PRISM - материал 1989 года

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 02.02.2014

Быстрый натриевый реактор PRISM всё чаще и чаще упоминается в новостях. Этот американский проект не может быть построен у себя на родине из-за скептического отношения к быстрой энергетике администрации демократов, но в Европе и Азии на PRISM посматривают с большим интересом.

Мы публикуем краткое изложение одной из первых открытых работ с описанием концепции PRISM - доклада 1989 года, сделанного на конференции WATTec в городе Ноксвилл (штат Теннесси, США).

Авторы доклада - M.L.Thompson и R.C.Berglund. Полный текст доклада доступен через систему INIS, поддерживаемую МАГАТЭ.

Инновационный проект

Выбор жидкого металла в качестве теплоносителя позволяет обеспечить расширенное воспроизводство ядерного горючего - свойство, абсолютно необходимое атомной энергетике XXI века, которая неминуемо столкнётся с исчерпанием доступных запасов природного урана и накопленного плутония.

Уже одно это обстоятельство оправдывает усилия по разработке проектов жидкометаллических реакторов, считают авторы доклада.

Но имеются и иные обоснования важности данного направления. В их числе авторы приводят такие моменты, как возможность широкого применения в быстрых реакторах пассивных систем защиты и улучшенное обращение с отходами (дожигание долгоживущих актинидов).

В 1981 году компания GE на собственные средства инициировала программу по разработке инновационного проекта жидкометаллического реактора. В дальнейшем эта работа была включена в программы министерства энергетики, и по её итогам появилась концепция реактора PRISM (Power Reactor Inherently Safe Module).

По состоянию на 1989 год, в группу компаний, заинтересованных в строительстве PRISM, входили такие известные компании, как B&W, "Bechtel" и "Westinghouse". В списке интересантов можно видеть и другие названия, ныне либо редко звучащие в контексте атомной энергетики, либо вообще исчезнувшие - "Borg Warner", "Foster Wheeler", "Stearns Roger Division of United Engineers and Constructors" и другие.

Значительную поддержку проекту оказывали национальные лаборатории (Аргонн и Окридж), технологический центр ETEC и "Westinghouse Hanford Corporation". Американцы также надеялись получить помощь для своей программы НИОКР от японских и европейских коллег.

Станция и модули

Реактор PRISM представляет собой жидкометаллический реактор бассейнового типа с низким давлением. Он обладает свойствами внутренне присущей безопасности (inherent safety) и имеет пассивные системы защиты.

Проект PRISM - модульный, с максимально возможной степенью фабричного изготовления. Станция с PRISM будет состоять из некоторого количества стандартизованных реакторных модулей, сделанных на заводе и доставленных тем или иным путём (на судне, по железной дороге или автомобильным транспортом) к месту работы.

Типичная станция с реакторами PRISM

Типичная станция с реакторами PRISM мощностью 1395 МВт(эл.) состоит из девяти реакторных модулей, в свою очередь, сгруппированных в три энергоблока по 465 МВт(эл.) каждый (на рисунке - Reactor Facility).

Каждый энергоблок состоит из трёх стандартизованных реакторных модулей. Каждый из модулей имеет собственный парогенератор (Steam Generator Building).

Насыщенный пар при давлении 6,6 МПа подаётся от всех трёх модулей на единый турбогенератор блока (Turbine Generator Building).

Энергоблоки эксплуатируются независимо друг от друга. Следовательно, мощность станции может составлять 465 МВт(эл.), 930 МВт(эл.) и 1395 МВт(эл.) в зависимости от числа работающих блоков.

Все системы и здания ядерного острова расположены внутри зоны повышенной физической безопасности. Периметр - двойной забор. Центр управления, промежуточные контура, системы парогенераторов и так далее, не входящие в состав ядерного острова, физически отделены от него.

Для типовой коммерческой станции предполагается наличие рядом объектов ПЯТЦ. Авторы напоминают, что недавние (1989 год) исследования продемонстрировали потенциальные экономические выгоды пристанционного цикла, а также устранить угрозы безопасности от перевозок ОЯТ за пределы площадки.

Тем не менее, концепция PRISM предусматривает возможности работы как в пристанционном, так и во внешнем топливном цикле.

Реакторные модули, промежуточные контура и большая часть систем парогенераторов расположены на отрицательных отметках. Это, в частности, снижает угрозы от диверсий и ракетных атак.

Расположение основных узлов PRISM

Система контроля и защиты реактора разделена на две независимые подсистемы.

Первая подсистема PCS (plant control system) с высокой степенью автоматизации отвечает за пуск реактора, слежение за нагрузкой, останов и реагирование на чрезвычайные ситуации. Подсистема имеет шесть приводов СУЗ.

Подсистема RPS (reactor protection system) занимается непрерывным мониторингом расходов, входных и выходных температур активной зоны, нейтронных потоков и уровней натрия. При превышении заданных уставок подсистема глушит реактор.

В действия подсистемы RPS не могут вмешиваться ни операторы, ни подсистема PCS. Однако у оператора есть возможность заглушить реактор самостоятельно; при этом, сбор и выдача информации о состоянии реактора продолжится.

Реактор

Высота реакторного модуля - приблизительно 18 метров. Диаметр - около 6 метров.

