С любезного разрешения автора мы публикуем статью Льва КОЧЕТКОВА "К вопросу обновления экспериментальной базы исследовательских реакторов".
Статья основана на публикации в сборнике трудов юбилейной конференции "От исследований на реакторе БР-5 (БР-10) к проектам демонстрационных и энергетических быстрых реакторов", прошедшей в январе 2009 года в Обнинске в ГНЦ РФ - ФЭИ.
Спонсорами конференции выступали ОАО "Концерн Энергоатом" и Корпорация ТВЭЛ.
Введение
Важнейшие исследования в поддержку проектов реакторных установок (РУ) АЭС и реакторов специального назначения выполняются на исследовательских реакторах (ИР), поскольку только на ИР можно в максимальной степени воспроизвести комплексное воздействие повреждающих факторов: нейтронного потока, температуры, коррозионного и механического воздействия теплоносителя и др., а также получить необходимые экспериментальные данные по характеристикам, имеющим отношение к безопасной и надежной эксплуатации РУ.
Отечественный парк ИР, созданный во второй половине ХХ века, обеспечил развитие атомной энергетики (АЭ) и атомной науки необходимым объемом экспериментально-исследовательских работ. Однако естественные процессы устаревания реакторов, выработки проектных ресурсов и повышенное внимание к вопросам обеспечения безопасности и экономики настоятельно требуют обновления и усовершенствования парка отечественных отраслевых ИР.
Очевидно, что конкретные решения по этой проблеме должны быть согласованы с общей стратегией развития атомной энергетики, которой в ближайшем будущем суждено стать одним из важнейших источников дешевой и экологически приемлемой энергии.
Фундаментом широкомасштабной АЭ могут быть только реакторы на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом и технологией "нераспространения" [1, 2]. Россия имеет традиционно передовые позиции в области создания и эксплуатации энергетических и исследовательских реакторов на быстрых нейтронах, что важно сохранить и приумножить.
В этом контексте судьба исследовательской реакторной базы, в том числе быстрого исследовательского реактора БОР-60 [3], разрешенный срок эксплуатации которого истекает в конце 2009 г., приобретает важнейшее значение для сохранения технологической независимости развития направления быстрых реакторов отечественной АЭ и ядерного топливного цикла.
Ниже сформулированы и обоснованы предложения по рациональному и эффективному сохранению и развитию в период до 2060 г. отечественной реакторной исследовательской базы.
1. Краткий анализ существующих отраслевых ИР со стационарным потоком нейтронов и их соответствия современным требованиям и перспективам развития атомной энергетики.
Экспериментальная база исследовательских и опытных реакторов СССР создана в пятидесятые-восьмидесятые годы ХХ столетия. В Табл. 1 приведен перечень основных ИР, которые действуют в настоящее время в стационарном (не импульсном) режиме и определяют возможности и уровень экспериментальных исследований, выполняемых на ИР. Большинство их вошло в строй 40 и более лет назад.
Сегодняшние потребности в проведении исследований на ИР для решения задач атомной энергетики и реакторных установок специального назначения обеспечиваются эксплуатацией в основном четырех ИР - МИР, БОР-60, ИВВ-2М и СМ. При этом из них только БОР-60 [3] может обеспечивать за год накопление повреждающей дозы 20-25 смещений на атом при температуре выше 320°С.
Существующий в настоящее время парк российских ИР по своим экспериментальным возможностям в ближайшие 5-8 лет способен в основном обеспечивать исследования в рамках эволюционных проектов водо-водяных энергетических реакторов, исследования для теплофикационных РУ и, в существенно меньшей мере, исследования в рамках инновационных проектов.
Таблица 1. Основные российские средне- и высокопоточные ИР.
Однако ситуация через 5-10 лет кардинальным образом изменится в силу объективных обстоятельств.
Во-первых, в ближайшие годы в мире и, в том числе, в России ожидается заметный рост темпа ввода новых мощностей энергоисточников, работающих на ядерном топливе, и активизация работ по инновационным проектам будущих АЭС.
Во-вторых, к 2015-2025 годам, когда потребуются основные реакторные исследования по новым проектам, наша база ИР фактически полностью себя исчерпает, а сохранившиеся ИР не будут обладать необходимыми исследовательскими возможностями, не будут в достаточной мере удовлетворять требованиям современной нормативной документации, будут находиться на грани выработки остаточного ресурса.
2. Предложение по обеспечению отрасли новым исследовательским реактором на быстрых нейтронах в обоснование развития инновационных проектов АЭ.
В целях удовлетворения возрастающих потребностей в экологически благоприятной энергии разработаны и продолжают разрабатываться усовершенствованные блоки АЭС 3-го поколения, и начата разработка инновационных блоков четвертого поколения [2, 4, 5, 6].
В настоящее время подтверждена необходимость в перспективе приоритетного развития быстрых реакторов для решения долгосрочных энергетических задач страны. Начальным элементом в этом направлении является завершение сооружение быстрого реактора БН-800, а также разработка и последующее сооружение головного коммерческого блока большой мощности по технологии БН [4], создание производств их топливного цикла.
Кроме наиболее подготовленного направления быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, предполагается вести исследования и разработки проектов по быстрым реакторам с тяжелыми жидкометаллическими [2, 6] и газовыми теплоносителями.
Рассматриваются также блоки с высокотемпературными газовыми и натриевым теплоносителями, блоки с водным теплоносителем закритических параметров [5] и блоки с теплоносителем в виде расплавленных солей ядерного топлива. Разработка инновационных блоков четвертого поколения, к тому же, стимулируется вступлением России в программу G-IV. Ввод опытных блоков 4-ого поколения ожидается в 20-30-е годы.
