Чем безопаснее, тем дешевле
Безопасность и экономика АЭС, наряду с топливным балансом, обращением с РАО и нераспространением, определяют ядро проблем развития ЯЭ в 21 веке, как крупномасштабной с неисчерпаемыми ресурсами дешевого ядерного топлива.
Основой для гармонизации этих противоречивых требований является идеология внутренне присущей (естественной) безопасности. Она позволяет преимущественно за счет использования природных законов и свойств используемых материалов достичь убедительно прогнозируемой безопасности одновременно с упрощением устройства и удешевлением АЭС и сопряженного ядерного топливного цикла, технологии которого должны обходиться без циркуляции свободного плутония (или 233U в ториевом цикле) и снижать за приемлемое время (200-400 лет) контролируемой выдержки радиотоксичность РАО до уровня извлекаемого из недр урана, обеспечивая их радиационно-эквивалентное захоронение.
Естественная безопасность (эта терминология введена В.В. Орловым и Е.О. Адамовым) требует рассмотрения всех физически возможных аварий, даже относительно маловероятных, в качестве проектных и исключения их тяжелых последствий.
Разработка реакторов с убедительно прогнозируемым исключением тяжелых аварий (разгон на мгновенных нейтронах, потеря или горение теплоносителя, паровые или водородные взрывы) со значимыми радиационными последствиями должна вестись с полным и последовательным отказом от использования потенциально опасных технических решений. Возможность возгорания и закипания натрия в авариях с учетом положительного (во всяком случае, локального) пустотного эффекта реактивности не позволяют в полной мере реализовать присущие быстрым реакторам качества безопасности.
Прогнозируемые темпы (менее 1,5%) роста производства энергии на ближайшее столетие, вместе с накоплением в ОЯТ тепловых реакторов мира тысяч тонн Pu, позволяют в быстрых реакторах отказаться от больших коэффициентов воспроизводства, высокой энергонапряженности и коротких времен удвоения, подчинив их разработку достижению наивысших показателей экономичности и безопасности.
Очевидно, что устойчивое долговременное ресурсообеспечение ЯЭ может быть обеспечено при развитии ЯЭ как крупномасштабной преимущественно на быстрых реакторах, работающих в замкнутом U-Pu цикле. В структуре будущей ЯЭ будут сохраняться тепловые реакторы, работающие на 235U, замещаемые к концу 21 века на тепловые реакторы, работающими в торий-урановом замкнутом цикле.
Отказ от требования высокой энергонапряженности топлива и коротких времен удвоения позволяет использовать тяжелый жидкометаллический теплоноситель: эвтектику Pb-Bi, освоенную в России для судовых реакторов, или близкий к ней по физико-химическим свойствам, кроме температуры плавления, Pb. Применение свинца позволяет уйти от проблем, связанных с высокой стоимостью и малыми ресурсами Bi и образованием из него высокоальфаактивного летучего 210Po. Проблемы, связанные с высокой температурой плавления Pb (327°С), могут быть решены выбором температурных режимов и схемы охлаждения реактора, исключающего перекрытия трактов циркуляции теплоносителя и превышения допустимой для сталей температуры.
Концептуальные проработки НИКИЭТ показали, что, не выходя далеко за рамки освоенных материалов и технологий, разнородность и противоречивость требований становления большой ЯЭ могут быть удовлетворены в трансмутационном U-Pu цикле (сжиганием долгоживущих отходов при делении быстрыми нейтронами нечетных и четных нуклидов при минимальной затрате нейтронов) с отказом извлечения плутония при регенерации топлива равновесного состава быстрых реакторов без уранового бланкета (КВ=КВА≈1), характеризуемых малостью запаса реактивности для компенсации выгорания топлива в интервале его частичных перегрузок. В таком цикле выгорает лишь обедненный уран, который восполняется при дошихтовке смеси актиноидов - регенерата собственного ОЯТ. Исключение эффектов отравления и пустотного (высококипящий металлический теплоноситель - Pb), минимизация мощностного эффекта (мононитридное топливо) при высоком отрицательном температурном коэффициенте реактивности позволяет использовать для безопасности эффекты саморегулирования обратными связями.
