Водографитовый энергетический реактор со сверхкритическим давлением теплоносителя (ВГЭРС)

Во ФГУП НИКИЭТ имени Н.А. Доллежаля 22-23 октября 2008 года прошёл международный семинар "Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения".

С любезного разрешения организаторов, электронное издание AtomInfo.Ru публикует текст представленного на семинар доклада "Водографитовый энергетический реактор со сверхкритическим давлением теплоносителя (ВГЭРС)".

Авторы доклада – В.К. Викулов, В.Е. Гмырко, И.И. Гроздов, А.А. Петров, А.Ф. Финякин (ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва).

Водографитовый энергетический реактор со сверхкритическим давлением теплоносителя (ВГЭРС)

Требования, предъявляемые к реакторам 4ого поколения, включают в себя повышение конкурентоспособности АЭС, за счет существенного сокращения капиталовложений приужесточающихся требованиях к безопасности реакторных установок. Технологии реакторов 3его поколения, развитые и успешно применяемые в настоящее время, в основном базируются на водоохлаждаемых РУ с применением турбинного цикла на насыщенном паре, характеризующегося относительно низким КПД, что влечет за собой значительные капиталовложения на 1 кВт отпускаемой электроэнергии.

Таким образом, заметное повышение конкурентоспособности АЭС с водоохлаждаемыми реакторными установками (обеспечиваемое снижением капитальных затрат а так же снижение топливной составляющей), должно достигаться при переходе на турбинный цикл с перегревом пара, характеризующийся высоким КПД. Максимальное же увеличение КПД достигается повышением температуры пара и давления до сверхкритического значения.

По этой причине международной программой развития реакторных технологий 4ого поколения (Generation-4), единственным направлением развития водоохлаждаемых реакторов был выбран путь повышения давления до сверхкритических значений. АЭС с таким реактором должна иметь достаточно высокий КПД (до 45%) и относительно простую, одноконтурную схему охлаждения реактора, что продиктовано в первую очередь теплофизическими свойствами воды при сверхкритических давлениях. Последнее обстоятельство приводит к исключению сложного, крупногабаритного оборудования, такого как парогенераторы или циркуляционные насосы.

Таким образом, коммерческая привлекательность реакторов со сверхкритическим давлением обеспечивается за счёт высокого КПД энергоблока и связанного с этим уменьшением удельных капиталовложений в многочисленные системы АЭС, стоимость которых зависит от тепловой мощности реакторов (обращение с РАО и ОЯТ, система техводоснабжения, работы на площадке ит.п.), а так же сокращения количества и объёма оборудования вследствие упрощения конструкции реактора.

Существенным является и достаточно высокий уровень освоенности технологий, поскольку турбинный цикл с паром сверхкритических параметров используется в энергетике на органических видах топлива на протяжении последних 60 лет. За это время изучены вопросы теплофизических свойств воды, отработано теплотехническое оборудование, многие вопросы водохимического режима, выбора материалов, налажено производство турбин и котлов (большинство из которых имеет канальную конструкцию). Таким образом, определённый объем НИОКР может быть заимствован из опыта тепловой энергетики.

В нашей стране накоплен достаточно большой опыт проектирования и эксплуатации кипящих реакторов большой мощности на тепловом спектре нейтронов, в том числе и уникальный опыт реакторных установок АМБ с ядерным перегревом пара. Для этих реакторов проработаны многие технологические вопросы и вопросы безопасности, в том числе выбора материалов и их работоспособности при умеренных потоках нейтронов, оптимальный состав систем безопасности и прочие. Поэтому представляется целесообразным выполнять проработки реакторов с тепловым спектром нейтронов.

