионные испытания при освоенных температурах должны быть продолжены.

 

В то же время, поскольку характеристики установки могут быть существенно улучшены при увеличении температуры на оболочке до 650оС, необходимо начать коррозионные испытания стали и при этой температуре.

 

Многолетними исследованиями было установлено, что для обеспечения работоспособности РУ с СВТ
в нем необходимо поддерживать концентрацию растворенного кислорода, соответствующую термодинамической активности, находящейся в достаточно широком диапазоне 10-2 – 10-4.

 

Снижение концентрации кислорода будет приводить к деградации защитного оксидного покрытия на поверхности стали оболочек твэлов, играющего роль защитного антикоррозионного барьера. Повышение содержания кислорода будет приводить к образованию и осаждению на поверхностях твердофазных оксидов, нарушению гидродинамики и теплоотдачи.

 

Для обеспечения требований к качеству СВТ разработаны датчики термодинамической активности кислорода на основе гальванической ячейки с твердым электролитом, массообменные аппараты для дозированной подачи растворенного кислорода в контур СВТ и эжекционные устройства для восстановления твердофазного оксида свинца путем обработки контура реагентными водородосодержащими газовыми смесями. Программой НИОКР предусмотрены ресурсные испытания этого оборудования.

 

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

  • Имеется возможность значительно повысить инвестиционную привлекательность ЯЭТ, основанной на использовании БР, позволяющая экономически эффективно внедрять их в ЯЭ уже в ближайшем будущем при низких ценах на природный уран. 

 

  • Эта возможность открывается с применением инновационной ЯЭТ на базе «стандартных» модульных многоцелевых БР с химически инертным свинцово-висмутовым теплоносителем (СВБР-100), обладающих развитыми свойствами внутренне присущей безопасности (детерминистическое исключение тяжелых аварий), которые позволяют обеспечить высокий уровень социальной приемлемости ЯЭ и улучшить технико-экономические показатели. 

 

  • Модульная структура ЯППУ энергоблока создает возможность перехода на прогрессивные технологии типового проектирования энергоблоков различной мощности на базе серийно изготавливаемых в заводских условиях «стандартных» реакторных модулей и поточные методы выполнения строительно-монтажных работ. Это позволит значительно сократить сроки строительства АЭС, а также перейти к техническому обслуживанию реакторных модулей на сервисной основе для снижения численности эксплуатационного персонала и соответствующих затрат. 

 

  • РУ СВБР-100, разработанная на основе консервативного подхода с учетом опыта эксплуатации реакторов с СВТ на АПЛ, может работать без изменения конструкции на различных этапах развития ЯЭ на различных видах топлива в различных топливных циклах, обеспечивая постепенный экономически обоснованный переход к замкнутому ЯТЦ при соответствующем возрастании стоимости природного урана.  

 

  • Консервативный подход, принятый при разработке РУ предопределил высокий потенциал дальнейшего совершенствования РУ. Реализация намеченных мер, требующая выполнения соответствующих НИОКР, позволит приблизить удельные капитальные затраты в строительство модульной АЭС и сроки строительства до значений характерных для парогазовых ТЭС. Это повысит конкурентоспособность АЭС на рынке инвестиций и будет при широком внедрении этой ЯЭТ сдерживать рост цен на электроэнергию. 

 

  • Научно-технический совет № 1 Росатома 15.06.06. рассмотрел перспективы использования реакторов СВБР-75/100 в атомной энергетике и рекомендовал продолжить году разработку технического проекта опытно-промышленного энергоблока с РУ СВБР-75/100 с привязкой к конкретной площадке. 

 

  • В утвержденной Правительством РФ концепции Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года» предусмотрено создание головного опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой типа СВБР-100. Затраты на демонстрацию данной ЯЭТ носят однократный характер, так как на базе испытанного «стандартного» реакторного модуля могут создаваться ядерные энергоблоки различной мощности и назначения без проведения дополнительных НИОКР.

 

  • Реализация этого проекта предусматривается в рамках государственно-частного партнерства, для чего Госкорпорацией «Росатом» и ООО «ЕвроСибЭнерго» создается совместное предприятие.

 

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

  1. Зродников А.В., Драгунов Ю.Г., Тошинский Г.И. , Степанов В.С. , Климов Н.Н. и др., «АЭС на основе реакторных модулей СВБР-75/100», Атомная энергия, том 91, вып. 6, декабрь 2001.
  2. A.V. Zrodnikov, G.I. Toshinsky, O.G. Komlev, U.G. Dragunov, V.S. Stepanov, N.N. Klimov, «Nuclear Power Development in Market Conditions with Use of Multi-Purpose Modular Fast Reactors SVBR-75/100», ICAPP-06, International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, June 4-8, 2006, Reno, Nevada, USA.



Читать другие Научные доклады