Химически пассивный, малоактивируемый свинец позволяет перейти к двухконтурной ЯЭУ с высоким уровнем естественной циркуляции теплоносителя и воздуха (в системе отвода остаточного тепла), устранить опасность потерь теплоносителя или охлаждения, пожаров и взрывов. Особенностью его использования в активной зоне является разреженность пучка твэлов, что позволяет без существенного смягчения спектра нейтронов обеспечить в активной зоне приемлемые значения энергонапряженности и гидравлических потерь, допускает использование бесчехловых ТВС, исключающих локальные потери охлаждения твэлов. Хорошее альбедо Pb при его использовании в отражателе повышает КВА и уменьшает неравномерность энерговыделения, свойственную урановому экрану, отказ от которого исключает наработку плутония оружейной кондиции.
Высокоплотное и теплопроводное мононитридное топливо совместимо с жидкометаллическими теплоносителями и сталями, в низкотемпературном диапазоне (≤1000°С) характеризуется хорошим удержанием продуктов деления и сравнительно низким распуханием - около 1% на 1% т. а. выгорания.
БР не требуют глубокой очистки топлива от ПД, что снижает уровень требований к новым технологиям регенерации топлива, которые исключают раздельную экстракцию и циркуляцию урана и плутония. Применительно к топливному циклу нового поколения быстрых реакторов прорабатываются различные, преимущественно "сухие", малоотходные и компактные радиохимические технологии, позволяющие обеспечить заданные требования по соизвлечению и удержанию актиноидов, по очистке топлива от ПД и фракционированию отходов. Применительно к мононитридному топливу наиболее развиты исследования регенерации в расплаве хлоридных солей с восстановлением актиноидов до металла или до нитридов.
Оценки себестоимости отпускаемой электроэнергии показывают, что для АЭС с двумя БР со свинцовым теплоносителем мощностью 1200 МВт(эл.) она будет дешевле, чем для АЭС с двумя ВВЭР-1000 и ТЭС с пятью ПГУ-450 (при стоимости природного газа 60 руб./ту.т. ) в 1,6 и в 1,8 раза соответственно. Выигрыш в эффективности АЭС с БР "естественной" (внутренне присущей) безопасности в первую очередь обусловлен сокращением объемов реакторного отделения в связи с отсутствием ряда специальных систем безопасности, необходимых для уменьшения вероятности тяжелых аварий и тяжести их последствий на реакторах типа ВВЭР.
Высокая температура кипения свинца открывает возможность использования БР со свинцовым теплоносителем не только для нужд элекроэнергетики, но - при прогнозируемом освоении новых высотемпературных и радиационностойких материалов - для энергоемких технологических процессов.
Разрабатываемые новые реакторные и топливные технологии, поддерживающие устойчивость режима нераспространения, могут быть внедрены в третьих странах. По мере укрепления мер доверия в сфере нераспространения и закрепления их новыми международными договорами и мониторингом станет возможным в БР со свинцовым теплоносителем вести наработку 233U для стартовой загрузки торий-урановых ТР.
Созданию конкурентноспособных и прогнозируемо безопасных коммерческого реактора и сопряженных производств ЯТЦ, включая обращение с РАО, должны предшествовать разработка их прототипов и демонстрация приемлемости их показателей для развития крупномасштабной ЯЭ, способной остановить рост добычи и сжигания органического топлива.
Тепловая мощность реактора-прототипа, имеющего наименование БРЕСТ-ОД-300, принята равной ≈700 МВт, что определяется наличием освоенного промышленность турбоагрегата и необходимостью реализации КВА≈1 в активной зоне умеренной энергонапряженности, равной ≈150 МВт/м3, со среднеобъемной долей топлива около 0,35, в котором соотношение концентраций 239Pu и 238U близко к ≈0,1. Освоение режимов перегрузки топлива, демонстрация упрощения процедуры обращения с РАО требуют создания и прототипных цепочек топливной технологии.
Особенности проектов РУ БРЕСТ-ОД-300 и его пристанционного ядерного топливного цикла
Размещаемый на площадке БАЭС комплекс опытно-демонстрационных реакторной установки БРЕСТ ОД 300 и пристанционного ядерного топливного цикла (ПЯТЦ) разрабатывается НИКИЭТ в сотрудничестве со многими институтами с полным и последовательным соответствием требованиям естественной безопасности и, конечно, действующих нормативов. Научным руководителем разработки является профессор В.В.Орлов. Комплекс проектируется для исследований работы установки в различных режимах, отработки всех технологических процессов и систем, обеспечивающих ее работу, аттестации расчетных кодов. После проведения этих исследований энергоблок будет переведен в промышленную эксплуатацию.
