Доклад на конференцию «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях» (ТЖМТ – 2008) 15 – 19 сентября 2008 г., г. Обнинск, Калужской обл., Российская Федерация, часть 1

 

19/09/2008

КОНЦЕПЦИЯ ИННОВАЦИОННОЙ ЯДЕРНОЙ ТЕХНОЛОГИИ НА БАЗЕ УНИФИЦИРОВАННЫХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ СВБР-75/100 С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ-ВИСМУТ ДЛЯ МОДУЛЬНЫХ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ РАЗЛИЧНОЙ МОЩНОСТИ И НАЗНАЧЕНИЯ

 

Авторы:

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

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

В.Н.Крушельницкий, (ФГУП «Атомэнергопроект») 


1 ВВЕДЕНИЕ

АЭС с легководными реакторами (ЛВР), работающими в открытом ядерном топливном цикле (ЯТЦ), еще длительное время будут конкурентоспособны с тепловыми электростанциями (ТЭС) на рынке электроэнергии даже при значительном возрастании цены природного урана. Причина этого заключается, главным образом, в слабой чувствительности себестоимости электроэнергии, вырабатываемой АЭС, к цене природного урана.

 

Вместе с тем, постепенное исчерпание ресурсов дешёвого природного урана и увеличение его стоимости ставит проблему топливобеспечения ядерной энергетики (ЯЭ) на длительную перспективу, которую невозможно решить на базе ЛВР. Поэтому быстрые реакторы (БР) при работе в замкнутом ЯТЦ будут играть определяющую роль в ЯЭ крупного масштаба, решая эту проблему на сотни и тысячи лет, имея в виду использование также и ресурсов тория. Натриевые БР большой мощности, оказавшиеся более дорогими в сравнении с ЛВР, могут обеспечить высокий темп наработки плутония. При этом избыточный плутоний, выделяемый в замкнутом ЯТЦ, должен поддерживать экономичную эксплуатацию ЛВР в условиях исчерпания ресурсов дешёвого природного урана.

 

Поскольку АЭС не являются безальтернативными источниками энергии, они на каждом этапе развития ЯЭ в условиях либерализованного рынка электроэнергии должны быть конкурентоспособны с ТЭС, работающими на органическом топливе. Имея в виду ограниченные возможности самофинансирования развития ЯЭ, АЭС должны быть конкурентоспособны с ТЭС и на рынке инвестиций. Чем выше конкурентоспособность ЯЭ, тем больше будет возможностей для её развития как за счет собственных средств, так и за счет заёмных финансовых ресурсов (уменьшение срока возврата капитала). Всё это определяет необходимость поиска и разработки инновационной ядерной энергетической технологии (ЯЭТ), способной обеспечить значения удельных капитальных затрат и срока сооружения АЭС сравнимые с ТЭС.

 

Одной из таких ЯЭТ, является, как будет показано далее, технология, основанная на использовании модульных БР с тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ) – эвтектическим сплавом свинец-висмут, освоенным в России [1].

 

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 (КВ), заметно превышающем единицу. В то же время, природные свойства ТЖМТ позволяют значительно упростить и удешевить реакторную установку (РУ). Именно поэтому, предлагаемая инновационная ЯЭТ позволяет устранить конфликт между требованиями экономики и требованиями безопасности, присущий эволюционным проектам АЭС.

 

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.

 

В этом случае экономический проигрыш масштаба с избытком компенсируется за счёт: 1) отсутствия многих специальных систем безопасности, работающих в режиме ожидания, необходимых для реакторов традиционных типов с целью уменьшения вероятности тяжёлых аварий и снижения тяжести их последствий, но не исключающих причины возникновения таких аварий; 2) высокой серийности производства «стандартных» реакторных модулей; 3) полного заводского изготовления основного элемента РУ – реакторного моноблока, в котором размещено всё оборудование первого контура; 4) сокращения продолжительности инвестиционного цикла.

 

Таким образом, появляется новый стимул для развития БР – создание модульных АЭС на базе БР с ТЖМТ, способных работать в замкнутом ЯТЦ в режиме топливного самообеспечения (или с небольшим бридингом), самозащищенных в отношении наиболее тяжелых аварий и конкурентоспособных не только с АЭС на базе ЛВР, но и с современными ТЭС на органическом топливе [2] без чего развитие ЯЭ в условиях рыночной экономики невозможно. Кроме того, при широком внедрении БР появляется возможность экономически эффективной утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов любых типов с трансмутацией накопленных младших актинидов (МА).

