Зорин В.М. Атомные электростанции

В каждой петле установлены один ГЦН и два промежуточных теплообменника (ПТО), что связано с большой теплообменной поверхностью, приходящейся на одну петлю.

Конструктивная схема натриевых парогенераторов определяется, в первую очередь, достигнутым уровнем техники. Была принята секционированная схема с большим числом парогенерирующих секций,

171

которая характерна для первого этапа промышленного освоения установок с реактором БН.

Всего парогенерирующих секций — двадцать четыре, в каждой петле — восемь, по четыре на один ПТО. Каждая секция включает в себя три модуля: испаритель (с экономайзерной частью), пароперегреватель свежего пара и промежуточный пароперегреватель. Возможность отключения любой секции при обнаружении течи в любом модуле позволяет сохранить петлю в работе и производить замену дефектных модулей на работающем энергоблоке. Следует, однако, иметь в виду, что большое число параллельно включенных секций усложняет тепловую схему, приводит к увеличению металлоемкости и стоимости парогенераторной установки. Необходимость установки большого числа трубопроводов, паровой и натриевой арматуры снижает общую надежность блока.

Обратим внимание на буферную емкость, показанную на рис. 11.2 и играющую роль компенсатора объема промежуточного контура, и на сбросные емкости, предназначенные для сброса продуктов реакции натрий — вода в случае межконтурной неплотности в какомлибо парогенераторном модуле. В целом выполненные технико-эко- номические исследования позволяют считать оптимальным для энергоблока большой мощности с реактором БН число петель теплоотвода три-четыре при использовании крупных парогенераторов большой единичной мощности [15].

Натрий — наиболее изученный в экспериментальных и опытнопромышленных установках жидкометаллический теплоноситель для ядерных реакторов, обладающий наилучшими теплофизическими свойствами. На современном этапе многие исследователи считают его почти идеальным теплоносителем для быстрых реакторов-раз- множителей. Однако высокая химическая активность натрия, его способность бурно реагировать с водой, гореть в воздухе вынуждают искать другие варианты.

Контрольные вопросы

1.Что такое расширенное воспроизводство ядерного горючего и почему оно

является важным?

2.Назовите основные особенности быстрого реактора, охлаждаемого жид-

ким натрием.

3.Какие факторы влияют на значение подогрева натрия в реакторе БН?

4.Почему в энергоблоках с реакторами БН применяют трехконтурную схему

отвода теплоты?

172

Глава 12

ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНЫЕ УСТАНОВКИ С ТЯЖЕЛЫМ

ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

В течение достаточно длительного времени тяжелые жидкие металлы, такие как свинец, практически не рассматривались как возможные теплоносители для ядерных реакторов «большой» энергетики. Но в последние 15—20 лет положение изменилось. Новые ядерно-энергетические технологии разрабатываются на основе быстрых реакторов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (ТЖМТ).

Ядерно-энергетическая технология (ЯЭТ) в современном понимании — это, во-первых, промышленное изготовление и эксплуатация установок для производства энергии с ядерными реакторами определенного типа и, во-вторых, ядерно-топливный цикл (ЯТЦ) применительно к этим реакторам.

Каждая страна, создавая и развивая свою ядерную энергетику, должна ориентироваться на ядерно-энергетические технологии с учетом своих природных ресурсов, научно-технического потенциала, промышленных возможностей.

Смена одной ЯЭТ другой становится необходимой при потере атомными электростанциями конкурентоспособности, причиной которой может быть, например, удорожание АЭС или ядерно-топ- ливного цикла из-за предъявления к ним новых, повышенных требований. При этом новая ЯЭТ должна превосходить существующую по своим показателям, прежде всего экономическим.

Зрелая фаза ядерной энергетики предполагает, во-первых, замещение ядерными источниками энергии (атомными станциями) значительной доли (до 50 %) потребляемого для этих целей органического топлива. Во-вторых, значительная доля вырабатываемой энергии должна производиться на установках с реакторами на быстрых нейтронах (БР) при полностью замкнутом ЯТЦ, что позволяет экономить природные ресурсы. Безусловно важными являются также практическое решение проблемы обращения с долгоживущими радиоактивными отходами ядерных энергетических установок и наиболее полная реализация принципов внутренне присущей безопасности.

