Доклад на международной конференции “Fast Reactors and Related Fuel Cycles - Challenges and Opportunities” (FR09), Kyoto, Japan, 7 – 11 December 2009

 

11/12/2009

СВБР-100 – МОДУЛЬНЫЙ  БЫСТРЫЙ  РЕАКТОР  IV  ПОКОЛЕНИЯ
ДЛЯ  РЕГИОНАЛЬНОЙ  ЭНЕРГЕТИКИ

 

Авторы

А.В. Зродников, Г.И. Тошинский, О.Г. Комлев, (ГНЦ РФ-ФЭИ), 

В.С. Степанов, Н.Н. Климов (ОКБ «Гидропресс»),

А.В. Кудрявцева, (ОАО «Атомэнергопром»), В.В. Петроченко (ООО «ЕвроСибЭнерго»)

 


ВВЕДЕНИЕ

 

В числе шести направлений развития инновационных ядерных энергетических систем (ИЯЭС) IV-го поколения быстрые реакторы (БР) с жидкометаллическими теплоносителями (ЖМТ) занимают особое место, позволяя решить проблему топливного обеспечения ядерной энергетики (ЯЭ) на тысячи лет. В России развиваются БР с различными ЖМТ, находящимися на различных стадиях освоения.

 

  • Это натриевые БР, опирающиеся на многолетний успешный опыт эксплуатации промышленной АЭС БН-600. Строится реактор БН-800, являющийся системообразующим элементом отработки замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ) будущей крупномасштабной ЯЭ, разрабатывается проект реактора БН-1200 с улучшенными технико-экономическими показателями.

 

  • Модульные БР со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ), освоенным в условиях эксплуатации реакторов атомных подводных лодок России. Разрабатывается проект опытно-промышленного энергоблока с реактором СВБР-100, предназначенным для использования, прежде всего в региональной энергетике. Аббревиатура СВБР-100 означает Свинцово-Висмутовый Быстрый Реактор с эквивалентной электрической мощностью 100 МВт.

 

  • БР со свинцовым теплоносителем типа БРЕСТ. Ведется разработка проекта опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-300. Свинцовый теплоноситель в настоящее время осваивается в лабораторных условиях.

 

Доклад посвящен описанию концепции реактора СВБР-100 [1], который разрабатывается совместно с ОАО ОКБ «Гидропресс».

 

Реактор СВБР-100 удовлетворяет основным требованиям к ИЯЭС IV-го поколения, выработанным GIF, к которым, прежде всего, относятся:

 

  • Эффективное использование энергетического потенциала природного урана. Реактор СВБР-100 удовлетворяет этому требованию, поскольку в замкнутом ЯТЦ при использовании смешанного уран-плутониевого топлива работает в режиме топливного самобеспечения, имея коэффициент воспроизводства активной зоны (КВА), слегка превышающий единицу.

 

  • Существенно более высокий уровень безопасности. Благодаря использованию химически инертного свинцово-висмутового теплоносителя (СВТ), реактор СВБР-100 удовлетворяет этому требованию за счет внутренне присущей самозащищенности реактора, работающего при низком, близком к атмосферному, давлению.

 

  • Повышенное сопротивление к распространению ядерных делящихся материалов. Этому требованию реактор СВБР-100 удовлетворяет благодаря отсутствию воспроизводящих экранов, в которых может накапливаться плутоний оружейного качества, использованию урана с обогащением ниже 20 % при работе на оксидном урановом топливе, большой продолжительности кампании (7-8 лет) без перегрузки топлива и отсутствию технических возможностей доступа к топливу в процессе кампании. 

 

  • Приемлемые технико-экономические показатели. Этому требованию реактор СВБР-100 удовлетворяет благодаря: 1) отсутствию многих систем безопасности, необходимых для традиционных типов реакторов в связи с высоким значением запасенной в теплоносителе первого контура таких реакторов потенциальной энергии, 2) высокой серийности производства, обусловленной малым уровнем мощности реактора, 3) отсутствию необходимости проведения НИОКР и сооружения демонстрационного прототипа за счет использования в составе энергоблоков атомных станций (АС) различной мощности испытанного унифицированного реакторного модуля мощностью 100 МВт-э, 4) сокращения продолжительности инвестиционного цикла.

