Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 177_Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР_PWR
.pdf
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
430
панией ÚJV Řež AS из Чешской Республики, Центром энергетических
исследований Академии наук Венгрии, Национальным центром ядерных ис-
следований Польши и инжиниринговой компанией VUJE AS из Словакии.
Она ориентирована на реакторы на быстрых нейтронах с газовым охлажде-
нием, в первую очередь на проект ALLEGRO.
2.4. Характеристики некоторых концептуальных проектовGFR GEN IV
/ GFR2400 GFR2400 JAEA GFR
Мощность, МВт(т) 2400 2400 2400
Тепловой цикл Непрямой Прямой Прямой
Теплоноситель He He He
Плотность мощности, МВт/м
3
100 100 90
Температура теплоносителя в реакторе, °С
– навходе вактивную зону 480 480 460
– навыходе изактивной зоны 850 850 850
Активная зона, высота/диаметр, м 1,55/4,44 1,34/4,77 0,9/5,9
Давление, МПа 7,0 7,0 7,0
Топливо (тип) Плитка Стержень Блок
Топливо (материал) U-Pu-C U-Pu-C U-Pu-N
Отражатель Zr
3
Si
2
Zr
3
Si
2
SiC
Соотношение объемовРУ
*
, % 40/37,6/22,4 55/23/22 25/55/20
Степень размножения –5% 0 0,03/0,11
**
* Теплоноситель/конструкционные материалы/топливо.
** Без бланкета/с бланкетом.
Альтернативные конструкции GFR имеет более низкотемпературное
(600–650 °C) охлаждение гелием в первом контуре и сверхкритический CO
2
при 550 °C и 20 МПа во втором контуре для выработки электроэнергии. Это
снижает металлургические и топливные проблемы, связанные с очень высо-
кими температурами.
Преимущества GFR GEN IV:
• простая структура;
• используется гелий в качестве охладителя, который не радиоактивен;
• имеет жаропрочную основу;
• перспективная система в качестве производства водорода и перера-
ботке угля;
П2.2. Газоохлаждаемые реакторы набыстрых нейтронахGFR
431
• короткий период полураспада ядерных отходов;
• в качестве топлива используется уран, торий и плутоний, а также
их оксиды.
Недостатки GFR GEN IV:
• высокие тепловые нагрузки;
• высокий поток нейтронов.
Основными направлениями необходимых исследований, по данным
Академии наук Китая, являются топливо, материалы и теплогидравлика.
2.2.1.
ALLEGRO
Экспериментальный реактор ALLEGRO будет небольшим экспери-
ментальным реактором мощностью около 80 МВт(т). Целью создания
ALLEGRO является демонстрация жизнеспособности и конкретных техно-
логий GFR, таких как топливо, топливные элементы и конкретные системы
безопасности, в частности, функция отвода остаточного энерговыделения,
а также демонстрация того, что эти функции могут быть успешно интегри-
рованы в систему воспроизводства топлива.
Демонстрационный блок GFR ALLEGRO (рис. П2.5) планируется по-
строить в Восточной Европе, и он считается наиболее инновационным.
Он имеет номинальную мощность 75 МВт и разрабатывается в рамках про-
екта ЕС GoFastR. В 2012 году был запущен проект ALLIANCE (ALLegro —
Implementing Advanced Nuclear Fuel Cycle in Central Europe) для продолже-
ния разработки базовых документов, необходимых для принятия решений
на высоком уровне и лицензирования ALLEGRO.
Основные ядерные параметры (плотность мощности, выгорание и т.д.)
будут аналогичны референтному типовому GEN IV GFR2400 (см. табл. П2.4).
Активная зона, образованная из исходного типа топлива (MOX), будет
заменена активной зоной из керамического топлива для второй фазы про-
екта ALLEGRO. Венгрия, Словакия и Чешская Республика выступили с со-
вместным предложением о размещении проекта при поддержке Франции
CEA. Ожидается, что в 2025/2026 году будет принято решение о том, вый-
дет ли реактор за рамки концептуальных исследований.
Евратом планировал разработать демонстрационную эксперименталь-
ную технологию GFR ALLEGRO мощностью 75 МВт. Она включала бы
в себя всю архитектуру, основные материалы и компоненты, предусмотрен-
ные для GFR, без системы преобразования энергии. Проект ALLEGRO
затем был передан партнерству V4G4 в Восточной Европе, при поддержке
Франции и CEA, а подготовительная фаза была продлена до 2026 года.