 

2 ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ КОЦЕПЦИИ ЯЭТ НА БАЗЕ РУ СВБР-75/100

2.1 Реакторная установка СВБР-75/100

РУ СВБР-75/100 (Свинцово-Висмутовый Быстрый Реактор) разработана как унифицированная реакторная установка с мощностью от 75 до 100 МВт (электрических) в зависимости от параметров генерируемого пара для многоцелевого применения в составе модульных атомных станций или в качестве автономных энергоисточников [3].

 

Характерными особенностями РУ СВБР-75/100 являются:

  1. 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.
  2. Интегральная компоновка реактора, при которой всё оборудование первого контура размещено в едином прочном корпусе реакторного моноблока с полным исключением арматуры и трубопроводов СВТ.
  3. 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.
  4. Двухконтурная схема теплоотвода и парогенератор (ПГ) с многократной естественной циркуляцией (ЕЦ) по второму контуру.
  5. В теплоотводящих контурах реакторного моноблока обеспечена ЕЦ теплоносителей, достаточная для пассивного расхолаживания реактора без опасного перегрева активной зоны.
  6. Значительное сокращение количества специальных систем безопасности, при этом функции безопасности выполняют системы нормальной эксплуатации.
  7. Основные компоненты реакторного моноблока и реакторной установки выполнены
    в виде отдельных модулей, при этом обеспечена возможность их замены и ремонта.
  8. Предусмотрена единовременная покассетная выгрузка топлива по окончании кампании активной зоны и загрузка свежего топлива в виде единого картриджа (новой активной зоны).
  9. 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, 2 и 3 представлены моноблок реакторный, компоновка оборудования РУ СВБР-75/100 и гидравлическая схема реакторной установки, а в таблице 1 – основные характеристики РУ.

Рис. 1 Моноблок реакторный.

 

 

 

Рис. 2 Компоновка оборудования РУ СВБР-75/100.

 

2.2 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:

 

  1. 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.
  2. 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.
  3. 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.
  4. Сравнительно небольшая масса моноблока для данного уровня мощности облегчает решение задачи обеспечения сейсмостойкости РУ.

 

При данном уровне мощности в соответствии с расчётами обеспечиваются [4]:

  • 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 ßэфф или продолжительность кампании до 150000 эфф. час;
  • КВА≥1 при использовании смешанного нитридного топлива и работа реактора в режиме топливного самообеспечения при запасе реактивности на выгорание меньше ßэфф 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.

 

 

 

Рис. 3 Гидравлическая схема РУ СВБР-75/100.

 

Таблица 1. Основные характеристики1) РУ СВБР-75/100 (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:

482/320

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), ßэфф

 

-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-75/100.

2.3 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 [5]. 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 [6].

 

Следует отметить, что для РУ СВБР-75/100 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 [7], 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-75/100 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.

 

2.4 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-75/100 достигается за счет использования реактора на быстрых нейтронах, тяжёлого жидкометаллического теплоносителя и интегральной конструкции реактора, что подтверждается выполненными расчётами и проработками [8].

 

Реактор обладает отрицательным пустотным эффектом реактивности и отрицательными обратными связями, а эффективность самого сильного поглощающего стержня не превышает ßэфф, 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.

 

Результаты расчетов и проработок показали [8], 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-75/100, 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.

 

2.5 Модульная структура ЯППУ энергоблока

Модульная структура ЯППУ энергоблока:

  1. 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;
  2. Дает возможность не создавать резервный энергоисточник для региональных АС в зонах децентрализованного энергоснабжения;
  3. 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;
  4. 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;
  5. 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;
  6. Позволяет размещать модульные АЭС малой и средней мощности в центрах энергопотребления, что исключает затраты на сооружение мощных линий электропередачи;
  7. 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-75/100. 

 

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 [9].

 

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 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.

 

2.6 Гибкий топливный цикл

Реакторная установка СВБР-75/100 спроектирована таким образом, что без изменения конструкции и ухудшения характеристик безопасности может работать на различных видах топлива и в различных ЯТЦ.