 

Рассматриваемая ядерная энергетическая технология (ЯЭТ) [2] опирается на критически осмысленный уникальный опыт разработки и эксплуатации реакторов с ТЖМТ свинец-висмут на российских АПЛ (12 реакторов, 80 реакторо-лет) и опыт эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.

 

Низкие в сравнении с натрием теплопередающие свойства СВТ не позволяют получить достаточно высокую энергонапряжённость активной зоны и короткое время удвоения плутония даже при коэффициенте воспроизводства (КВ), заметно превышающем единицу. В то же время, природные свойства тяжелого жидкометаллического теплоносителя (ТЖМТ) позволяют значительно упростить и удешевить реакторную установку (РУ). Именно поэтому, предлагаемая инновационная ЯЭТ позволяет устранить конфликт между требованиями экономики и требованиями безопасности.

 

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

 

Такой нетрадиционный подход к формированию ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) энергоблока является наиболее экономически эффективным, если РУ обладает развитыми свойствами внутренней самозащищённости и пассивной безопасности [3].

 

В настоящее время в соответствии с решением научно-технического совета Росатома ведется разработка технического проекта РУ СВБР-100 для опытно-промышленного энергоблока. Работы по сооружению опытно-промышленного энергоблока СВБР-100 предусмотрены в Федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на период 2007 – 2010 г.г. и на перспективу до 2015 года». Ожидается, что эти работы будут проводиться в рамках государственно-частного партнерства, для чего Госкорпорация «Росатом» и ООО «Евросибэнерго» рассматривают возможность создания совместного предприятия.

 

В докладе представлены основные концептуальные положения инновационной ЯЭТ на базе модульных БР СВБР-100, приведены результаты расчётов реактора, даны обоснования высокого уровня безопасности, проанализированы возможности многоцелевого применения таких РУ, включая экспортные возможности с учётом требований нераспространения. Топливный цикл реактора СВБР-100 рассмотрен в докладе № 9236 на данной конференции.

 

1 ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ КОЦЕПЦИИ ЯЭТ НА БАЗЕ РУ СВБР-100

 

1.1 Реакторная установка СВБР-100


РУ СВБР-100 разработана как унифицированная реакторная установка с мощностью около
100 МВт-э для многоцелевого применения в составе модульных атомных станций или в качестве автономных энергоисточников [4].

 

Характерными особенностями РУ СВБР-100 являются:

 

  • Реактор на быстрых нейтронах с химически инертным 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.

 

  • Реакторный моноблок, имеющий защитный кожух, размещен в баке с водой. Бак является сейсмостойкой опорной конструкцией, выполняющей функции радиационной защиты и системы пассивного отвода тепла (СПОТ) при расхолаживании РУ.

 

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

 

  • В теплоотводящих контурах реакторного моноблока обеспечена ЕЦ 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 выполнены 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 рисунках 1 и 2 представлены моноблок реакторный и компоновка оборудования РУ СВБР-100,
а в таблице 1 – основные характеристики РУ.

 

1.2 Обоснование выбора уровня мощности реактора


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 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.

 

Рис. 1 Моноблок реакторный.

 
   

 

 

Рис. 2 Компоновка оборудования РУ СВБР-100.

 

  • С другой стороны, это максимальная мощность, при которой габаритные размеры реакторного моноблока позволяют транспортировать его в заводской готовности, в том числе, и железнодорожным транспортом, что значительно расширяет возможности выбора площадок для строительства 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 [5]:

 

  • продолжительность кампании ~53000 эфф. часов при использовании освоенного оксидного уранового топлива (КВА = 0.84);
  • КВА≥1 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.