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
432
Евратом, Франция, Япония и Швейцария подписали соглашения о си-
стемных механизмах для GFR в рамках рамочного соглашения.
2.2.2.
Модуль умножителя энергии (Energy Multiplier Module — ЕМ
2
) представ-
ляет собой выскотемпературный газоохлаждаемый быстрый реактор с ге-
лиевым теплоносителем и температурой активной зоны на выходе 850 °C.
Он спроектирован компанией General Atomics как модульный, способный
работать в сети с чистой выходной мощностью 265 МВт(э). Сдвоенный блок
модулей показан на рис. П2.6.
Установка EM
2
разрабатывается для выработки электроэнергии и ис-
пользования пара при высоких температурах. Основные характеристики
приведены в табл. П2.5. Активная зона EM
2
была специально разработана
для продолжительного цикла выгорания топлива с целью максимального
использования топлива при разумном количестве начальной загрузки ура-
на. Топливная кампания реактора-модуля длится в течение 30-летнего сро-
ка службы активной зоны.
30 000
.2.5. Концептуальный проектGFR ALLEGRO.
Первый контур реакторной установки (слева) взащитной оболочке (справа)
П2.2. Газоохлаждаемые реакторы набыстрых нейтронахGFR
433
С этой точки зрения был выбран спектр быстрых нейтронов. Работа
при высоких температурах была выбрана для достижения высокого тепло-
вого КПД установки. Эти конструктивные решения требуют использования
высокотемпературных материалов для топливных и активных конструкций.
В EM
2
используется блок прямого преобразования энергии газовой тур-
бины с комбинированным замкнутым циклом (PCU) с прямым гелиевым
циклом Брайтона и органическим циклом Ренкина (ORC).
Базовая установка блока EM
2
состоит из четырех модулей мощностью
265 МВт каждый, которые суммируют полезную мощность в 1060 МВт для
испарительного охлаждения и 960 МВт для сухого охлаждения.
Каждый модуль обеспечивает полную тепловую передачу от реактора
до интегрального турбогенераторного агрегата (ИТГА), так что модули мо-
гут быть подключены последовательно и работать независимо друг от друга.
.2.6. Блок модулей умножителя энергии сразмещением двух модулейРУ
(2×265 МВт)
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
434
2.5. Основные характеристики модуля умножителя энергии
Срок службы конструкции, годы 60
Коэффициент использования установленной мощности
втечение всего срока службы, %
95
Крупные плановые отключения (техническое
обслуживание), дней вгоду
18
Персонал вэксплуатации и бригадах технического
обслуживания вовремя нормальной эксплуатации (для
4-блочной установки), чел.
377
Число блоков/реакторов в типовом проекте станции 4/8
Мощность вэлектросети (нетто всеть) на4-блочную
установку, МВт
1060
Потребление насобственные нужды на4-блочную
установку, МВт(э)
7
Выбросы вовремя нормальной эксплуатации (инертные
газы/тритий/жидкости), TБк/год
Отсутствие
запланированных
выбросов
Рабочее давление первого контура, МПа(абс) 13
Масса теплоносителя, кг нареактор 1200
Номинальный расход теплоносителя, кг/с 320
Температура теплоносителя навходе/выходе активной
зоны, °C
550/850
Ключевой особенностью системы является использование асинхронного
турбогенератора с регулируемой частотой вращения.
Реакторные модули расположены ниже уровня земли, с индивидуаль-
ными защитными оболочками. Каждый модуль пассивно безопасен и мо-
жет выдержать полное отключение электроэнергии на станции или полное
отключение электроэнергии на станции в сочетании с потерей охлаждения,
используя при этом только пассивные системы безопасности без выбро-
са радиоактивности или отказа оборудования. В EM
2
используется газо-
вая турбина прямого замкнутого цикла с органическим циклом Ренкина,
обеспечивающим 53% чистой эффективности преобразования энергии.
Отходящее тепло может выделяться непосредственно в атмосферу без испа-
рительного охлаждения, поэтому размещение рядом с большим источником
воды не требуется.
П2.2. Газоохлаждаемые реакторы набыстрых нейтронахGFR
435
Каждая реакторная установка заключена в герметичную двухкамерную
оболочку, где камеры соединены концентрическим поперечным каналом.