РУ БРЕСТ ОД 300 представляет собой двухконтурный парогенерирующий энергоблок с реактором на быстрых нейтронах, со свинцовым теплоносителем в 1 контуре (Твх аз=420°С, Твх пг=540°С) и водой закритических параметров (давление на входе в турбину ≈25 МПа, Твход=355°С, Твых=525°С) во 2 контуре, и будет генерировать около 300 МВт(эл.) мощности. Разрабатываемая РУ предназначается для работы в полупиковом режиме и должна отслеживать изменение нагрузки в диапазоне (100⇔30)% от номинала при неизменном значении подогрева теплоносителя 1 контура. Изменение расхода свинцового теплоносителя производится частотным регулированием питания асинхронных двигателей ГЦН.
Для установки (рис.1,2) выбрана конструктивная схема с полуинтегральной компановкой основного оборудования первого контура. Все оборудование размещается в блоке стальных баков, расположенных в двухслойной бетонной шахте (внутренний слой - теплоизоляционный бетон, наружный слой - несущий бетон для повышенных температур) с внутренней стальной облицовкой и выполняет функции основного корпуса реактора. Массив несущего бетона шахты пронизан каналами и охлаждается естественной циркуляцией воздуха. Поперечный размер шахты - 23,6 м, высота - 18 м. Шахта опирается на массив строительного бетона, укладываемого на скальное основание.
В центральном баке блока находится активная зона и ее корзина с хранилищем облученного топлива, а 4 парогенератора (ПГ) и 4 ГЦН размещены в периферийных баках, соединенных с центральным верхними и нижними патрубками. Для аварийного расхолаживания и отвода остаточного тепла за корпусами ПГ в свинце размещаются трубы Фильда с естественной циркуляцией воздуха. Кроме того, в баках ПГ-ГЦН размещаются фильтры очистки, массообменники, датчики контроля системы поддержания регламентных характеристик теплоносителе. Для защиты реактора от переопрессовки и предотвращения выбросов газа и пара при проектных авариях с разгерметизацией трубки парогенератора газовый объем над уровнем теплоносителя заполнен аргоном, который соединен трубопроводами с системами очистки газа, локализации течи и защиты от превышения давления.
Герметизация газового объема осуществляется верхним перекрытием. В центральной части перекрытия располагаются вращающиеся пробки, уплотняемые гидрозатворами. Проходки в массиве вращающихся пробок предназначены для размещения механизмов внутриреакторной перегрузки элементов активной зоны и отражателя, а также датчиков системы контроля и диагностики. Проходки для размещения датчиков контроля и диагностики имеются и на стационарной части перекрытия, на которой размещаются привода СУЗ, газовое оборудование устройств обратной связи воздействия на реактивность при изменении расхода теплоносителя. Конструктивно основные узлы верхнего перекрытия разделены по высоте на две части. Верхние части являются несущими конструкциями, а нижние - тепловой изоляцией. Над несущей конструкцией установлены стальные настилы для формирования трактов движения охлаждающего воздуха. Загрузка "свежих" и выгрузка облученных ТВС и блоков отражателей предусматривается по специальной проходке в массивах шахты и зданий реакторного и топливного отделений опытного комплекса.
Активная зона (рис.3) набирается из ТВС с бесчехловыми пучками стержневых твэлов с (U-Pu-MA)N таблеточным топливом равновесного состава, контактным теплопроводным подслоем и оболочкой из 12%Cr-1%Si стали ферритно-мартенситного класса. Свойственного сталям этого класса низкотемпературного радиационного охрупчивания удается избежать благодаря высокой температуре начала облучения. Радиальное профилирование энерговыделения и одновременно расхода теплоносителя осуществляется изменением диаметральных размеров твэлов, возрастающих от центра к периферии, при однородном шаге размещения сборок и составе топлива загружаемых ТВС. Особенностью активной зоны с топливом равновесного состава является стабилизация пространственного распределения мощности по ТВС и твэлам.
Сталь-свинцовый отражатель формируется из очехлованных блоков. В блоках, граничащих с активной зоной, установлены органы периферийной системы СУЗ: РО АЗ и РО КР-АР, содержащие пэлы с поглощающими таблетками из B4C и Er2O3 соответственно, и пневмогидравлические устройства обратной связи эффективности отражателя по расходу. Эти устройства не входят в состав СУЗ, выполнены в виде колокола со столбами свинца, уровень которого поджат сверху газом и определяется напором теплоносителя на входе в активную зону. В составе ТВС центральной подзоны профилирования размещаются двухпозиционные активно-пассивно гидроуправляемые РО ЦСО (центральной системы останова), плотность пэлов которых с полиборидом вольфрама несколько превышает плотность свинца. При снижении расхода теплоносителя в первом контуре ниже 0,25 от номинала происходит пассивное срабатывание РО ЦСО. Часть РО ЦСО снабжена инициаторами пассивного срабатывания по превышению выходной температуры теплоносителя заданного уровня. Все боросодержащие пэлы имеют вентилируемую конструкцию.