 

В течение ближайших десятилетий при существующих в настоящее время низких ценах на природный уран и услуги по его обогащению наиболее экономически эффективным видом топлива будет освоенное оксидное урановое топливо и работа в открытом ЯТЦ с отложенной переработкой ОЯТ.

 

Переход на смешанное уран-плутониевое топливо и замкнутый ЯТЦ с КВА≥1 станут экономически эффективными при повышении цен на природный уран, когда затраты на создание производств по переработке ОЯТ, рефабрикации нового топлива с плутонием и их эксплуатацию станут меньше соответствующих затрат на природный уран, услуги по его обогащению, расходов на изготовление свежего уранового топлива и длительное временное хранение ОЯТ.

 

Наиболее целесообразно по экологическим и экономическим соображениям применение «сухих» пироэлектрохимических методов переработки ОЯТ в расплавах хлоридов
и вибротехнологии для рефабрикации свежего топлива [10] после их промышленной отработки.

 

Переход к замкнутому ЯТЦ будет менее затратным, если для формирования первых топливных загрузок из МОКС-топлива использовать плутоний, извлекаемый из собственного ОЯТ урановых загрузок. В этом ОЯТ содержание плутония на порядок выше, чем в ОЯТ ТР, которое обычно рассматривается как источник плутония для запуска БР. Поскольку объем переработки ОЯТ в расчете по одну тонну плутония обратно пропорционален содержанию плутония в ОЯТ, то, соответственно, и затраты на получение плутония будут ниже.

 

Поскольку БР при работе на урановом топливе в открытом ЯТЦ потребляют значительно больше природного урана в сравнении с тепловыми реакторами, а дешёвые ресурсы природного урана при ожидаемых высоких темпах развития ядерной энергетики могут быть быстро исчерпаны, период эксплуатации БР в открытом ЯТЦ должен быть максимально сокращён.

 

Как показывают расчёты, переход к замкнутому ЯТЦ может начаться уже с третьей кампании, т.е. через 16 лет. При этом потребление природного урана в расчёте на 1 ГВт(э) за первые 16 лет составит около 5670 тонн, (при работе на оксидном урановом топливе КВА = 0,84), а всего за срок службы реакторной установки 60 лет потребление природного урана в расчёте на 1 ГВт(э) будет на 30-40 % ниже, чем его потребление реактором PWR за такой же срок [11]. Дальнейшая эксплуатация БР в замкнутом ЯТЦ до выхода в равновесный режим перегрузок будет проходить практически без потребления природного урана.

 

В таком замкнутом ЯТЦ в качестве топлива подпитки может быть использовано ОЯТ ЛВР без его химической переработки аналогично DUPIC-технологии [12].

 

Хранение ОЯТ до переработки предполагается осуществлять следующим образом. После извлечения отработавшей ТВС из реактора она устанавливается в пенал с предварительно нагретым в электропечи выше точки плавления свинцом. Далее пенал герметизируется и транспортируется в «сухое» хранилище ОЯТ с естественным воздушным охлаждением. При этом свинец в пенале постепенно затвердевает, образуя дополнительный защитный барьер. Таким образом, на пути выхода радиоактивности из хранящегося ОЯТ создаётся глубоко эшелонированная защита.

 

Гибкость реактора СВБР-75/100 по отношению к типу топлива и топливному циклу позволит осуществить своевременный постепенный экономически оправданный (по факту) переход к замкнутому ЯТЦ с одновременным решением проблемы радиационно-эквивалентного захоронения долгоживущих РАО, имея в виду, что в БР младшие актиниды эффективно сжигаются.

 

2.7 Снижение риска распространения

Решение проблемы нераспространения может быть достигнуто только сочетанием технологических и политических мер. Соотношение этих мер будет различным для ядерных и неядерных стран. Все страны – члены «ядерного клуба», легально владеющие ядерным оружием, успешно решали эту проблему в течение прошедших десятилетий средствами физической защиты, учета, контроля и охраны. Поэтому дополнительные меры технологической поддержки режима нераспространения будут оправданы, если они не снижают конкурентоспособность ЯЭ.

 

При использовании АС в развивающихся странах наряду с политическими мерами, международным контролем должны быть приняты дополнительные меры по технологической поддержке режима нераспространения.