Общий вид реакторной установки с компонентами представлен
на рис. П2.7, П2.8. Желтыми стрелками обозначен путь гелия — теплоносите-
ля первого контура. Верхняя камера содержит теплозащитную конструкцию
для защиты верхней части от горячего газообразного гелия. В нижней камере
находится ловушка кориума для предотвращения возникновения повторной
критичности в маловероятном случае расплавления активной зоны.
Для достижения высокого выгорания топлива в активной зоне исполь-
зуется концепция «преобразование и сжигание», в которой активная зона
разделена на делящиеся и воспроизводящие секции. Делящаяся секция
является «критической» в начале жизненного цикла (beginning of life ‒
BOL). Она содержит ~14,5% низкообогащенного урана (НОУ) для поддер-
жания цепной реакции и обеспечения избыточных нейтронов для преобра-
зования обедненного урана (depleted uranium ‒ DU) из воспроизводящего
в делящийся материал. Среднее обогащение общего топлива составляет
.2.7. Первый контур реакторной установки вдвухкорпусном контейнменте
(слева ‒ реактор ссистемой прямого охлаждения, справа ‒ интегральный
турбогенераторный агрегат)
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
436
7,7%. Отражатель состоит из внутренней секции циркониевых и кремние-
вых блоков и внешней секции из графитовых блоков.
Блок преобразования энергии (PCU) размещен в отдельном отсе-
ке гермооболочки (см. рис. П2.7, П2.8), в которой находятся все компо-
ненты установки, контактирующие с теплоносителем первого контура.
Турбокомпрессор-генератор представляет собой асинхронную электрома-
шину, которая вращается со скоростью ~6800 об/мин на полной мощности.
Переменная, несинхронная работа стала возможной благодаря блокам-ин-
верторам мощности, входной сигнал преобразуется в частоту 50/60 Гц с КПД
99%. Турбокомпрессор и генератор смонтированы на рядном вертикальном
валу.
Генератор расположен в отдельном интегрированном корпусе в верх-
ней части PCU. Уплотнение вала сухого газа изолирует гелий в генераторе
от контакта с теплоносителем первого контура. Полость генератора поддер-
живается при более низком давлении для снижения потерь на сопротивле-
ние. Генератор установлен на активных магнитных подшипниках, включая
Опорная плит
а
активной зоны
Стержни
СУЗ
Тепловой
барьер
Отражатели:
верхний
боковой
нижний
Поток тепло-
носителя
Генератор
Рекуператор
Турбина
Предохладитель
.2.8. Конструкция реакторной установки с потоками теплоносителя (слева),
блока преобразования энергии (справа) в проекте EM
2
П2.3. Реакторы набыстрых нейтронах сосвинцовым теплоносителемLFR
437
два радиальных подшипника и один упорный подшипник. Вал генератора
соединен с валом турбокомпрессора с помощью шлица, что позволяет сни-
мать генератор для технического обслуживания без необходимости демон-
тажа турбокомпрессора. Уплотнение вала расположено между турбиной
и компрессором для предотвращения утечки. Вал турбокомпрессора выве-
шен на активных магнитных подшипниках.
Проект проводится в три этапа: разработка концептуального проекта,
разработка демонстрационного модуля и эксплуатация прототипа. На теку-
щий момент завершенным считается первый этап. После процедур предли-
цезирования предстоит строительство демострационного модуля (2029 год)
и для начала строительства опытного образца-прототипа (2030 год) необхо-
дима успешная эксплуатация демонстрационного модуля. После того как
демонстрационный модуль успешно проработает несколько лет, предпола-
гается ввести в эксплуатацию первый опытный образец установки на пол-
ную мощность (265 МВт) с ориентировочным сроком пуска в 2032 году.
2.3.
LFR
Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем [Lead-
cooled Fast Reactor (LFR)] представляет собой реактор на быстрых нейтро-
нах, который может использовать матрицы топлива с обедненным ураном
или торием и сжигать актиниды из топлива LWR. Жидкометаллический
(эвтектические Pb или Pb-Bi) теплоноситель циркулирует при атмосферном
давлении за счет естественной конвекции, достаточной для отвода тепла
в активной зоне (рис. П2.9).
