Часть первая. Цели и критерии GNEP.
Часть вторая. Реактор-выжигатель.
Американская инициатива о глобальном ядерном партнёрстве в области ядерной энергии (GNEP) может стать мощным инструментом, способным позволить Соединённым Штатам Америки перехватить инициативу в самых высокотехнологических сферах атомной энергетики - замыкании топливного цикла и строительстве реакторов на быстрых нейтронах.
В третьей статье цикла мы продолжим рассмотрение тех задач, что ставятся в рамках GNEP перед американскими атомщиками для разработки реактора-выжигателя.
Состояние технологий
Для демонстрации возможности трансмутации трансурановых элементов (TRU) в рамках GNEP выбрана линия реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Как известно, первым в мире реактором, выработавшим электроэнергию, стал быстрый натриевый реактор EBR-I (1951 год). В Соединённых Штатах был также построен реактор EBR-II мощностью 20 МВт(эл.), функционировавший с 1963 по 1994 годы. Выполненные на EBR-II НИОКР касались металлического топлива, замыкания ЯТЦ и демонстрации пассивных средств безопасности.
В 1980 году был закончен реактор FFTF (Fast Flux Test Facility) мощностью 400 МВт. Его активная зона была полностью загружена кассетами из MOX-топлива. Однако дальнейшее развитие быстрого направления в США было практически свёрнуто после отказа в 1983 году от строительства демонстрационного реактора в Клинч-Ривере, хотя НИОКР по быстрым натриевым реакторам продолжались в DoE до 1994 года.
В мире большой объём исследований по быстрым реакторам был выполнен в России, Японии, Франции, Индии и Соединённом Королевстве. В настоящее время единственный действующий энергетический быстрый реактор БН-600 находится в России (следует отметить, что в этом реакторе используется топливо из высокообогащённого урана и не производится трансмутация TRU). Кроме этого, продолжается эксплуатация исследовательских реакторов "Phenix" (Франция), JOYO (Япония), БОР-60 (Россия) и FBTR (Индия). Последним по времени завершённым проектом является реактор "Монджу" (Япония), в настоящее время остановленный. Кроме этого, работы по созданию быстрых реакторов ведутся в Китае (пуск исследовательского реактора в 2008 году), Индии (пуск демонстрационного энергетического реактора в 2010 году) и Южной Корее.
Трансмутационное (трансурановое) топливо
Для реализации целей GNEP необходимо наличие трансмутационного (трансуранового) топлива, содержащего плутоний и младшие актиниды. Для рассмотрения в рамках GNEP предлагаются как оксидное, так и металлическое топливо. Необходим скорейший ввод в строй реактора-выжигателя для того, чтобы приступить к испытаниям топлива и его проверке в реальных условиях. До того момента, как реактор ABR не будет построен, возможно привлечение иностранных установок для проведения экспериментальных работ в обоснование создания трансуранового топлива.
Технология обращения с теплоносителем
Соединённым Штатам необходимо знания и практический опыт по заполнению, дренированию и эксплуатации систем с жидким натрием, в том числе, по очистке натриевого теплоносителя, поддержании его химического режима, нагрева, охлаждения и измерения основных параметров.
Такие технологии были разработаны в США в 90-ых годах, но их необходимо восстановить и обновить для использования в GNEP. Реальный опыт работы с натрием имеется во Франции, Японии и России.
Материалы активной зоны
Следует выбрать и проанализировать материалы для оболочек твэлов, дистанционирующих решёток, отражателей и иных элементов активной зоны. Ранее в США выполнялись подобные работы, однако в последние годы появились новые сплавы, способные выдерживать большие дозы облучения и большие величины СНА.
Как предполагается, на первом этапе (для первой зоны ABR) будут использованы старые материалы, изученные ранее, с постепенным внедрением новых перспективных материалов.
Топливо первой загрузки
Соединённые Штаты имеют достаточный опыт работы к металлическим (EBR-II) и оксидным (FFTF) топливами для быстрых реакторов. Однако в данный момент американская промышленность не способна произвести необходимое количество топливных элементов для пуска реактора ABR. Одним из возможных вариантов решения является модернизация существующих заводов.
Системы первого контура
Системы первого контура включают в себя теплообменники, насосы и другие подсистемы. Температура теплоносителя предполагается к изменению в диапазоне от 300°C до 510°C при низких давлениях (менее 2 атмосфер). Подходящим материалом для изготовления систем первого контура представляются стали аустенитного класса. Американские предприятия способны выполнить соответствующие заказы, однако им потребуется выполнить большое количество подготовительных работ.
Корпус реактора
В реакторе ABR предполагается наличие корпуса реактора, внешнего корпуса и большого количества плит и внутрикорпусных устройств. Как правило, для их изготовления используются аустенитные нержавеющие стали серий 304 или 316. Если иметь в виду необходимость обеспечения длительного (свыше 60 лет) срока службы ABR, то потребуется проведение большого объёма работ по применению высокотемпературных материалов.