 

Малогабаритность модуля и свойства СВТ создают уникальную возможность осуществлять возврат ОЯТ без его выгрузки из реактора в стране-пользователе. Транспортировка топлива в реакторном моноблоке с затвердевшим СВТ создает дополнительный технический барьер на пути хищения топлива. Затвердевший в моноблоке СВТ исключает также риск ядерной и радиационной аварии при транспортировке.

 

При этом 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.

 

При использовании АС в развивающихся странах поставка свежего топлива и приём ОЯТ на хранение и переработку должны осуществляться Международными центрами ядерного топливного цикла в соответствии с инициативами президентов России и США.

 

2.8 Возможности многоцелевого применения

Качества РУ СВБР-75/100 создают возможности её многоцелевого применения в виде «стандартных» реакторных модулей единичной электрической мощности около 100 МВт для:

  1. 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-75/100 [13], 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;
  2. 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;
  3. Строительства энергоблоков АЭС модульного типа большой мощности [2] с учётом общей тенденции повышения конкурентоспособности АС в сравнении с ТЭС с увеличением мощности энергоблоков;
  4. Снабжения по стабильным ценам электроэнергией и паром энергоёмких технологических производств;
  5. 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)» [14].

 

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).

 

2.9 Высокий потенциал совершенствования

Инновационный проект АЭС с реакторными установками СВБР-75/100 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 10 % без изменения его конструкции и стоимости.
  • Применение прямоточного ПГ, вырабатывающего перегретый пар позволит повысить эффективность термодинамического цикла и увеличить электрическую мощность АЭС на 10…15 %, практически, без увеличения капитальных затрат.
  • Использование нитридного топлива может обеспечить увеличение кампании реактора до двух раз (при подтверждении работоспособности твэлов) и, соответственно, уменьшить топливные затраты.

 

2.10 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-75/100. Следует подчеркнуть, что затраты на сооружение опытно-промышленного энергоблока (прототипа) являются одноразовыми, так как на базе испытанного «стандартного» 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, будут 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-75/100 будет готова к коммерциализации и широкому применению в составе энергоблоков АС различной мощности и назначения.

 

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-75/100), обладающих развитыми свойствами внутренне присущей безопасности (детерминистическое исключение тяжелых аварий), которые позволяют обеспечить высокий уровень социальной приемлемости ЯЭ. 


  • 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-75/100, 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. При этом ОЯТ тепловых реакторов может быть использовано (утилизировано) без разделения плутония, урана, МА и продуктов деления в качестве топлива подпитки вместо отвального урана. 


  • Консервативный подход, принятый при разработке РУ предопределил высокий потенциал дальнейшего совершенствования РУ (переход на перегретый пар и др.). 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 в 2007 году разработку технического проекта опытно-промышленного энергоблока с РУ СВБР-75/100 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-75/100. 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.


ЛИТЕРАТУРА

  1. 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.
  2. 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.
  3. 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.
  4. 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.
  5. 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.
  6. 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. 
  7. 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.
  8. 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.
  9. 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
  10. Зродников А.В., Тошинский Г.И., Степанов В.С., Маёршин А.А. и др. «Многоцелевой быстрый реактор малой мощности СВБР-75/100 и его возможные топливные циклы». Доклад на Международной научно-технической конференции «Атомная энергетика и топливные циклы», Москва-Димитровград, 1-5 декабря 2003 года.
  11. J.S.Lee, K.S.Song, M.S.Yang, et al., «Research and development Program of KAERI for DUPIC», Proc. Int. Conf. on Future Nuclear Systems: Emerging Fuel Cycles and Waste Disposal Options, GLOBAL’93, Seattle, WA. ANS, Sept. 12‑17, 1993, Vol. 2, p. 733.
  12. G.I. Toshinsky, O.G. Komlev, N.N. Novikova, K.G. Mel’nikov, “Opportunities to Reduce Consumption of Natural Uranium in Reactor SVBR-75/100 when Changing over to the Closed Fuel Cycle”, Paper No. 175801. International Conference Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global’07), September 9-13, 2007, Boise, Idaho, USA.
  13. 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.
  14. 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

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

ЛВР

– легководный реактор

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

ТР

– тепловой реактор

ТЭС

– тепловая электростанция

ЯППУ

– ядерная паропроизводящая установка

ЯТЦ

– ядерный топливный цикл

ЯЭ

– ядерная энергетика

ЯЭТ

– ядерная энергетическая технология

 

 



Читать другие Научные доклады