В качестве топлива могут использоваться смешанное осидное МОКС-
топливо, высокоплотные нитриды, металлические уран-плутониевые ком-
позиции U-Pu-Zr, высокофоновый плутоний, полученный в результате
регенерации топлива, выгруженного после облучения в быстрых натрие-
вых энергетических реакторах, в котором содержатся несгоревшие изотопы
плутония и около 1% минорных актинидов, в процессе дожигания в более
жестком спектре нейтронов активной зоны трансмутирующие в продукты
деления. Предусматривается широкий диапазон размеров энергоблоков —
от заводских «батарей» со сроком службы 15–20 лет для небольших сетей
или развивающихся стран до модульных блоков мощностью 300–400 МВт
и крупных одиночных электростанций мощностью 1400 МВт. Рабочая тем-
пература 550 °C легко достижима, но 800 °C предусматривается с помощью
современных материалов для обеспечения коррозионной стойкости свин-
ца при высоких температурах, что позволит производить термохимический
водород. Предусматривается двухэтапная программа разработки, ведущая
к промышленному развертыванию: к 2025–2030 году — для реакторов, ра-
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
438
ботающих с относительно низкой температурой и удельной мощностью,
и к 2040 году — для более совершенных высокотемпературных конструкций.
Реакторы на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим тепло-
носителем (свинец или эвтектический сплав висмута и свинца) являются
одной из самых передовых технологий, способных решить накопившиеся
проблемы мировой атомной энергетики (табл. П2.6). Россия является ли-
дером в реализации данной концепции РУ, поскольку она занимается этой
темой на протяжении ряда последних десятилетий.
Концепция LFR соответствует советской/российской технологии бы-
стрых реакторов БРЕСТ (быстрый реактор естественной безопасности
со свинцовым теплоносителем), которая основана на опыте эксплуатации
реакторов со свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем, в ос-
новном в реакторах подводных лодок (более 80 реакторо-лет). Эти реактор-
ные установки мощностью около 155 МВт(т) были небольшими, работали
при низких коэффициентах мощности, имели эпитепловой (промежуточ-
ный) спектр нейтронов и работали при более низких температурах, чем те,
которые ожидаются в LFR четвертого поколения.
Второй контур
Генератор
Турбина
Рекуператор
Отвод
тепла
Доохладитель
Компрессор
Компрессор
Отвод
тепла
Пром.
охладитель
Направляющая
решетка
Теплоноситель
Реактор
Ре
активный модуль
с извлекаемым
топливом
Ре
активный модуль
теплообменника
с U-образной
трубчаткой
Оголовок-
коллектор
теплооб-
менника
Приводы СУЗ
А. З.
.2.9. Тепловая схема реактора набыстрых нейтронах сосвинцовым
теплоносителем LFR
П2.3. Реакторы набыстрых нейтронах сосвинцовым теплоносителемLFR
439
2.6. Проекты реакторных установокLFR поколения IV
ALFRED Advanced Lead Fast Reactor
European Demonstrator
Ansaldo Nucleare Свинец Проект Евросоюз LFR
БРЕСТ-ОД-300 Быстрый реактор есте-
ственной безопасности
сосвинцовым теплоноси-
телем
НИКИЭТ имени
Н.А.Доллежаля,
Свинец Строится Россия LFR
CLEAR-I China LEAd-based Research
Reactor
Institute ofNuclear
Energy Safety
Technology,
Chinese Academy
ofSciences
Свинец-висмут
эвтектический
расплав
Концепту-
альный про-
ект
Китай LFR
ELECTRA European Lead Cooled
Training Reactor
KTH Свинец Проект Швеция LFR
ELFR European Lead Fast Reactor Ansaldo Nucleare Свинец Концептуаль-
ный проект
Евросоюз LFR
G4M Gen4 Module Gen4 Energy Inc. Свинец-висмут
эвтектический
расплав
Проект США LFR
LFR-AS-200 Lead-cooled Fast Reactor
Amphora-Shaped 200
Hydromine Energy
S.a.r.l
Свинец Концептуаль-
ный проект
Люксем-
бург
LFR
MYRRHA Multi-purpose hYbrid
Research Reactor forHigh-
tech Applications
Belgian Nuclear
Research Centre
(SCK•CEN)
Свинец-висмут
эвтектический
расплав
Проект Бельгия LFR
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)