К вопросу обновления экспериментальной базы исследовательских реакторов

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.

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:

• исследования топлива при глубоких и сверхглубоких выгораниях: до 70-100 ГВт×сут/т урана для реакторов на тепловых нейтронах с водой под давлением и до 15-20% т.а. для реакторов на быстрых нейтронах;
• изучение U-Pu топлива, топлива, содержащего выгорающие поглотители и младшие актиниды, регенерированного топлива различной степени очистки от осколков деления (от 10⁸ до 10² раз), U-Th и Pu-Th топлива;
• исследования поведения твэлов и ТВС в переходных, циклических и аварийных режимах;
• исследования новых конструкционных материалов в обеспечение ресурса энергетических реакторов в 50-60 лет; исследования новых радиационно-стойких материалов, обеспечивающих минимальное формоизменение, высокие значения прочности и пластичности для элементов активных зон и внутриреакторных устройств; исследования новых жаростойких конструкционных материалов - сталей ферритно-мартенситного класса, работоспособных при температурах до (650-700)°С и специальных сплавов, работоспособных при температурах более 900°С;
• внутриреакторные испытания материалов и конструктивных элементов для оптимизации расчетных моделей прогнозирования макро- и микросвойств на ресурс 60-100 лет;
• исследования новых поглощающих материалов и устройств защиты реактора;
• исследования новых и модифицированных теплоносителей, средств их контроля и управления качеством;
• испытание моделей нового технологического оборудования (приборов, диагностических средств, парогенераторов и др.);
• исследования материалов по программам реакторов синтеза, по реакторам специального назначения и другим новым реакторным концепциям;
• прикладные исследования: производство изотопной продукции различного назначения, использования пучков ионизирующих излучений для медицинских целей и для получения модифицированных материалов;
• фундаментальные научные исследования.

В соответствии с вышеизложенным будущий ИР должен удовлетворять следующим требованиям:

1. Это должен быть реактор на быстрых нейтронах, поскольку именно быстрый реактор позволит выполнять экспериментальные исследования по проектам как быстрых, так и тепловых реакторов.
2. Для обеспечения выполнения материаловедческих задач в поддержку проектов быстрых реакторов поток нейтронов в новом ИР должен быть равен (5-6)×10¹⁵ н/(см²×с).
3. Теплоотвод должен осуществляться натриевым теплоносителем, т.к. ИР с натриевым теплоносителем обладает наилучшими теплофизическими характеристиками и максимальным потоком нейтронов по сравнению с ИР, охлаждаемыми другими теплоносителями.
4. Реактор должен быть многоцелевым, позволяющим проводить исследования по проблемам безопасности АЭС, исследования топлива и топливного цикла, конструкционных материалов, новых теплоносителей, фундаментальные исследования, исследования по утилизации актинидов, а также прикладные исследования и работы.
5. Необходимо стремиться к максимально достижимой окупаемости эксплуатации реактора, поэтому необходимо предусмотреть утилизацию тепловой энергии и возможность наработки изотопной продукции.
6. Реактор и реакторная установка в целом должны полностью удовлетворять требованиям безопасности современной нормативной базы.
7. Ресурс реактора должен составлять не менее 50 лет.
8. При создании ИР необходимо использовать опыт эксплуатации быстрых исследовательских реакторов с натриевым теплоносителем, а также результаты выполненных ранее проектных работ по исследовательским реакторам на быстрых нейтронах и, в первую очередь - по реактору БРВ.
9. Реактор целесообразно соорудить на освоенной площадке в организации, обладающей опытом эксплуатации ИР на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, и имеющей необходимую инфраструктуру для обеспечения реакторных и послереакторных исследований.

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

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

1. Поплавский В.М. Технология быстрых реакторов. Состояние и перспективы // Сборник докладов конференции, посвященной 100-летию со дня рождения А.И. Лейпунского "Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах", 9-10 декабря 2003 г., с. 2.
2. Орлов В.В. Быстрые реакторы и энергетика будущего / Там же, с. 18.
3. Корольков А.С., Гаджиев Г.И., Ефимов В.Н. Реактор БОР-60 сегодня и завтра (опыт эксплуатации) / Там же, с. 159.
4. Поплавский В.М., Цибуля А.М., Камаев А.А. и др. Перспективный натриевый быстрый реактор БН-1800, удовлетворяющий требованиям ядерной энергетики 21 века // Атомная энергия, 2004, т. 96, вып. 5, с. 335.
5. Поплавский В.М., Ефанов А.Д., Баранов Ю.Д. и др. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления // Там же, что и [1], с. 333.
6. Зродников А.В., Читайкин В.И., Тошинский Г.И. и др. Модульный реактор малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем для многоцелевого применения: СВБР-75/100 // Там же, что и [1], с. 367.
7. Итоговый документ комиссии Минатома России под председательством Ермакова Н.И. - Минатом, Москва, 2000 г.
8. Кочетков Л.А., Поплавский В.М. О разработке перспективного исследовательского реактора для решения задач в поддержку проектов будущей атомной энергетики / Доклад на конференции по исследовательским реакторам, Москва, НИКИЭТ, 20-23 июня 2006 г.
9. Поплавский В.М., Карпов А.В., Кочетков Л.А. Основные задачи экспериментальных исследований по тематике быстрых реакторов и облик перспективного исследовательского реактора для решения проблем будущей атомной энергетики / Доклад на семинаре по исследовательским реакторам, Димитровград, НИИАР, 8-10 июня 2004 г.

ИСТОЧНИК: Лев Кочетков

ДАТА: 02.06.2009

Темы: Россия, Исследовательские реакторы, Конференция в Обнинске по БР-5, Лев Кочетков, Статьи