Принципиально, можно рассмотреть как корпусную конструкцию реакторных установок СКД, так и канальную. При этом канальное направление имеет ряд существенных преимуществ, которые демонстрируют перспективность этого направления:

• частичная отработанность технологий (кипящие реакторы большой мощности имеют канальную конструкцию; уникальный опыт ядерного перегрева пара также осуществлён на реакторах АМБ канального типа);
• выровненное поле энерговыделений как по радиусу, так и по высоте активной зоны;
• низкий оперативный запас реактивности и слабоотрицательные эффекты реактивности, исключающие неконтролируемый разгон, как при уменьшении, так и при возрастании плотности теплоносителя;
• отсутствие крупногабаритных элементов реактора, рассчитанных на высокое (свыше 250 атмосфер) давление;
• обеспечение теплотехнической надежности за счет поканального контроля параметров теплоносителя;
• перегрузка топлива без остановки реактора;
• возможность оперативной (без остановки реактора) замены дефектных твэлов и др.

В 2006 году в НИКИЭТ разработано техническое предложение реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя с графитовым замедлителем. Реакторная установка ВГЭРС (водографитовый энергетический реактор со сверхкритическим давлением теплоносителя (P = 250 кгс/см₂, Т = 550°С)) представляет собой канальный, прямоточный уран-графитовый реактор четвертого поколения, предназначенный для производства электрической и тепловой энергии.

Особенности канальной конструкции позволяют избежать ограничений по установленной мощности реактора и, с учётом освоенного промышленностью теплотехнического оборудования, проектировать мощностной ряд энергоблоков с ВГЭРС с установленной электрической мощностью от 850 МВт до 1700 МВт.

Проработка технологической схемы реактора опирается на применение одноконтурной, прямоточной схемы охлаждения топлива (без применения контуров многократной циркуляции теплоносителя). Таким образом, вода, подаваемая из питательного тракта направляется непосредственно в топливные каналы, где полностью испаряется и нагревается до примерно 550°С.

Циркуляционный контур теплоносителя разделен на несколько независимых секций (Рис.1), число которых в зависимости от номинальной мощности реактора варьируется от 4 (Nэл = 850 МВт) до 8 (Nэл = 1700 МВт). Вследствие применения прямоточной схемы циркуляции теплоносителя значительно сокращается количество и объём оборудования реактора (исключаются ГЦН, сепараторы и т.п.), снижаются примерно в 1.5 раза затраты на собственные нужды энергоблока. Применение прямоточной схемы в несколько раз снижает расходы воды через реактор, что позволяет уменьшить диаметры трубопроводов (Рис.1) и, таким образом, уменьшить металлоёмкость реактора.

Ключевым элементом реактора ВГЭРС является топливный канал (Рис.2), выполняемый в виде трубы Фильда, с охлаждением трубы топливного канала "холодным" теплоносителем, что позволяет сохранить температуру графитовой кладки и металлоконструкций на приемлемом уровне.

Выполненные оценки показали, что при равной энергонапряженности активной зоны температурный режим графитовой кладки ВГЭРС несколько мягче по сравнению с РБМК, что обосновано позволяет прогнозировать ресурс реакторной установки 45-50 лет.

При разработке конструкции топливного канала использовался уникальный опыт отечественного реакторостроения, который дает принципиальную возможность получить пар сверхкритических параметров в топливном канале при использовании давно отработанных и широко используемых в реакторостроении материалов. Это, в первую очередь, жаропрочное керметное топливо типа применявшегося в пароперегревательных каналах 1 очереди Белоярской АЭС, а также некоторые конструкционные материалы.

Применимость материалов для оболочек твэлов и технологических каналов реактора РБМКП была проверена при испытаниях экспериментальных каналов ППК-Ц на Белоярской АЭС, причём в температурных условиях, включающих и перегрев пара.

Использование керамико-металлического топлива, показанного Рис.3 (по типу топлива, успешно эксплуатировавшегося в пароперегревательных каналах Белоярской АЭС), позволяет снизить температуры топлива, достигнуть большей глубины выгорания, а также ограничить выход продуктов деления из топлива даже при повреждении оболочек твэлов.

Проектирование систем безопасности ВГЭРС опиралось на сбалансированное сочетание пассивных и активных систем, причём по мере возможности предпочтение отдавалось конструкциям, работающим "пассивно". Это позволило повысить устойчивость реакторной установки в режимах, требующих работы систем безопасности, и увеличить интервал времени, необходимый для принятия решений оперативным персоналом.