 

Таблица 1. Основные характеристики1) РУ СВБР-100 (базовый вариант)

Параметр

Значение

Установленная мощность (тепловая/электрическая), МВт

280/101,5

Паропроизводительность, т/ч

580

Параметры пара: - давление, МПа/ температура, ºC

9,5/307

Расход теплоносителя первого контура, кг/с

11760

Температура теплоносителя первого контура: - выход/вход, С:

495/345

Топливо (UO2): –загрузка по U-235, кг/ среднее обогащение по U-235, %

~ 1470/16,1

Изменение реактивности за кампанию, % (ßэфф)

-3,74 (-5,72)

Изменение реактивности в интервале температур от 200 С до рабочих температур
на Nном , (начало кампании/конец кампании), bэфф

 

-1,2 /-1,45

Размеры активной зоны: диаметр/высота, м

1,645/0,9

Средняя объемная энергонапряжённость активной зоны, кВт/дм3

140

Средняя линейная нагрузка на твэл, кВт/м

~ 25,7

Количество твэл, шт

12114

Количество стержней СУЗ, шт

37

Кампания активной зоны, тыс. эфф. час.

~ 53

Интервал между перегрузками, лет

~ 8

Количество модулей парогенератора, шт

12

Количество ГЦН, шт

2

Напор ГЦН/мощность элекродвигателя, МПа/кВт

0,55/450

Объем теплоносителя в первом контуре, м3

18

Габариты корпуса моноблока реакторного (диаметр/высота), м

4,53 x 6,92

 

1)Указанные характеристики могут изменяться в зависимости от варианта использования РУ СВБР-100. В частности в настоящее время проработана возможность получения перегретого пара с температурой
400 ºC, что позволяет увеличить полезную электрическую мощность до 106 МВт.

 

1.3 Опора на реальный опыт эксплуатации и использование консервативного подхода

 

Предлагаемая реакторная технология опирается, прежде всего, на сорокалетний опыт разработки и эксплуатации РУ с СВТ на АПЛ и наземных стендах-прототипах [6]. Общая наработка ресурса 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 также 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 [7].

 

Следует отметить, что для РУ СВБР-100 течи теплоносителя практически исключены моноблочной (интегральной) компоновкой оборудования первого контура и наличием защитного кожуха на корпусе моноблока. Значительно снижена и вероятность утечки радиоактивного газа, поскольку давление аргона в газовой системе практически равно атмосферному.

 

В одной из работ, опубликованных в США [8], приводятся данные ретроспективного анализа смертности среди когорты работников (около 4500 чел.), занятых на работах с Ро-210 в 1944-1972 г.г.  и контролировавшихся по внутреннему облучению Ро-210. Авторы сделали вывод об отсутствии связи между полученными дозами внутреннего облучения за счет инкорпорированного полония вплоть до 1 Зв (100 бэР) и уровнем смертности по причинам злокачественных образований. Практически все тренды, характеризующие смертность от различных раковых заболеваний в изучавшейся когорте работников были отрицательны, т.е. смертность была даже несколько меньшей, чем в контрольных группах, не связанных с полонием.

 

Количество жидких радиоактивных отходов (РАО), как показал опыт эксплуатации, очень мало в связи с отсутствием необходимости дезактивации первого контура.

 

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

 

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.

 

1.4 Внутренняя самозащищённость и пассивная безопасность РУ


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 [9].

 

Реактор обладает отрицательным пустотным эффектом реактивности и отрицательными обратными связями, а эффективность самого сильного поглощающего стержня не превышает 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 при разгерметизации I-го контура.

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.

Результаты расчетов и проработок показали [9], что предельно допустимая температура оболочек твэлов не превышается при следующих постулированных аварийных ситуациях:

 

  • несанкционированное извлечение самого эффективного поглощающего стержня;
  • блокировка 50 % проходного сечения теплоносителя на входе в реактор;
  • остановка всех главных циркуляционных насосов (ГЦН);
  • прекращение приема пара на турбоустановку и подачи питательной воды;
  • разрыв полным сечением нескольких трубок ПГ;
  • течь корпуса реакторного моноблока;
  • постулированное «замораживание» СВТ в одном из двух ПГ;
  • полное обесточивание АС.

 

Других потенциально реализуемых аварийных сценариев, которые могут привести к опасным последствиям, не обнаружено.

 

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 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.

 

Это позволяет говорить об устойчивости РУ не только к отказам оборудования и ошибкам персонала и их множественному наложению, но и к злонамеренным действиям, когда все специальные системы безопасности могут быть преднамеренно выведены из строя.

