МАГАТЭ опубликовало тексты докладов, сделанных на конференции в Киото 7-11 декабря 2009 года по быстрым реакторам и топливным циклам. Электронное издание AtomInfo.Ru представляет краткое изложение доклада, посвящённого национальной программе Южной Кореи и подготовленного Yeong-il Kim и Dohee Hahn из корейского института атомных исследований (KAERI).

Основные вехи и ориентиры

В Южной Корее разработана стратегия создания быстрых натриевых реакторов и замкнутого ЯТЦ, которая должна завершиться появлением в 2028 году демонстрационной станции.

В срок до 2012-2013 года страна закончит предварительные исследования экономической целесообразности развития быстрых реакторов и ЗЯТЦ. Вопросы лицензирования должны быть решены до 2017-2018 годов, а после 2020 года начнётся собственно строительство первого в Южной Корее энергетического быстрого реактора.

Концептуальный проект быстрого реактора должен быть готов до этапа лицензирования. Так называемый "стандартный проект" появится к 2020 году, а доводка технорабочих чертежей будет продолжаться и на первых этапах строительства.

Замыкание топливного цикла в Южной Корее будет основано на пиротехнологиях. Лабораторные установки планируются к сооружению в стране до этапа лицензирования быстрого реактора (2017-2018 годов), после чего начнутся испытания металлического топлива. Демонстрационный топливный центр будет построен до момента пуска первого быстрого реактора (2025-2026 годы).

Корейский быстрый реактор будет относиться к проектам IV поколения. Чтобы удовлетворить требованиям по нераспространению, он будет выполнен в варианте без зон воспроизводств. Пока рассматриваются две концепции реактора:

1. реактор-выжигатель (burner) с КВ 0,5-0,8;
2. "безызбыточный" реактор (breakeven) с КВ=1.

На данном этапе Южная Корея не исключает, что её быстрые реакторы будут использоваться также в целях трансмутации младших актинидов.

Поставленный ориентир по капзатратам на строительство реактора - 2300 долларов за кВт×час. Достичь цели можно путём оптимизации геометрии реактора, оптимизации активной зоны и внутриреакторных структур, использования интегральных компоновочных решений, а также перехода на (сверхкритический) цикл Брайтона.

Разумеется, как и во многих других перспективных проектах IV поколения, корейцы планируют широко использовать пассивные методы и внутренне присущие свойства безопасности.

Проекты быстрых реакторов

Проект, находящийся в данный момент в работе - система KALIMER-600. Это быстрый натриевый реактор мощностью 600 МВт(эл.) бассейнового типа. Топливо - металлическое, с циркониевой матрицей, как урановое, так и уран-плутониевое и, возможно даже, уран-плутоний-актинидное.

Температуры натрия на входе/выходе активной зоны составляют 390°C и 545°C, соответственно. Предполагаемое значение к.п.д. - 39,4%.

Следующий за ним проект пока не имеет названия и обозначается просто как "Advanced Concept" или "Advanced SFR". Это быстрый натриевый реактор мощностью 1200 МВт(эл.). Прочие основные параметры аналогичны параметрам KALIMER-600.

У корейцев уже есть определённое понимание компоновок активных зон обоих реакторов, причём как в режиме выжигания, так и в режиме "безызбыточности". Сводка представленных в докладе параметров приводится ниже.

Примечание от AtomInfo.Ru. Мы никак не комментируем то, что авторы доклада, представляя концептуальные данные по непроработанным проектам, приводят параметры с точностью до 1-2 знаков после запятой. Просим читателей отнестись к этому с должным чувством юмора.

Активная зона выжигателя (burner) в докладе приведена только для KALIMER-600.

Если по активным зонам у специалистов Южной Кореи есть результаты расчётов, то по компоновке реакторной установки в целом ведётся поиск оптимальных решений. Одна из задач касается оптимизации второго натриевого контура. Смысл этой работы понятен, так как второй контур, или IHTS - intermediate heat transfer system - вносит значимый вклад в капзатраты.

