Брест 300
БРЕСТ — энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Предлагаются проекты в конфигурациях с электрической мощностью 300 и 1200 МВт.
Избыток нейтронов деления в БРЕСТ, как и в любом БР, позволяет конвертировать 238U в 239Pu с коэффициентом воспроизводства КВ>1. Поскольку содержание изотопа 238U в природном уране составляет более 99%, его использование более чем в 100 раз увеличивает эффективность использования урана. Это делает экономически доступной разработку относительно бедных урановых руд и обеспечивает практически безграничное расширение ресурсной базы атомной энергетики даже без учета запасов 232Th.
Использование в БРЕСТ высококипящего (~2000 К), радиационно стойкого, слабо активируемого свинцового теплоносителя, инертного при контакте с водой и воздухом, не требует высокого давления в контуре и исключает аварии с пожарами и взрывами.
Использование в качестве теплоносителя химически инертного высококипящего расплавленного свинца позволяет отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. В состав реакторной установки бассейновой конструкции входят активная зона с отражателями и рабочими органами системы управления и защиты (РО СУЗ), выполненный в виде четырех петель контур циркуляции свинцового теплоносителя с парогенераторами, насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, которые вместе с системами безопасности и вспомогательными системами размещены в облицованных сталью центральной и четырех периферийных полостях бетонного корпуса с тепловой защитой. Ограничение температуры бетона поддерживается естественной циркуляцией воздуха.
Рис 6. Брест 1200
Циркуляция свинца через активную зону и парогенераторы осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней «холодного» и «горячего» теплоносителей. Такая схема исключает попадание в активную зону вместе с теплоносителем паровых (при течи труб парогенератора) и газовых пузырей, что при определенных условиях могло бы привести к неконтролируемому росту мощности. При этом снижается неравномерность расхода свинца через парогенераторы при остановке одного или нескольких насосов, а при быстрой остановке всех насосов обеспечивается инерция расхода свинца через активную зону в течение ~20 c.
Для снижения последствий аварийной ситуации с разрывом труб парогенераторов применена интегрально-петлевая компоновка первого контура, при которой активная зона с прилегающими элементами конструкции (в центральной полости) и парогенераторы с главными циркуляционными насосами (в периферийных полостях) пространственно разнесены и гидравлически связаны трубопроводами, образуя четыре петли отвода тепла от активной зоны. Такая компоновка вместе с выбранной схемой циркуляции свинца и сбросом пара из корпуса реактора через гидрозатворы в систему локализации и далее через фильтры в атмосферу исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку корпуса реактора.
Небольшое давление в бетонном корпусе реактора и относительно высокая температура плавления свинца (600 К), способствующая самозалечиванию возникающих в бетоне трещин, исключают большие утечки свинца, потерю охлаждения и расплавление топлива.
Рис 7. Схема расположений элементов активной зоны
Активная зона набрана из ТВС со стержневыми твэлами (шаг твэлов во всех сборках одинаков). Радиальное выравнивание мощностей ТВС и подогревов теплоносителя обеспечивается профилированием топливной загрузки и расхода свинца путем использования в центральных сборках твэлов меньшего диаметра, а в периферийных – большего. Использование во всех ТВС топлива одного и того же состава при условии коэффициента воспроизводства КВА≈1 обеспечивает стабильность выровненных распределений.
В качестве стартовой загрузки используется топливо, представляющее собой смесь нитридов обедненного урана и плутония вместе с минорными актинидами (МА) энергетического состава (U-Pu-MA)N, получаемого при 20-летней выдержке и последующей переработке ОЯТ ВВЭР. Оболочки твэлов выполнены из радиационно и коррозионно-стойкой стали ферритно-мартенситного класса.
Перегрузка ТВС и блоков отражателя проводится с помощью поворотных пробок, внутриреакторной перегрузочной машины и комплекса механизмов внереакторной перегрузки.
Приводы РО СУЗ реактора расположены на верхней поворотной пробке, а сами РО находятся под активной зоной. При перегрузках топлива РО расцепляются с приводами и под действием силы Архимеда вводятся в активную зону, переводя реактор в глубоко подкритическое состояние. При недопустимом росте температуры теплоносителя на выходе из активной зоны из-за снижения расхода теплоносителя или увеличения мощности реактора часть РО СУЗ, приводимые в действие пассивном температурным инициатором срабатывания, вводятся в зону и заглушают реактор.
Активная зона окружена рядами блоков бокового свинцового отражателя, выполненных в виде плотных стальных кожухов, заполненных проточным свинцовым теплоносителем. Часть прилегающего к зоне блоков отражателя выполнены в виде вертикальных каналов, заглушенных сверху (газовый колокол) и открытых для заполнения свинцом снизу, при этом его уровень в канале соответствует напору свинцового теплоносителя на входе в активную зону. С помощью этих каналов с изменяемыми по высоте уровнями столбов свинца, влияющими на утечку нейтронов, пассивным образом осуществляется связь реактивности и мощности реактора с расходом теплоносителя через активную зону, что является важным фактором регулирования мощности через расход теплоносителя и не менее важным фактором безопасности.
Целью проекта БРЕСТ-ОД-300 является демонстрация не только высоких физических и эксплуатационных характеристик, свойств естественной безопасности реактора данного типа, но и возможности его работы в замкнутом цикле в равновесном топливным режиме. Экологически безопасное замыкание топливного цикла достигается использованием специфических технологий регенерации и рефабрикации топлива, подразумевающих только относительно грубую очистку ОЯТ от продуктов деления, добавление к очищенной топливной смеси (U-Pu-МА) обедненного урана, нитрирование и изготовление нового топлива. В результате долгоживущие МА в составе регенерированного топлива возвращаются в активную зону для сжигания, а выделенные продукты деления (РАО) направляются на длительную контролируемую выдержку перед их окончательной изоляцией. Допускается также подмешивание к регенерату сторонних МА из ОЯТ тепловых реакторов. При добавлении 241Am в количестве 3-5% от массы загружаемого топлива за каждую кампанию будет выжигаться до 30% этого радионуклида.
Количество циркулирующего в цикле топлива в значительной мере определяется длительностью внешней (внереакторной) части замкнутого топливного цикла. Для уменьшения времени и средств, связанных с расхолаживанием ОЯТ, транспортировкой ОЯТ и регенерированного топлива, а также для обеспечения повышенных мер безаварийности, радиационной безопасности и режима нераспространения рассматривается пристанционный топливный цикл. На площадке АЭС вместе с реакторной установкой, машинным залом и всеми станционными сооружениями размещаются производства для переработки ОЯТ и изготовления из полученного регенерата новых ТВС. Здесь же расположено специальное хранилище для длительной (в течение 150-200 лет) контролируемой выдержки РАО, после чего они будут заключены в устойчивые минералоподобные матрицы и захоронены без нарушения долговременного природного радиационного баланса Земли (рис. 8).
Рис. 8. Ядерный энергетический комплекс с реактором БРЕСТ-ОД-300: 1 – реактор; 2 – турбоустановка; 3 – комплекс хранения и переработки радиоактивных отходов; 4 – комплекс пристанционного ядерного топливного цикла