 

Важно, что свойства внутренней самозащищённости и пассивной безопасности подтверждены не только расчётами, но могут быть продемонстрированы без экономического и радиационного ущерба.

 

1.5 Модульная структура ЯППУ энергоблока


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 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 тепловых реакторов, 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. 


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 [10].

 

Поскольку РУ имеет всего два состояния – включена/выключена, управление модульной ЯППУ может осуществляться одним оператором от общего задатчика мощности энергоблока. При возникновении какой-либо неисправности на одной из РУ эта реакторная установка автоматически выводится из рабочего режима и расхолаживается автономно от систем турбоустановки.

 

Реакторная установка имеет всего три автоматических регулятора: Два регулятора расхода питательной воды, подаваемой в сепараторы ПГ, поддерживающие постоянный уровень воды в сепараторах независимо от уровня мощности, и регулятор уровня мощности реактора, поддерживающий заданный задатчиком мощности энергоблока уровень мощности РУ независимо от расхода питательной воды. Эта независимость и настройка индивидуальных регуляторов с необходимыми статическими характеристиками исключают причины возникновения неустойчивости режима при работе группы модулей, параллельно включённых на одну турбину.

 

По завершению срока службы РУ (50…60 лет) основной элемент РУ – реакторный моноблок – после выгрузки отработавшего ядерного топлива и СВТ, может быть демонтирован и помещен в хранилище твердых радиоактивных отходов, а на его место установлен новый реакторный моноблок. Также могут быть демонтированы и заменены другие элементы РУ и энергоблока, т.е. проведена его реновация. При этом срок службы модульной АЭС будет ограничиваться только сроком службы строительных железобетонных конструкций и может достигнуть не менее 100…120 лет при затратах значительно более низких в сравнении с затратами на строительство нового энергоблока.

 

При окончательном выводе энергоблока из эксплуатации в здании ЯППУ, после демонтажа реакторных моноблоков, радиоактивных материалов практически не остается, что значительно снижает затраты на вывод из эксплуатации.

 

1.7 Возможности многоцелевого применения


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

 

  • Реновации блоков АЭС, реакторы которых исчерпали срок службы. Под реновацией понимается размещение необходимого количества РУ СВБР-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 [11], 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;

 

  • 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;

 

  • Строительства энергоблоков АЭС модульного типа большой мощности [3] с учётом общей тенденции повышения конкурентоспособности АС в сравнении с ТЭС с увеличением мощности энергоблоков;

 

  • Снабжения по стабильным ценам электроэнергией и паром энергоёмких технологических производств;

 

  • 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)» [12].

 

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).

 

1.8 Высокий потенциал совершенствования


Инновационный проект АЭС с реакторными установками СВБР-100 представляет, по существу, разработку первого поколения, основанную на консервативном подходе. Это предопределило высокий потенциал дальнейшего совершенствования проекта, который будет реализовываться по мере выполнения соответствующих НИОКР и накопления опыта эксплуатации. В частности:

 

  • Повышение температуры СВТ на выходе из реактора при увеличении максимальной температуры оболочки твэла с 600 С до 650 С, к чему есть все предпосылки, обеспечит, как показывают расчёты, увеличение тепловой мощности реактора на 15 % без изменения его конструкции и стоимости.
  • Применение прямоточного ПГ, вырабатывающего перегретый пар позволит уменьшить капитальные затраты и упростить конструкцию РУ.
  • Использование нитридного топлива может обеспечить увеличение кампании реактора до двух раз (при подтверждении работоспособности твэлов) и, соответственно, уменьшить топливные затраты.

 

1.9 Концепция коммерциализации


Несмотря на максимально возможное использование опыта эксплуатации реакторов с СВТ на АПЛ, условия эксплуатации оборудования РУ АПЛ и РУ АЭС значительно различаются. Для РУ АПЛ характерен режим эксплуатации, в основном, на низких уровнях мощности при пониженных температурах СВТ, в то время как для РУ АЭС характерен режим эксплуатации, в основном, на номинальной мощности. Кроме того, требования к ресурсу оборудования РУ АЭС существенно выше, чем к РУ АПЛ. Требуют прямого подтверждения также технико-экономические показатели.

 

Всё это делает необходимым создание опытно-промышленного энергоблока с РУ СВБР-100. Следует подчеркнуть, что затраты на сооружение опытно-промышленного энергоблока (прототипа) являются одноразовыми, так как на базе испытанного унифицированного реакторного модуля могут создаваться ядерные энергоблоки различной мощности и назначения без проведения дополнительных НИОКР.

 

На опытно-промышленной РУ, которая будет оснащена дополнительными датчиками и устройствами, могут быть продемонстрированы в контролируемых условиях свойства внутренней самозащищённости и пассивной безопасности реакторной установки при любых сочетаниях отказов оборудования, ошибок персонала и моделировании умышленных злонамеренных действий.

 

После проведения сертификационных испытаний опытно-промышленного энергоблока и подтверждения проектных характеристик РУ СВБР-100 будет готова к коммерциализации и широкому применению в составе энергоблоков АС различной мощности и назначения.

 

ЗАКЛЮЧЕНИЕ


  • Инновационная ЯЭТ на базе унифицированных модульных многоцелевых БР с химически инертным свинцово-висмутовым теплоносителем (СВБР-100), обладающих развитыми свойствами внутренне присущей безопасности (детерминистическое исключение тяжелых аварий), позволяет обеспечить высокий уровень социальной приемлемости таких реакторов и расширить область их применения в ЯЭ. 

 

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

 

  • Консервативный подход, принятый при разработке РУ предопределил высокий потенциал дальнейшего совершенствования РУ (повышение температуры оболочки твэла, переход на прямоточный ПГ, использование нитридного топлива и др.). Реализация намеченных мер, требующая выполнения соответствующих НИОКР, позволит приблизить удельные капитальные затраты в строительство модульной АС и сроки строительства до значений характерных для парогазовых ТЭС. Это повысит конкурентоспособность АС 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-100 в атомной энергетике и рекомендовал продолжить в 2007 году разработку технического проекта опытно-промышленного энергоблока с РУ СВБР-100 с привязкой к конкретной площадке. 

 

  • Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 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 унифицированного реакторного модуля могут создаваться ядерные энергоблоки различной мощности и назначения без проведения дополнительных НИОКР.

 