Важнейшими преимуществами реактора являются возможность перегрузки топлива без остановки энергоблока и поканальное регулирование расхода, что позволяет:

• работать с низким оперативном запасом реактивности;
• поддерживать оптимальным поле энерговыделений;
• оперативно заменять ТВС в случае нарушения их герметичности;
• регулировать расход теплоносителя через каналы и, таким образом, поддерживать температурный режим в каналах РУ.

Проведены нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты, в ходе которых были подтверждены основные конструкторские решения по реакторной установке, а также её нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики.

Реакторная установка ВГЭРС имеет развитую глубокоэшелонированную защиту, препятствующую распространению радиоактивных изотопов и ионизирующего излучения в окружающую среду посредством создания и поддержания эффективных физических барьеров. При этом благодаря применению керамико-металлических твэлов, создан эффективный дополнительный барьер в виде металлической матрицы твэла. Последнийфизический барьер - двухслойная герметическая оболочка, выполненная из обычного железобетона, без создания предварительно-напряженной конструкции. Реакторная установка, перегрузочный комплекс, оборудование секций, а также системы безопасности - система пассивного отвода тепла (СПОТ), система защиты от превышения давления (СЗПД), а так же быстродействующая система аварийного охлаждения реактора (БД САОР), находятся под этой герметичной оболочкой (Рис.4).

Оценка поведения РУ во время переходных и аварийных режимов проводилась с использованием кода Relap5/mod3.2, адаптированного специалистами НИКИЭТ применительно к проблемам моделирования реакторов канального типа. К сожалению, ограничения кода Relap5, а так же дефицит расчетных кодов, пригодных для исследования переходных процессов при сверхкритических давлениях, не позволяет полноценно исследовать вопросы безопасности реакторов СКД, по этому на текущем этапе исследования проводились для давления пониженного до 180 кгс/см².

Целью расчётных исследований являлось:

• оценка динамических характеристик РУ;
• выбор технологических схем систем безопасности;
• Качественный анализ способности систем безопасности выполнять своифункции;
• предварительная оценка безопасности реакторной установки.

Для анализа была разработана модель реакторной установки, включающая в себя модели систем нормальной эксплуатации, а так же модели систем безопасности, задействованных в исследуемых режимах.

С использованием разработанной модели были исследованы следующие режимы:

• обесточивание собственных нужд энергоблока;
• мгновенное прекращение подачи питательной воды в реактор;
• разрыв паропровода полным сечением;
• разрыв раздаточно-группового коллектора.

Исследования показали, удовлетворительный температурный режим элементов конструкции реактора во всех исследованных режимах. В режимах без разгерметизации петель реактора расхолаживание (Рис.7) протекает в режиме устойчивой естественной циркуляции теплоносителя (Рис.6), со сбросом тепла в баки СПОТ, которые рассчитаны на автономную работу в течение не менее 3х суток. В режимах с разгерметизацией петель реактора охлаждение (Рис.8, Рис.9) осуществлялось работой системы САОР.

Основные технические характеристики двух модификаций реакторов на сверхкритических параметрах приведены в Табл.1. Удельные капитальные вложения в энергоблоки со сверхкритическими параметрами теплоносителя предлагаемой мощности ожидаются на уровне 1000 долл/кВт.

НИОКР в обоснование такого проекта должен быть направлен, в основном, на выбор и обоснование применимости как уже имеющихся конструкционных материалов, так и на создание новых материалов для активной зоны, обладающих повышенной устойчивостью к коррозии, процессам деформации и распухания при высоких температурах и давлениях.

Существенным является вопрос очистки теплоносителя и водохимический режим реактора. Кроме того, требуется создание связанных расчетных кодов улучшенной оценки для анализа и обоснования безопасности таких реакторных установок.

Полный текст доклада в pdf-файле доступен по адресу http://atominfo.ru/news/air5366.pdf.

ИСТОЧНИК: В.К. Викулов, В.Е. Гмырко, И.И. Гроздов, А.А. Петров,
А.Ф. Финякин (ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва)

ДАТА: 11.11.2008

Темы: АЭС, СКД, НИКИЭТ