Концепция естественной, или внутренне присущей, безопасности реакторов становится в настоящее время все более конкретной. Под-

173

ход к проблеме безопасности в недавнем прошлом заключался в анализе тепловой схемы реакторной установки, результатом которого было так называемое «дерево отказов». На основе некоторого исходного события (единичного отказа оборудования, арматуры, трубопровода, ошибки оператора, внешнего воздействия) изучалось возможное протекание аварийного процесса, в ходе которого могли быть другие отказы или ошибки оператора. Разрабатывались технические решения, направленные на то, чтобы предотвратить аварию, а если это невозможно — смягчить ее последствия, управлять протеканием аварийного процесса. Как показал опыт развития реакторных установок (РУ) с ВВЭР, таких решений становилось все больше. В то же время эти технические решения сами не могли быть идеальными, но могли приводить к нарушениям нормальной эксплуатации. Иными словами, решения, направленные на повышение безопасности РУ, сами не являются безопасными.

Принцип естественной безопасности состоит прежде всего в отказе от опасных технических решений и в достижении безопасности главным образом за счет вполне надежных физических

ихимических закономерностей, присущих топливу, теплоносителю

идругим компонентам РУ. Наиболее полно этот принцип воплощен в проектах БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200 — быстрых реакторах с естественной безопасностью со свинцовым теплоносителем, а также в свин- цово-висмутовом быстром реакторе малой мощности (СВБР-75/100).

Вкачестве перспективных были выбраны быстрые реакторы еще

ипотому, что, во-первых, они позволяют в бóльших масштабах, чем реакторы на тепловых нейтронах, воспроизводить ядерное горючее, решая проблему обеспечения АЭС ядерным топливом на длительную перспективу. Во-вторых, быстрые реакторы дают возможность решать такие частные задачи, как сжигание плутония и долгоживущих радиоактивных отходов от легководных реакторов. В-третьих, необходимо искать пути уменьшения стоимости быстрых реакторов, так как первое их поколение (БН) оказалось существенно дороже легководных.

12.1. ППУ с реактором со свинцовым теплоносителем

Приведем основные решения, принятые для реактора БРЕСТ и реализующие принцип естественной безопасности.

1. Предполагается использовать смешанное (уран-плутониевое) мононитридное топливо UN-PuN (88 % U + 12 % Рu). Его характе-

174

ристики в сравнении с другими видами смешанного топлива следующие:

Отметим, что мононитридное топливо имеет наибольшие значения всех приведенных характеристик за исключением теплопроводности, которая несколько больше у карбидного топлива. Кроме того, в случае натриевого теплоносителя и при разгерметизации твэлов оксидное топливо взаимодействует с натрием с выделением теплоты:

и дополнительная теплота может привести к более тяжелым последствиям аварии.

2. Предложено отказаться от высокого коэффициента воспроизводства и реализовать его на уровне единицы. Это позволяет работать по замкнутому топливному циклу с размещением необходимых производств по переработке топлива на территории АЭС. При этом исключается дальняя транспортировка топлива, резко повышается контроль за использованием ядерного горючего и снижается опасность его несанкционированного «ухода» на сторону (т.е. решается проблема нераспространения). Переработка топлива будет заключаться главным

образом в добавлении 238U вместо выгоревшего, для чего может использоваться природный уран или уран из отвалов производств по его обогащению. Коэффициент воспроизводства, равный примерно 1, позволяет более чем в 2 раза снизить энергонапряженность активной зоны, что также повышает безопасность реактора, в том числе в результате более широких возможностей выбора конструкторских

решений (для БН-600 энергонапряженность qср ≥ 400 МВт/м3,

V

для БРЕСТ qср ≥ 140 МВт/м3, для сравнения: для газоохлаждаемого

V

реактора qср < 8 МВт/м3 — см. табл. II.1). Снижение удельной теп-

V

ловой нагрузки твэлов позволяет сделать решетку реактора менее тесной.

175

Коэффициент воспроизводства на уровне единицы не требует больших начальных запасов реактивности, соответственно не требуется и значительное число компенсирующих устройств с поглотителями нейтронов.

