Глобальный перехват ядерной инициативы.
Часть V. НИОКР для головного реактора ABR.

Часть первая. Цели и критерии GNEP.

Часть вторая. Реактор-выжигатель.

Часть третья. Выжигатель - статус технологий.

Часть четвёртая. Головной реактор ABR.

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 пятой статье цикла мы рассмотрим объём НИОКР, предполагаемых к выполнению в США по программе GNEP для головного реактора ABR.

НИОКР

Программа технологического развития по быстрым реакторам в США будет разбита на две подпрограммы, связанные с инициативой GNEP: краткосрочную - в поддержку проектирования, строительства и эксплуатации головного (опытного) реактора ABR - и долгосрочную, касающуюся проблем коммерциализации быстрых реакторов.

Конкретные задачи, решения которых будут ожидаться от американских атомщиков, могут быть сформулированы по завершению в 2008 году всеохватного анализа пробелов, имеющихся в США в области технологий быстрых натриевых реакторов. Очевидно, что, скорее всего, в их число будут включены работы по созданию топливных объектов, овладению натриевыми технологиями, а также по валидации инструментов, использующихся при проектировании реактора ABR.

Предконцептуальное проектирование

До начала первого этапа проектирования ABR (концептуальное проектирование, conceptual design) в рамках НИОКР должны быть выполнены предварительные исследования (т.н. этап предконцептуального проектирования). Их авторы должны подготовить необходимые предварительные данные для системных аналитиков, отвечающих за планирование деятельности по программе GNEP, а также расставить приоритеты для команд, участвующих в развитии технологий быстрых реакторов.

Выбор топлива первой загрузки для опытного реактора ABR

Фабрикация топлива для первой и нескольких последующих загрузок для опытного реактора ABR выносится в отдельную задачу. После начала работы всех трёх основных объектов инициативы GNEP планируется переход реактора ABR на трансурановое топливо, полученное после переработки его собственного ОЯТ. Однако такое топливо по естественным причинам окажется недоступным на первых этапах замыкания ЯТЦ в Соединённых Штатах. Следует учесть также, что переход на трансурановое топливо может оказаться длительным процессом с промежуточным этапом сосуществования в активной зоне ABR двух видов топлива.

Для запуска опытного реактора ABR должно быть изготовлено ядерное топливо на основе или металлического урана и плутония, легированных цирконием (U-Pu-Zr топливо) или смешанного оксида урана и плутония (MOX-топливо).

Выбор между металлом и оксидом является первой критической точкой для программы GNEP в обозримом будущем. Оба этих топлива хорошо известны как в мире, так и в США. Для принятия окончательного решения потребуется проанализировать целый ряд факторов, включая возможности и сроки фабрикации, качество и надёжность топлива, его влияние на степень безопасности реактора и общие сроки и суммы исполнения программы GNEP.

Выбор стратегии для квалификации топлива будет, очевидно, зависеть от выбора типа топлива для первой загрузки опытного реактора ABR. Так, если решение будет принято в пользу U-Pu-Zr, то основой для квалификации станет опыт, полученный на реакторе EBR-II (загрузка Mark-V/VA). В этом случае, для топлива первой загрузки будут установлены консервативные пределы эксплуатации - глубина выгорания от 5% до 8%, максимальная температура оболочек твэлов от 475°C до 525°C. В активную зону будет загружена партия сборок, предназначенных для работы в номинальных условиях, в то время как для остальных кассет предполагается создать щадящий режим эксплуатации. На основании результатов облучения опытной партии будут проведены исследования с целью достичь в будущем глубину выгорания до 20% и более.

При выборе оксида наиболее логичным представляется использовать опыт топлива серий I, II и IIIa для реактора FFTF. В сериях I и II материалом оболочек выступала сталь 316SS, а в серии IIIa - сплав D9. При этом глубина выгорания для топлива опытного реактора ABR может быть задана как 8% (для сталей типа 316SS) или 10% (для сплава D9). Энергонапряжённость и температуры в опытном реакторе могут быть выведены на проектные значения после завершения программы пуска. В зоне на основе MOX-топлива также потребуется выделить партию кассет, предназначенных для исследований в обоснование повышения глубины выгорания до 20% и более.

Создание компонентов для реактора ABR

Как уже неоднократно указывалось в статьях цикла, Соединённые Штаты потеряли - частично или полностью - инфраструктуру, необходимую для производства оборудования для быстрых натриевых реакторов. В 2008 году будет готов полный список всех имеющихся у американцев пробелов в этой области.

Процесс восстановления инфраструктуры - и, в более общей формулировке, производства оборудования для опытного реактора ABR - будет разбит на четыре фазы:

1. фаза I - выполнение технико-экономических обоснований;
2. фаза II - проверка основных параметров;
3. фаза III - испытание компонентов и подсистем;
4. фаза IV - испытание подсистем в целом.

В дополнение к этому, национальные лаборатории США подготовят долгосрочный план по использованию опытного реактора ABR для нужд будущих коммерческих реакторов ABR в части выбора оборудования (электрического оборудования, систем обращения с топливом, КИПиА и т.д.).