Второй контур содержит также одно из самых слабых мест современных натриевых реакторных систем - парогенератор натрий/вода. Чтобы не допустить опасного контакта двух рабочих тел, корейцы предполагают использовать парогенераторы с двойными стенками.

Следующая тема для проработки - конструкция пассивной системы отвода остаточного энерговыделения (Passive Decay heat Removal Circuit - PDRC). Пассивная система включается автоматически в случае возникновения аварийной ситуации. При обычном режиме холодного останова в распоряжении операторов есть вспомогательные системы отвода остаточного тепла - SGS и IRACS.

Из пассивной системы предполагается удалить все активные узлы. Её работа должна осуществляться за счёт естественной циркуляции и без вмешательства оператора. Одна из задач, стоящих перед конструкторами - предотвращение замерзания натрия в петлях PDRC (всего петель пока две). Сделать это предполагается за счёт правильного выбора входящего в состав PDRC теплообменника натрий-натрий. Он носит название DHX и должен обеспечить контакт натрия в пассивной системе с горячим натрием первого контура.

Поддержание естественной циркуляции в PDRC - ещё одна сложная техническая задача. В докладе утверждается, что решить её возможно при помощи того же внутреннего теплообменника DHX.

По механическим системам реакторной установки требуются меры, позволяющие снизить их стоимость. Вкратце корейский девиз можно сформулировать так: "Меньший диаметр корпуса, большая мощность реактора, сокращение числа петель и упрощение всех узлов".

НИОКР

Одно из важнейших направлений в южнокорейских НИОКР по быстрой программе связано с доказательством работоспособности пассивной системы PDRC.

Запланированы эксперименты, в ходе которых предстоит выяснить предельные возможности естественной циркуляции, верифицировать проектные решения, а также создать базу данных, необходимую при валидации расчётных кодов.

Серия исследований пройдёт по циклу Брайтона. Здесь необходимо получить концептуальный проект быстрого реактора с таким циклом и, самое главное, набрать экспериментальные данные по динамике подобных систем.

Возможный переход на цикл Брайтона заставляет задуматься о фундаментальных исследованиях взаимодействия натрия с CO₂, который должен заменить в перспективных натриевых реакторах воду. В данном случае речь идёт о чистой науке, например, о таких задачах, как подтверждение температурных зависимостей наблюдаемых при взаимодействии реакций, и так далее.

Более приближенные к сегодняшней реальности работы ведутся по направлению создания измерительной аппаратуры, способной работать в толще натрия. Это ультразвуковые датчики и сканеры. Для их испытания будут построены стенды, где техника будет отлаживаться сначала под водой, а затем и под горячим натрием.

Отдельным пунктом в НИОКР Южной Кореи стоит металлическое топливо. Оно выбрано для "Advanced SFR" и, возможно, будет использоваться уже в KALIMER-600. Обоснование выбора таково - металлическое топливо удовлетворяет требованиям к реакторам IV поколения.

Ведутся работы по созданию технологии производства металлического топлива и по выбору оболочек твэлов. Закладываемым сейчас идеям в будущем предстоит жёсткая проверка в испытаниях на исследовательском реакторе HANARO.

Конечно, не остаются без внимания расчётные коды. На первом этапе в стране запланирована верификация кода K-CORE на критических экспериментах, выполненных на российской критсборке БФС - экспериментах БФС-73-1, БФС-75-1, БФС-55-1. Один из следующих шагов связан с созданием собственной библиотеки многогрупповых констант, предназначающейся для расчётов быстрых реакторов.

Одновременно ведётся разработка и валидация кода MARS-LMR для расчётов в обоснование безопасности. Здесь большую помощь корейцам оказывают данные, полученные французами в ходе экспериментов по естественной циркуляции на реакторе "Phenix".

Последним в списке, но не по значению, стоят НИОКР по натриевой технологии. Корейцев интересуют такие вопросы, как надёжное и своевременное определение течей натрия, измерение скоростей натрия и испытания двойных стенок, предлагаемых ими для парогенераторов натрий/вода.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 15.04.2010

Темы: Быстрые натриевые реакторы, Азия, Южная Корея