3. В качестве теплоносителя выбран жидкий свинец. Новые качества реакторной установки определяют следующие его основные свойства.

Высокая плотность. Соотношение плотности теплоносителя и топлива таково, что оказывается невозможным образование вторичной критической массы при разрушении активной зоны, и это подтверждено результатами проведенных экспериментов. При перегрузках тепловыделяющих сборок исключается их разрушение вследствие падения в активную зону. При естественной циркуляции теплоносителя в реакторной установке с интегральной компоновкой и в случае разгерметизации парогенератора создаются условия для сепарации пара, практически исключающие его попадание в активную зону.

Малое замедление и поглощение нейтронов позволяет использовать широкие решетки при малых коэффициентах и эффектах реактивности (температурном, мощностном). Широкие решетки также обеспечивают: достаточно низкие затраты энергии на перекачку теплоносителя; возможность организации естественной циркуляции; применение бесчехловых ТВС; возможности использования эффективных способов для выравнивания подогрева теплоносителя в различных ТВС и температуры оболочки твэлов в разных радиальных зонах.

Хорошие отражающие свойства позволяют использовать свинец

вкачестве отражателя нейтронов. Управление реактивностью реактора может осуществляться главным образом регулированием давления газа, изменяющим уровень свинца в трубах, расположенных

вбоковом отражателе (бланкете). При вытеснении свинца возрастает утечка нейтронов и мощность уменьшается. Свинцовый отражатель исключает наработку оружейного плутония.

Высокая температура кипения делает ненужным создание высокого давления теплоносителя. Отсутствие высокого давления и относительно высокая температура плавления исключают аварии с потерей теплоносителя из-за его замерзания в щелях, которые могут образоваться в корпусе реактора («самозалечивание»). При этом невозможны прекращение охлаждения активной зоны, расплавление твэлов, попадание радиоактивного свинца в помещение реакторной установки.

Пожаровзрывобезопасность — свинец не горит, не взаимодействует с воздухом и водой — облегчает обращение с теплоносителем

176

и дает возможность применять двухконтурную схему охлаждения, в том числе и для снятия остаточного тепловыделения. Последнее возможно за счет естественной циркуляции воздуха по специальным трубам в теплоносителе.

Малая способность к активации упрощает обслуживание и ремонт реакторной установки. При выводе АЭС из эксплуатации свинец может использоваться повторно, что облегчается простотой обращения с ним после затвердевания. Отметим, что задача утилизации натриевого теплоносителя после снятия АЭС с эксплуатации в настоящее время полностью не решена.

Таким образом, малые запасы и эффекты реактивности реактора, применение пассивного высококипящего тяжелого теплоносителя позволяют исключить разрушение топлива при любых отказах оборудования и ошибках оператора, обусловливают естественную (внутренне присущую) безопасность реактора. При выборе свинца в качестве теплоносителя учтено также то, что он по своим физическим и химическим свойствам (кроме температуры плавления) близок к сплаву Pb-Bi, в течение более 40 лет применяемому в российских судовых реакторах.

Есть и проблемы при использовании свинца: это, прежде всего, его коррозионное и эрозионное воздействия на конструкционные материалы.

Установлено, что главные факторы хорошей коррозионной и эрозионной стойкости материалов в тяжелых жидкометаллических теплоносителях (Pb, Pb-Вi) следующие:

•применение кремнийсодержащих сталей;

•работа в условиях пассивационного кислородного режима;

•создание дополнительных антикоррозионных барьеров на поверхностях элементов конструкции в виде оксидных пленок до начала работы реакторной установки в номинальном режиме.

В настоящее время в качестве конструкционного материала рекомендована ферритно-мартенситная сталь ЭП823 с содержанием 10— 12 % хрома и 1,1—1,3 % кремния. Для пассивационного режима требуется определенное содержание кислорода в теплоносителе. Установлено, что вблизи верхней границы пассивации (концентрация

растворенного в свинце кислорода составляет 4æ10–5—10–6 % по массе) коррозия не наблюдается. Уточняются границы пассивационных режимов. Отметим также, что поддержание требуемого качества теплоносителя реализуется с помощью достаточно сложных и дорогих очистных установок. Эксперименты показали, что механические

177

свойства оболочек твэлов из ЭП823 при контакте со свинцовым теплоносителем не изменяются при температуре до 650 °С. Однако с учетом эрозионного воздействия ограничиваются скорость теплоносителя (до 2,5 м/с; в проекте реакторов БРЕСТ — 1,7—1,8 м/с) и допустимая температура наружной поверхности оболочки (560 °С). В настоящее время продолжаются работы по созданию условий качественной пассивации стали в жидком свинце. В частности, обнадеживающие результаты дали проведенные исследования эвтектического сплава свинец-калий (с атомной долей калия 9 %).