Особенности схемы циркуляции теплоносителя состоят в том, что предусмотрено наличие свободных уровней, горизонтальных и опускных участков с малыми скоростями, препятствующими захвату свинцом газа. Это существенно улучшает сепарацию паровых пузырей, если они попадают в контур при аварии с разгерметизацией труб ПГ, исключая опасный заброс пара в активную зону. В случае такой аварии переопрессовка контура исключается за счет поступления отсепарированного пара в газовую подушку и далее через сбросные трубы с гидрозатворами в конденсационный объем. В номинальном режиме насосы осуществляют подачу теплоносителя в собственные напорные камеры с подъемом свинца на высоту около 2,7 м относительно уровня в камере всасывания. В случае останова насосов по общей причине в контуре более 20 секунд сохраняется принудительная циркуляция, благодаря разности уровней свинца в напорной камере и камере всаса насоса. Далее при остановленных насосах отвод тепла от зоны осуществляется естественной циркуляцией свинца, для улучшения которой ПГ и воздушные трубы расположены выше активной зоны. В контуре циркуляции предусмотрено несколько вспомогательных трактов (байпас ГЦН для запитки фильтров и массообменников, байпас ПГ по "недогретому" свинцу из периферии отражателя, кольцевой коллектор напорных камер ГЦН, байпас активной зоны протечкой "холодного" теплоносителя к опуску трубного пучка ПГ), улучшающих характеристики контура при нормальных условиях эксплуатации и в переходных процессах.
Второй контур состоит из парогенераторов, главных паропроводов, системы подогрева питательной воды и одного турбоагрегата. Во втором контуре приняты освоенные на блоках ТЭС сверхкритического давления бездеаэраторная схема и нейтрально-кислородный водный режим. Серийная турбоустановка К-300-240-3 оснащена двумя паро-паровыми теплообменниками промежуточного перегрева пара. Греющей средой которых является свежий пар, отбираемый из главных паропроводов до турбины и направляемый после паро-паровых теплообменников через дроссельно-регулировочные клапана в смешивающий подогреватель высокого давления питательной воды (СППВ). В СППВ поступает питательная вода из ПВД, смешивается с паром и догревается при давлении 17 МПа до температуры 355°С. Из СППВ питательная вода с помощью ПЭН и регулировочных узлов при давлении 27 МПа подается на вход каждого ПГ. Этим достигается предотвращение падения температуры свинцового теплоносителя ниже температуры его плавления при пусковых режимах реактора и в аварийных ситуациях. Особенностью второго контура является то, что в отличие от существующих проектов АЭС на него не возлагаются функции безопасности по аварийному отводу тепла от реактора.
Сейсмостойкость конструкции и отсутствие высокого давления в свинцовом контуре, высокая теплоемкость контура, низкое давление паров свинца и относительно высокая температура замерзания свинца исключают аварии с потерей охлаждения активной зоны, с истечением свинца в помещения РУ.
Расчетный анализ аварийных ситуаций показал, что все рассмотренные исходные события, связанные с быстрым вводом реактивности вплоть до полного ее запаса (самоход всех РО СУЗ, заброс пара в активную зону в активную зону при разрыве трубок ПГ и др.), прекращением циркуляции теплоносителя, потерей стока тепла во второй контур или переохлаждением свинца на входе в активную зону, не приводят к авариям с разрушением топлива и недопустимым радиоактивным и токсичным выбросам даже при отказе реакторных систем активного действия. Аварии преодолеваются только за счет внутренне присущих реакторам БРЕСТ свойств безопасности, включающих в себя обратные связи по температуре топлива теплоносителя и элементов зоны, а также по напору теплоносителя и его температуре на входе и выходе из активной зоны. Это позволяет говорить о "естественной" безопасности таких реакторов и ее детерминистическом обосновании.