Корпус, крышка реактора и неизвлекамые ВКУ изготавливаются на заводе и доставляются на площадку в сборе. Вес доставляемого модуля равен 800 американских тонн (примерно 726 метрических тонн). Извлекаемые ВКУ поставляются отдельно и монтируются через верх корпуса.

Реакторный модуль.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Выбранная геометрия реакторного модуля - относительно высокий и тонкий - идёт на пользу равномерности и стабильности распределения потоков и естественной циркуляции для отвода тепла с заглушенного реактора.

Относительно небольшой диаметр модуля также обеспечивает вертикальную неподвижность модуля, что позволяет ограничиться только простыми горизонтальными сейсмоизоляторами, а нужда в вертикальных сейсмоизоляторах отпадает.

Перегрузка осуществляется на остановленном модуле при температуре натрия в первом контуре 400°F (204°C). Два других модуля в блоке в это время могут продолжать работать на мощности.

В качестве топлива для PRISM выбрано уран-плутоний-циркониевое топливо, разрабатываемое в Аргоннской национальной лаборатории для нужд программы по созданию проекта интегрального быстрого реактора IFR. Аргументами в пользу такого выбора стали:

- сильная отрицательная обратная связь по реактивности в условиях аварии с потерей охлаждения и переходных процессов с ростом мощности,

- конкурентоспособность топлива с точки зрения экономики,

- великолепные показатели по внутренне присущей безопасности, продемонстрированные при испытаниях металлического топлива на реакторе EBR-II.

MOX-топливо остаётся альтернативным видом топлива для PRISM, в первую очередь, для возможного строительства станций с PRISM за рубежом. Предполагается, что MOX-топливо сможет загружаться в тот же внутриреакторный объём, что и металлическое топливо. Никаких изменений в ВКУ для перехода на MOX-топливо не потребуется.

Выходная температура натрия из активной зоны умеренная - 485°C на мощности 100%. Это позволяет использовать в проекте хорошо освоенные материалы - такие, как стали 316 и 304 для корпуса реактора и ВКУ, сплав 2-1/4 Cr-lMo для кожуха контейнмента.

Кроме этого, умеренная выходная температура поможет повысить кампанию топлива и создаст дополнительный запас по температуре в переходных режимах при авариях.

Реактор PRISM работает при низких давлениях. Давление в защитном газе при номинальной мощности приблизительно соответствует атмосферному. Таким образом, нагрузка за счёт давления на корпус невелика, а запас энергии, способный высвободиться при аварии с потерей герметичности корпуса, мал.

Запас до кипения в первом контуре большой, порядка 400°C при 100% мощности. На случай течей в корпусе реакторе имеется кожух контейнмента, в котором организуется отвод остаточного энерговыделения за счёт естественной циркуляции.

Остаточное энерговыделение

Штатная схема отвода остаточного энерговыделения показана на рисунке ниже - через байпас мимо турбины на конденсатор или через вспомогательный воздушник, снимающий тепло воздухом с парогенератора.

В тех редких случаях, когда второй контур выходит из строя - например, вследствие разрывов в первом натриевом контуре - реактор будет заглушен. Отвод остаточного энерговыделения возьмёт на себя постоянно действующая система RVACS с воздушным охлаждением.

Расчёты показывают, что при отводе остаточного энерговыделения за счёт одной только системы RVACS максимум выходной температуры будет достигнет спустя 30 часов после начала аварии и составит всего лишь 590°C.

Система RVACS чрезвычайно устойчива к возможному блокированию воздушных потоков в системе при аварии. Даже при блокировке 90% воздушных потоков, производительности системы всё ещё будет хватать для поддержания выходной температуры натрия в заданных пределах.

Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Экономика

Авторы доклада очень оптимистично оценивали экономические перспективы PRISM.

Согласно их выкладкам, мгновенная стоимость (overnight cost - стоимость, которую пришлось бы заплатить, если бы объект сооружался за один день) в ценах 1987 года была ниже 1500 долларов за установленный киловатт, а целью проектантов было достичь 1000 долларов за киловатт.

В исторических целях интересно посмотреть, как на тот момент (1989 год) оценивались стоимости сооружения угольных станций и атомных блоков с усовершенствованными легководными реакторами - то, что потом назовут "поколение III+".

В заключительной части своего доклада американские авторы суммируют преимущества концепции PRISM - простые пассивные системы защиты, пассивный отвод остаточного энерговыделения, упрощённая система сейсмической изоляции, внутренне присущая безопасность и большие запасы по безопасности.

Переход на фабричное изготовление модулей позволит снизить затраты на сооружение станций. А нейтронно-физические свойства, характерные для быстрых реакторов, позволят решить проблему дожигания долгоживущих актинидов.

Ключевые слова: Быстрые натриевые реакторы, PRISM, США, General Electric

---

Другие новости:

Белоярская АЭС: началась загрузка топлива в реактор БН-800

Накануне в центр активной зоны реактора был установлен пусковой источник нейтронов.

На Нововоронежской АЭС закончена сварка ГЦТ строящегося энергоблока

Выполненная сварка даёт начало работам по подготовке к проливу технологических систем реактора первого строящегося энергоблока Нововоронежской АЭС.

На Ровенской АЭС прошла инспекция МАГАТЭ

Второй блок на ППР с 14 января.

---

---

---

---

Поиск по сайту: