Часть первая. Цели и критерии GNEP.
Часть вторая. Реактор-выжигатель.
Часть третья. Выжигатель - статус технологий.
Часть четвёртая. Головной реактор ABR.
Часть пятая. НИОКР для головного реактора 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 шестой статье цикла мы рассмотрим объём НИОКР, предполагаемых к выполнению в США по программе GNEP для коммерческих реакторов ABR.
Работы, выполненные в прошлом по направлению быстрых натриевых реакторов, доказали и продемонстрировали работоспособность подобных систем. Таким образом, в программе GNEP не существует принципиальных технических неопределённостей, и нет никаких сомнений в реальности натриевых реакторов.
Главное препятствие, способное затормозить развитие натриевого направления - высокие капзатраты на строительство таких установок по сравнению с затратами на сооружение легководных реакторов. Следовательно, НИОКР по созданию будущих реакторов ABR (реакторов ABR нового поколения, или коммерческих ABR) должны, прежде всего, сконцентрироваться на решении задачи по их коммерциализации.
Предварительно, американские атомщики видят следующие направления НИОКР:
Более подробные планы долгосрочных НИОКР могут быть сформулированы по завершению в 2008 году всеохватного анализа пробелов, имеющихся в США в области технологий быстрых натриевых реакторов.
Развитие технологий для реакторов ABR нового поколения
Как предполагается, при развитии технологий для реакторов ABR нового поколения в целом будут продолжаться и дополняться те работы, что планируются к выполнению для головного реактора ABR. В то же время, появятся и два новых направления работ, не вписывающиеся в жёсткие временные рамки строительства головного блока.
Поиск новых материалов должен позволить упростить проекты и/или поднять надёжность оборудования коммерческих выжигателей. С их помощью можно добиться упрощения схемы отвода тепла, улучшить и удешевить контеймент, а также оптимизировать проекты отдельных компонентов энергоблока. Так, новые конструкционные материалы с низким коэффициентом теплового расширения, применённые в японском реакторе JSFR, позволяют использовать трубопроводы больших диаметров и сократить количество петель в контурах. Разумеется, все предлагаемые материалы должны быть тщательно изучены и проверены, особенно в части воздействия на них высоких температур.
В Соединённых Штатах поиск новых материалов для коммерческих реакторов ABR будет осуществляться под флагом объединённой рабочей группы, созданной рядом национальных лабораторий для участия в программе AFCI. На первом этапе необходимо собрать данные по образцам и оборудованию реактора FFTF, которые получили значительные дозы облучения, а также договориться с NRC по возможности использования этой информации для проектирования быстрых реакторов.
Для обсуждения вопросов по материалам с регулятором целесообразно ссылаться на анализ, проведенный NRC по концептуальному проекту реактора PRISM LMR компании "General Electric". В данном анализе регуляторы чётко изложили своё видение ситуации и перечислили необходимые для предоставления в NRC типы и объёмы данных и методик проектирования быстрых реакторов.
В реакторе FFTF за годы его эксплуатации было выполнено большое количество материаловедческих экспериментов, но программа по их анализу не была доведена до конца. Среди прочего, не был завершён обсчёт экспериментов по облучению конструкционных материалов для шестигранных ТВС (до 200 СНА при температурах в диапазоне 350°-700°C). Возобновление указанных работ будет иметь прямое отношение к проектированию коммерческих ABR.
Дополнительную помощь материаловедам могут оказать проводящиеся сейчас эксперименты по облучению образцов во французском реакторе "Phenix". Здесь облучаются такие материалы, как HT-9, Mod 9Cr-1Mo, а также сплавы 14YWT и 12YWT. Эксперименты на "Phenix" продолжаются, и к настоящему моменту достигнуты величины до 70 СНА при температурах 400°-500°C. Конец программы по облучению запланирован на 2009 год.
Картограмма загрузки реактора PHENIX с указанием различных экспериментальных ТВС
Принципиально важным представляется также включение новых материалов в стандарты ASME, для чего потребуется разработка специальной программы. Как известно, ASME разрешает использовать только ограниченное количество материалов при повышенных температурах (371°C и более для ферритных сталей и 427°C для аустенитных сталей).
Для включения нового материала в списки ASME требуется проведение обширной программы экспериментов, как правило, при трёх и более температурах и с анализом таких параметров, как пределы прочности на разрыв, ползучесть, усталость и т.п. (может не потребоваться, если предлагаемый к включению материал является минимальной модификацией уже имеющегося в списках ASME). Следует отметить, что в Японии запланирован большой объём работ по изучению поведения в условиях высоких температур и под облучением группы сталей с 12%-ным содержанием хрома, и их результаты могут быть использованы в программе GNEP.
Помимо включения в ASME новых материалов, потребуется пересмотр требований стандартов к методикам для проектирования быстрых реакторов, включая анализ сейсмостойкости при повышенных температурах, допустимые пределы деградации свойств материалов для активных зон быстрых реакторов и т.д.
Повышение эффективности преобразования энергии деления в электроэнергию также относится к тем направлениям НИОКР, которые целесообразны для коммерческих ABR, а не головного блока с выжигателем. Главным американские атомщики видят здесь переход на разрабатываемые в рамках "Generation IV" технологии - сверхкритический цикл Брайтона на CO2 и создание парогенераторов повышенной надёжности.
Сверхкритический цикл Брайтона на CO2 позволит повысить к.п.д. энергоблока и существенно снизить капзатраты на его строительство, так как в нём отсутствуют громоздкие элементы оборудования, характерные для современных АЭС. Выбор рабочего тела - сверхкритический CO2 - обуславливается возможностью использования в цикле высоких температур и компактностью турбинного оборудования, в том числе, самой турбины. В потенциале, переход на такой цикл позволит перейти для к.п.д. границу в 40% даже при тех температурах (550°C), что характерны для натриевых технологий.
В планы НИОКР для коммерческих ABR должно входить концептуальное проектирование быстрого реактора со сверхкритическим циклом Брайтона на CO2, оптимизационные расчёты, создание теплообменников натрий/CO2 и проведение соответствующих экспериментов, в частности, по изучению взаимодействия натрия и CO2.
Работы по созданию парогенераторов повышенной надёжности должны преследовать целью добиться снижения вероятности протечек из трубок парогенераторов. Кроме этого, необходимо качественно улучшить системы мониторинга протечек. Всё это положительно скажется на сроках службах энергоблока и эксплуатационных расходах.
Снизить вероятность протечек представляется возможным за счёт новых проектных решений или путём введения новых материалов. Здесь возможна проработка парогенераторов с двойными стенками, замена рабочего тела промежуточного контура на свинец-висмут вместо натрия, применение усовершенствованных сталей и т.п. Для систем мониторинга протечек предполагается дальнейшее развитие имеющихся методик контроля и создание новых (водородных или акустических).
Список сокращений
ABR - реактор-выжигатель;
AFCI - Advanced Fuel Cycle Initiative;
GNEP - инициатива США о глобальном ядерном партнёрстве в области ядерной энергии;
НИОКР - научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы;
NRC - Комиссия по ядерному регулированию США;
СНА - смещений на атом;
ТВС - тепловыделяющая сборка.
ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
ДАТА: 21.10.2007
Темы: Быстрые натриевые реакторы, США, GNEP