Турбинный остров
В состав турбинного острова на стандартном паровом цикле включаются парогенераторы, турбина, конденсаторы и связанные с ними трубопроводы и элементы КИПиА. Теплообменники "натрий-вода" существуют в ряде государств, однако в США такую технологию только предстоит осваивать. Оставшиеся части турбинного острова не должны вызвать каких-либо особенных трудностей.
Одной из практических задач, которые придётся решать, следует назвать предотвращение утечек натрия и его контактов с водой. Возможен также переход на сверхкритический цикл Брайтона на CO2, что может позволить снизить стоимость технологии быстрых натриевых реакторов. В последнем случае потребуется проведение большого объёма НИОКР.
Гермооболочка (контейнмент)
Проектирование и строительство контеймента для реактора ABR будет похоже на аналогичные работы для тепловых реакторов. Поэтому реализация данного пункта не должна вызывать никаких затруднений.
Сейсмоизоляция
Для внедрения в проект ABR предполагаются системы сейсмоизоляции. Это достаточно освоенная область технологий, однако её применение для ядерных реакторов в США потребует проведения дополнительных исследований.
КИПиА
Система КИПиА для реактора ABR будет базироваться на современных разработках, предлагаемых для легководных реакторов. Однако потребуется их доводка и адаптация под нужды быстрого натриевого реактора.
Обслуживание АЭС, профилактика и ремонт
В реакторе ABR предполагается использовать существенно пересмотренные методики профилактики и ремонта оборудования. Должны быть внедрены инновационные идеи, в том числе, для инспекции мест, находящихся под слоем жидкого натрия (ультразвуковая диагностика и т.п.).
Обращение с топливом
Методики и оборудование для обращения с топливными элементами на быстрых реакторах предыдущих поколений доказали свою надёжность, но оказались при этом слишком сложными и дорогими. С технической точки зрения, успешность реализации данного пункта для реактора ABR не вызывает опасений. Тем не менее, экономическая сторона дела потребует внедрения инновационных решений, что, в свою очередь, приведет к дополнительному объёму НИОКР.
Проектирование
В Соединённых Штатах сохранилось достаточно ресурсов и инструментов, необходимых для проектирования быстрого реактора. По большей части, они хорошо соответствуют международным стандартам. Однако в них реализованы консервативные методы оценок, и для экономической стороны дела потребуется проведение оптимизационных процедур.
В американских и зарубежных лабораториях осталась ограниченная группа проектантов, имеющих опыт работы в быстром направлении. Для США представляется важным, путём международного сотрудничества, обеспечить передачу накопленных ими ядерных знаний будущим поколениям.
Инфраструктура для испытаний компонентов быстрых реакторов
Подобная инфраструктура в Соединённых Штатах отсутствует. Ранее в стране существовала развитая система малых, средних и больших тестовых установок, предназначенных для испытаний компонентов, однако за последнее время они были или выведены из эксплуатации, или деградировали. Подобная проблема характерна и для всего мирового атомного сообщества.
Инфраструктура для производства компонентов быстрых реакторов
Инфраструктура по производству компонентов для натриевых систем также практически отсутствует в США из-за отсутствия заказов. В оставшейся части предполагается возможным задействовать мощности, обслуживающие тепловые реакторы или другие направления энергетики.
Средства для анализа безопасности быстрых реакторов
Большинство из подобных средств, разработанных в США, хорошо соответствует международным стандартам и используется во всех крупных международных программах по быстрым реакторам. Тем не менее, потребуется их улучшение для целей оптимизации проектов и снижения стоимости быстрых реакторов.
В американских и зарубежных лабораториях осталась ограниченная группа опытных аналитиков, имеющих опыт работы в быстром направлении. Трансмутационная инициатива даст США шанс вернуть себе мировое лидерство в этой важной технологической области.
Лицензирование
Вопросы лицензирования и общения с регулирующими органами находятся сейчас на этапе обсуждения. Международные стандарты по быстрым реакторам претерпели серьёзные изменения с момента пуска последнего подобного реактора в 90-ых годах. Комиссия NRC никогда не выдавала лицензии на эксплуатацию быстрого реактора, хотя консультативный комитет по реакторным гарантиям (ACRS) рассматривал документы по FFTF. Реактор "Fermi-I" (1966 год) был лицензирован Комиссией по атомной энергии. Следовательно, ресурсы и компетентность регулирующих органов в области быстрых реакторов должны быть существенно усилены.
Все перечисленные выше технические риски могут негативно сказаться на стоимости и сроках исполнения инициативы GNEP. Для снижения рисков, ряд задач - в том числе, освоение натриевых технологий - должны решаться одновременно с проектированием реактора-выжигателя ABR. Подобный параллельный подход сам по себе вносит некий дополнительный риск, однако он необходим для успешной реализации задуманного.
Список сокращений
ABR - реактор-выжигатель;
DoE - министерство энергетики США;
GNEP - инициатива США о глобальном ядерном партнёрстве в области ядерной энергии;
NRC - комиссия по ядерному регулированию США;
ОЯТ - отработавшее ядерное топливо;
СНА - смещений на атом;
TRU - трансурановые элементы (плутоний и МА);
ЯТЦ - ядерный топливный цикл.
ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
ДАТА: 07.10.2007
Темы: ЯТЦ, США, БН, GNEP, Кадры