Реактор работает в уран-плутониевом замкнутом цикле в режиме частичных ежегодных перегрузок топлива при очень малых изменениях реактивности активной зоны за энерговыработку в межперегрузочный интервал, поскольку поглощение нейтронов продуктами деления компенсируется снижением их захвата на 238U и небольшим приращением их генерации на плутонии. Величина коэффициента избыточного внутреннего воспроизводства топлива - ИКВА=(КВА-1)≈0,05. Срок нахождения в зоне ТВС ≈5 лет, длительность внешнего цикла - 2 года, из которых ≈1 год ОТВС высвечивается во внутриреакторном хранилище. Максимальное выгорание топлива ≈11% т.а., дозовая нагрузка на сталь ≤130сна. Ежегодной выгрузке подлежат 29 ОТВС.
Технологии ПЯТЦ основаны на пироэлектрохимическом способе регенерации облученного мононитридного топлива в хлоридных солях. Конечным продуктом регенерации является сплав (U-Pu-MA), что обеспечивает проведение низкотемпературного (до 600°С) синтеза нитридов. Рефабрикация топливных таблеток, твэлов и ТВС с высокофоновым (U-Pu-MA)N топливом потребовали разработки автоматизированных дистанционно-управляемых технологических процессов, проводимых в защитных камерах с контролируемым составом атмосферы. Отметим, что топливный состав на всех стадиях ПЯТЦ позволяет создать ядерно-безопасное оборудование для переработки одновременно 3-5 ТВС и не пригоден для создания ядерных зарядов. В рефабрикованном топливе реактора допускается небольшое остаточное содержание продуктов деления (≈0,1г/см3). Присутствие актиноидов и следов ПД в топливе с активностью 50-500 Ки/кг упрощает контроль его перемещения и защиту его от краж.
Подпитка реактора рефабрикованным топливом ожидается не ранее чем через 3-4 года после энергопуска реактора. Для ускорения перехода к квазиравновесному составу топлива исходное сырье для изготовления стартовой загрузки выбрано в виде: регенерата диоксида плутония, извлеченного из ОЯТ ВВЭР, и обедненного урана. Из исходного оксида нитридное топливо синтезируется карботермическим методом. Этот выбор исходного сырья способствует повышению эффективности разрабатываемого топливного цикла и позволяет сократить объемы хранения регенерата Pu, извлеченного из ОЯТ ВВЭР, а также приблизить характеристики активной зоны стартовой и переходной загрузки к зоне с квазиравновесным составом топлива.
Вследствие неравномерности энерговыработки и воспроизводства извлекаемого из реактора топлива, сопровождаемого изменением его нуклидного состава и накопления ПД, предусматриваются операции контроля и осреднения нуклидного состава до операции дошихтовки рефабрикуемого топлива обедненным ураном, а также до вовлечения в производство диоксида энергетического плутония. Участки для производства комплектующих элементов твэлов и ТВС, а также блоков и регулировочных органов предполагается разместить на действующих в отрасли производствах. Хотя в последующем для коммерческих БР должны вводиться регенеративные переделы поглотителя и металла.
Разработка проектов РУ, ее составных частей, систем и ПЯТЦ, включая обращения с РАО, позволила уточнить перечень и условия проведения научно-исследовательских и опытно- конструкторских работ для обоснования принятых технических решений и выпуска откорректированных проектных материалов.
НИОКР в обоснование создания РУ БРЕСТ-ОД-300 и ПЯТЦ
На стадии концептуальной проработки БР со свинцовым теплоносителем в начале 90-х годов 20 столетия были начаты расчетно-экспериментальные исследования:
Интенсивное развитие НИОКР и расширение экспериментальной базы началось после выпуска в 1998 г. распоряжения министра РФ "О разработке документации технического проекта АЭС с опытно-демонстрационным реактором со свинцовым теплоносителем электрической мощностью 300 МВт(эл.) - (БРЕСТ ОД 300) с пристанционным топливным циклом на площадке БАЭС и начале экспериментальных работ в обоснование проекта".
В последующие годы:
Сокращение финансирования повлекло приостановку многих работ, планируемых на 2003 г и последующие годы. В частности:
В настоящее время продолжаются исследования ползучести и длительной прочности в свинцовом теплоносителе аустенитной кремнистой стали для внутри корпусных устройств и 9% хромистой стали трубок ПГ, ведутся реакторные испытания макетных твэлов в составе двух сборно-разборных ЭТВС реактора БОР-60, запланированы работы по переборке одной ЭТВС и послереакторные исследования твэла, достигшего выгорания ≈2,5% т.а.
ИСТОЧНИК: Александр Сила-Новицкий, НИКИЭТ, специально для AtomInfo.Ru
ДАТА: 03.08.2007
Темы: АЭС, БРЕСТ, Дискуссия об инновациях, Россия