Некоторые характеристики реактора БРЕСТ-1200 даны в табл. II.1. Использование химически инертного к воде и воздуху теплоносителя приводит к двухконтурной схеме АЭС. С учетом небольшого давления свинцового теплоносителя и для уменьшения протяженности коммуникационных связей, а также обеспечения компактности первого контура принята интегральная компоновка. Все основное оборудование первого радиоактивного контура: реактор бассейнового типа, главные циркуляционные насосы и парогенераторы — размещено внутри корпуса из предварительно напряженного бетона (рис. 12.1).

Для обеспечения принятой в качестве допустимой температуры

наружной поверхности оболочки твэлов t доп максимальная темпера-

об.нар

тура свинца (на выходе из активной зоны) равна 540 °С. Оптимальное

значение подогрева теплоносителя в реакторе составило t = 120 °С

р

(при давлении рабочего тела в парогенераторе 24,5 МПа), т.е. его

температура на входе в активную зону t ″ = 420 °С.

1

Особенности реактора БРЕСТ определили следующие граничные параметры второго (нерадиоактивного) контура: температура пере-

грева свежего пара t = 520 °С (минимальный температурный напор

0

на выходе из парогенератора принят равным 20 °С); промежуточный перегрев пара — за счет теплоты свежего пара (в паро-паровом теплообменнике — ППТО), чтобы не усложнять оборудование первого контура и уменьшить число коммуникаций между контурами; температура пара после промежуточного перегрева — 500 °С (минимальный температурный напор в ППТО принят равным примерно 15 °С); температура питательной воды принималась не ниже 340 °С (по крайней мере, на 10 °С выше температуры плавления свинца), что является особенностью данного вида АЭС; ввиду необходимости большего числа подогревателей высокого давления по сравнению с известными ПТУ и возможностью повышения давления свежего

178

Рис. 12.1. Расположение основного оборудования первого контура энергоблока БРЕСТ-1200 в железобетонном корпусе

пара рассматривалась схема с двумя группами питательных насосов (двухподъемная схема).

Для обоснования давления во втором контуре были выполнены расчеты тепловой схемы ПТУ для блока БРЕСТ-1200. В качестве возможного прототипа рассматривалась турбина К-1200-23,5-3 ЛМЗ. Расчеты были проведены для давлений свежего пара перед турбиной 17,5; 23,5; 27 и 30 МПа.

Наиболее целесообразным было признано давление пара 23,5 МПа. Такой вывод был сделан прежде всего из-за наибольшего

(см. рис. 12.2). Несмотря на повышение электрического КПД брутто

в варианте с p = 30 МПа, ηнт уменьшается в результате роста мощ-

0э

ности питательного насоса второго подъема. Повышение начального давления пара без повышения его температуры оказывается целесообразным лишь до некоторого предела. Кроме того, при большем давлении пара повышаются металлоемкость и стоимость ряда элементов тепловой схемы (ППТО, паропроводов, редукционной уста-

новки и др.). При давлении p = 17,5 МПа КПД брутто и нетто

0

меньше, чем в варианте p = 23,5 МПа. В случае докритического дав-

0

ления пара также могут возникнуть дополнительные проблемы при разработке парогенератора. В случае прямоточного ПГ — это ухудшенный теплообмен и отложение примесей в переходной зоне, а для модулей ПГ с многократной циркуляцией необходимы сепарационные барабаны — металлоемкие конструкции со значительным запасом воды: поступление большой массы воды в жидкий свинец при

Рис. 12.2. Зависимость электрического КПД ПТУ от начального давления пара

при начальной температуре 520 °С:

1 — КПД брутто; 2 — КПД нетто

180