Валидация проектных инструментов для реактора ABR

В Соединённых Штатах сохранились программные комплексы, использовавшиеся в предыдущей быстрой программе США. Естественно, что на первом этапе все работы по созданию опытного реактора ABR будут производиться с их помощью. Однако многие из данных программ написаны для компьютеров 20-30 летней давности. В них заложено большое количество упрощений, требовавшихся для снижения расчётного времени и проведения вычислений с разумными временными затратами.

Для целей программы GNEP должна быть создана новая серия расчётных кодов. В виду длительности процесса разработки, валидации и верификации кодов, предполагается ввести промежуточный этап - стадию апдейта и модернизации существующих кодов.

Следует учесть также, что имеющиеся в США коды проходили верификацию по результатам американских экспериментов в области быстрых реакторов, однако тогдашние процедуры верификации могут не соответствовать современным стандартам. Для решения всех вопросов лицензирования, судя по всему, потребуется новая верификация старых кодов. Что до создания новых кодов, то эта работа будет обсуждаться совместно проектантами и системными аналитиками.

Для целей верификации кодов доступен достаточно большой объём экспериментальных данных, полученных на американских реакторах и критсборках FFTF, EBR-II, ZPPR и ранних версиях ZPR, а также дополнительные данные из Европы, России и Японии. Будет создан ряд экспериментальных бенчмарков для верификации кодов.

Определённую трудность при этом будет представлять обобщение доступных данных по эксплуатации реакторов, в частности, EBR-II и FFTF, необходимых для проверки правильности расчётов глубин выгорания, реактивности, коэффициентов реактивности и весов органов СУЗ. Все эти данные использовались при создании имеющихся кодов, однако их следует тщательно задокументировать и привести в соответствие с современными стандартами.

Потребуется также определить потребность в новых экспериментальных данных (например, по младшим актинидам), не использовавшихся для существующих кодов, но необходимых для программы GNEP.

Исследовательские установки для целей проектирования опытного реактора ABR

Хотя для нужд программы GNEP возможно привлечение партнёров из Франции, Японии и России, задача по восстановлению лидерства США в быстрой области потребует строительства на территории Соединённых Штатов целого ряда исследовательских установок, стендов и петель.

Натриевые петли необходимы для натурных испытаний систем и оборудования. Хотя некоторая часть из требующихся экспериментов может быть проведена на водных стендах, наличие натриевого стенда будет обязательным. В распоряжении DoE имелся калифорнийский центр технологий жидких металлов (LMEC), однако после сворачивания программы быстрых реакторов в США данный объект был закрыт. Испытательный натриевый стенд был установлен также на площадке реактора FFTF (для проверки оборудования и обучения персонала). В настоящее время стенд находится на этапе закрытия.

Для нужд GNEP, американским атомщикам придётся построить у себя новый стенд, похожий на стенды на LMEC и FFTF. На этом стенде предполагается обеспечить циркуляцию больших объёмов нагретого натрия и предусмотреть возможность подключения испытываемого оборудования. Проектирование и строительство натриевого стенда должно начаться как можно скорее.

Фабрикация топлива первой загрузки опытного реактора ABR

В зависимости от выбранных параметров опытного реактора ABR, для целей фабрикации топлива первой загрузки можно задействовать два объекта в Соединённых Штатах или рассмотреть альтернативные варианты (новый завод или заказ топлива за рубежом).

Завод FMF (Fuel Manufacturing Facility) в национальной лаборатории Айдахо на ранних этапах американской быстрой программы выпускал металлическое и оксидное топлива. Завод был пущен в 1986 году и предназначался для консолидации всех видов работ по фабрикации топлива для реактора EBR-II. На заводе имеются основные необходимые технологические цепочки и оборудование для фабрикации, включая горячие камеры.

Хотя FMF в настоящее время продолжает работать, его привлечение к программе GNEP потребует проведения существенной модернизации, в том числе, и с полной заменой оборудования. Необходима также переделка систем спецвентиляции, так как предполагается использование плутония. Часть оборудования хранится на складах, однако большую его часть придётся проектировать и изготовлять дополнительно. Наконец, необходимо подготовить анализ безопасности для завода при задействовании его в программе GNEP.

Комнаты 125 и 126 объекта PF-4 (Plutonium Facility) в национальной лаборатории Лос-Аламос исторически использовались для фабрикации керамического топлива для быстрых реакторов. В настоящее время, данный объект вовлечён в программу изготовления образцов нитридного трансмутационного топлива в программе AFCI. В будущем, на нём может происходить фабрикация оксидного топлива для опытного реактора ABR. Здесь также потребуется значительная модернизация оборудования.

Если оба названных объекта не смогут обеспечить фабрикацию необходимого количества топлива для первой загрузки опытного реактора ABR, Соединённые Штаты могут рассмотреть вариант со строительством нового топливного завода, ориентированного на программу GNEP.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 15.10.2007

Темы: ЯТЦ, США, БН, GNEP, MOX-топливо