В рамках этой новой программы развития АЭ наибольший объем реакторных исследований на ИР придется на период 2015-2030 гг. За пределами этого периода можно ожидать развертывания широкого круга экспериментально-исследовательских программ в обеспечение усовершенствования и сопровождения эксплуатации промышленных образцов инновационных РУ.
Страна, обладающая высокопоточным ИР на быстрых нейтронах с широкими экспериментальными возможностями, в период 2015-2030 гг. и далее будет иметь существенные технологические и информационные преимущества в разработке проектов реакторов нового поколения.
Потребуется в первую очередь реактор с высоким потоком и быстрым спектром нейтронов, с изолированными от основного контура хорошо инструментованными петлями. Такого реактора в России сейчас нет. Запланированная реконструкция реактора БОР-60 не решит проблемы, но потребует финансирования в объеме, соизмеримом с объемом затрат на разработку нового ИР.
В соответствии с разработанной ГНЦ РФ НИИАР "Программой реконструкции РУ БОР-60 с продлением срока службы на 30 лет" стоимость работ составит более 5,0 млрд. руб. Но главное, что результатом такой реконструкции станет ИР, имеющий ресурс, ограниченный 2030 годом, не удовлетворяющий современным требованиям, с недостаточным потоком быстрых нейтронов, без мощных автономных инструментованных петель.
По изложенным выше причинам представляется необходимым в ближайшие годы разработать проект современного исследовательского реактора, что соответствует рекомендациям Комиссии, утвержденным решением Коллегии Минатома еще в 2001 г. [7]. ГНЦ РФ - ФЭИ также неоднократно предлагал приступить к разработке нового ИР [8, 9, 10].
По этому предложению и поручению Минатома технический проект быстрого реактора с высоким потоком нейтронов (БРВ) был разработан в 1989 г. ФЭИ, ОКБ ГП, ГСПИ-11, ОКБМ, ВНИИНМ. Однако, из-за возникших в стране экономических проблем проект не был реализован.
До введения в эксплуатацию такого ИР для выполнения экспериментально-исследовательских программ, необходимо обеспечить продление срока службы реактора БОР-60 до 2015 г.
Программа необходимых работ по продлению срока эксплуатации БОР-60 разработана. Определены ориентировочные объемы финансирования на период с 2007 г. по 2010 г. Объем финансирования на 2010-2015 гг. будет определен после проведения технического освидетельствования РУ БОР-60.
3. Облик современного ИР на быстрых нейтронах для обоснования и развития инновационных проектов будущих энергетических РУ.
Новый ИР должен быть реактором на быстрых нейтронах, иметь достаточную мощность, порядка 100 МВт(т), так как только в этом случае можно обеспечить высокий поток нейтронов при достаточно большом объеме, выделяемом в активной зоне для размещения экспериментальных устройств.
Он должен иметь несколько мощных изолированных петель (не менее трёх) и иметь 5-10 ячеек для внутриреакторных материаловедческих исследований и производства изотопов. Реактор должен быть универсального назначения и должен позволять проводить исследования в поддержку проектов и эксплуатации реакторов различного типа.
Новый ИР должен быть ориентирован на решение следующих задач:
В соответствии с вышеизложенным будущий ИР должен удовлетворять следующим требованиям:
Поток нейтронов и повреждаемость конструкционных материалов в нем будут соответствовать аналогичным параметрам в быстрых реакторах большой мощности.
Основные исследования по тематике быстрых реакторов можно будет проводить как в автономных петлях, так и в самой активной зоне реактора. С этой целью в реакторе предусматриваются до 10 вертикальных ячеек.
Для проведения исследований и испытаний по тематике тепловых реакторов можно будет использовать периферию активной зоны и специальные петлевые каналы, расположенные в отражателе и за корпусом реактора.
Опасные последствия запроектных аварий предполагается исключить специальной защитной конструкцией над шахтой реактора, страховочным корпусом реактора, контейнментом, системой аварийного расхолаживания реактора пассивного принципа действия, которые не только локализуют последствия внутренних аварий, но и защищают реактор от внешних воздействий.
Все оборудование реактора будет рассчитано на соответствующее сейсмическое воздействие. Безопасность реактора обеспечивается также отрицательными обратными связями реактивности по температуре и мощности.
Предусматривается утилизация тепловой энергии реактора с помощью турбогенератора мощностью порядка 40 МВт, что позволит компенсировать издержки эксплуатации реактора. Дополнительный доход предполагается получать за счет проведения на ИР научных исследований и наработки изотопной продукции.
Основные характеристики предлагаемого современного ИР на быстрых нейтронах
(PuN+UN) | |
Выводы
В целях адекватной поддержки инновационных проектов реакторов будущей АЭ России необходимо в ближайшие годы разработать и соорудить новый современный исследовательский реактор.
Реконструкцию реактора БОР-60 с последующим продлением его эксплуатации до 2030 г. выполнять нецелесообразно, поскольку его возможности не удовлетворяют современным требованиям, а также в силу высокой стоимости его реконструкции.
Вместо этого необходимо выполнить работы по продлению срока его эксплуатации до 2015 г.
Литература
ИСТОЧНИК: Лев Кочетков
ДАТА: 02.06.2009
Темы: Россия, Исследовательские реакторы, Конференция в Обнинске по БР-5, Лев Кочетков, Статьи