ЛИТЕРАТУРА


  1. Zrodnikov A.V., Toshinsky G.I., Stepanov V.S. et al., «Innovative nuclear technology based on modular multi-purpose lead-bismuth cooled fast reactors». PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY, Vol. 50, pp.170-178, 2008.
  2. Gromov, B.F., Toshinsky, G.I., Stepanov, V.S., et al.,1997, «Use of Lead Bismuth Coolant in Nuclear Reactors and Accelerator-Driven Systems», Nuclear Engineering and Design, Vol. 173, pp. 207-217.
  3. Zrodnikov A.V., Toshinsky G.I., Dragunov Yu.G., Stepanov V.S.et al., “Nuclear power development in market conditions with use of multi-purpose modular fast reactors SVBR-75/100”,2006, Nuclear Engineering and Design, Vol. 236, pp. 1490-1502.
  4. Зродников А.В., Драгунов Ю.Г., Степанов В.С., Тошинский Г.И. и др., «Многоцелевой свинцово-висмутовый модульный быстрый реактор малой мощности СВБР-75/100». Доклад на Международной конференции МАГАТЭ «Инновационные ядерные технологии и инновационные топливные циклы», IAEA CN-108-36, 2003 г.
  5. Novikova N.N., Komlev O.G., Toshinsky G.I., «Neutronic and physical characteristics of reactor SVBR-75/100 with different types of fuel», Proceedings of ICAPP’06, Reno, NV USA, June 4-8, 2006, Paper 6355.
  6. Тошинский Г.И., Степанов В.С., Никитин Л.Б. и др., «Анализ опыта эксплуатации реакторных установок с теплоносителем свинец-висмут и имевших место аварий».Труды конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях», ТЖМТ-98, г. Обнинск, 1999 г., т. 1, стр. 63-69.
  7. Панкратов Д.В., Ефимов Е.И., Тошинский Г.И., Рябая Л.Д., «Анализ полониевой опасности в ядерных энергетических установках со свинцово-висмутовым теплоносителем». Доклад на второй Международной конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях (ТЖМТ-2003), г. Обнинск, Калужской области, 11-12 декабря 2003 года.
  8. Laurie D. Wiggs, Carol A. Cox-De Vore and George L. Voelz., «Mortality among a Cohort of Workers Monitored for Po-210 Exposure: 1944-1972 y.y. Epidemiology Section Occupational Medicine Group». Los-Alamos National Laboratory. Health physics, Vol. 61, No 1, 1991.
  9. Toshinsky, G. I., Komlev O.G, Stepanov V.S. et al., “Principles of Providing Inherent Self-Protection and Passive Safety Characteristics of the SVBR-75/100 Type Modular Reactor Installation for Nuclear Power Plants of Different Capacity and Purpose”, Paper No. 175598. International Conference Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global’07), September 9-13, 2007, Boise, Idaho, USA.
  10. Зродников А.В., Драгунов Ю.Г., Степанов В.С., Тошинский Г.И. и др., «Конверсия свинцово-висмутовой реакторной технологии: от реакторов АПЛ к энергетическим реакторам и пути повышения инвестиционной привлекательности ядерной  энергетики на базе быстрых реакторов». IAEA-CN-A3 Доклад на Международной конференции МАГАТЭ «Fifty Years of Nuclear Power – the Next Fifty Years» Обнинск, 27 Июня – 2 Июля, 2004
  11. Е.И.Игнатенко, А.В.Зродников, В.С.Степанов, В.Н.Крушельницкий, В.А.Викин и др., «Реновация выводимых из эксплуатации блоков АЭС первого поколения после исчерпания их ресурса путем размещения в боксах парогенераторов реакторных установок СВБР-75 с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут». Доклад на восьмой ежегодной конференции Ядерного общества России, г. Екатеринбург, 1997.
  12. Gromov B.F. , Toshinsky G.I. , Zrodnikov A.V., Dragunov Yu.G., Stepanov V.S. et al., Nuclear Power Complex Based on SVBR‑75/100 Small Reactors Cooled by Lead-Bismuth Liquid Metal Coolant. Competitiveness, Simplified Life Cycle, Safety, Non-Proliferation”, IAEA International Seminar on Status and Prospects for Small and Medium Sized Reactors (Egypt, Cairo 2001).


СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АПЛ

– атомная подводная лодка

АС

– атомная станция

АТЭЦ

– атомная теплоэлектроцентраль

АЭС

– атомная электростанция

БН

– быстрый натриевый реактор

БР

– быстрый реактор

ВВЭР

– водо-водяной энергетический реактор

ГЦН

– главный циркуляционный насос

ЕЦ

– естественная циркуляция

КВ

– коэффициент воспроизводства реактора

КВА

– коэффициент воспроизводства активной зоны

КИУМ

– коэффициент использования установленной мощности

LOCA

– авария с потерей теплоносителя

МА

– младшие актиниды

МОКС-топливо

– смешанное уран-плутониевое оксидное топливо

ОЯТ

– отработавшее ядерное топливо

ПГ

– парогенератор

ПГУ

– парогазовая установка

РУ

– реакторная установка

РАО

– радиоактивные отходы

СВТ

– свинцово-висмутовый теплоноситель

СВБР

– свинцово-висмутовый быстрый реактор

СПОТ

– система пассивного отвода тепла

СУЗ

– система управления и защиты

ТВС

– тепловыделяющая сборка

ТЖМТ

– тяжелый жидкометаллический теплоноситель

ТЭС

– тепловая электростанция

ЯППУ

– ядерная паропроизводящая установка

ЯТЦ

– ядерный топливный цикл

ЯЭ

– ядерная энергетика

ЯЭТ

– ядерная энергетическая технология

 

 



Читать другие Научные доклады

kamagra for men uk viagra amazon uk viagra uk paypal where can you buy viagra in the uk viagra tesco uk liquid kamagra uk buy viagra uk boots cost of viagra uk kamagra tablets uk next day delivery