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
460
зоваться как для управления мощностью реактора, так и для его остановки,
а две других основаны на другом принципе действия, позволяющем остано-
вить реактор при несрабатывании регулирующих стержней из-за деформа-
ции активной зоны. Последние две системы предназначены исключительно
для остановки реактора.
Ключевую роль в обеспечении безопасности реактора играет система
пассивного отвода тепла (PDHRS), которая охлаждает реактор в случае вы-
хода из строя системы расхолаживания (NDHRS). Функция PDHRS реали-
зуется благодаря следующим процессам:
• теплопроводность через стенки корпуса реактора;
• теплоотдача за счет излучения и конвекции от стенки корпуса реакто-
ра к стенке защитного корпуса;
• теплопроводность через стенку защитного сосуда;
• передача тепла за счет естественной конвекции и кипения в больший
объем воды за пределами корпуса реактора;
• переход к отводу тепла за счет естественной конвекции воздуха, цир-
кулирующего за пределами корпуса реактора после выкипания воды.
PDHRS работает непрерывно (даже при нормальной работе энергобло-
ка или длительном простое). Это приводит к потерям тепла, но поскольку
температура корпуса реактора составляет всего 370–420 °C, потери неве-
лики (~2 МВт). Это практически незаметно для эффективности установки
и не грозит застыванием свинца, так как весь свинец застынет не ранее, чем
через ~20 дней, даже в гипотетическом случае очень длительного отключе-
ния и отказа вспомогательной системы нагрева.
В настоящее время Westinghouse разрабатывает аккумуляторы тепловой
энергии для выравнивания нагрузок, при этом система накопления тепло-
вой энергии интегрирована непосредственно с турбиной агрегата и гене-
ратором для повышения экономической эффективности. Такой подход
позволяет непрерывно работать на полной мощности реактора, а изменение
нагрузки можно выполнять путем увеличения или уменьшения массового
расхода рабочего тела (sCO
2
) через турбину.
Концепция таких аккумуляторов тепловой энергии представляет со-
бой модульный аккумулятор тепловой энергии в виде стальной оболочки,
заполненной теплообменной жидкостью, с уложенными в нее бетонными
пластинами. Использование аккумуляторов тепловой энергии дает простое
и экономически выгодное решение проблем компенсации пиковых нагру-
зок электропотребления в энергосистемах.
Westinghouse планирует начать строительство прототипа реактора PLFR
примерно в 2030 году.
П2.4. Жидкосолевой реактор набыстрых нейтронах MSR
461
2.4.
MSR
Жидкосолевой реактор на быстрых нейтронах [Molten Salt Reactor (MSR)]
можно разделить на два подкласса. В первом подклассе делящийся материал
растворен в расплавленной фторидной соли. Во втором подклассе соль рас-
плавленного фторида служит охлаждающей жидкостью для активной зоны
из гранул с покрытием, аналогичной той, которая используется в VHTR:
один реактор на быстрых нейтронах с делящимся материалом, растворен-
ным в циркулирующем расплаве топливной соли, другой с твердым топливом
в графите, где расплав солей функционирует только как теплоноситель.
Вариант с твердым топливом обычно называют быстрым высокотемпе-
ратурным реактором [Fast High-temperature Reactor (FHR)] с фторидным со-
левым охлаждением.
Классическим считается вариант MSR, где урановое топливо растворя-
ется в теплоносителе из фторидной соли, который циркулирует по каналам
графитового сердечника для достижения необходимого спектра нейтронов.
Референтная станция имеет мощность до 1000 МВт. Продукты деления уда-
ляются непрерывно, а актиниды полностью перерабатываются, в то время
как плутоний может добавляться вместе с
238
U без необходимости изготовле-
ния топлива. Температура теплоносителя составляет 700 °C при очень низ-
ком давлении, при этом предполагается повышение температуры до 800 °C.
Для выработки электро энергии используется второй контур, а также воз-
можно использование пара для термохимического производства водорода.
По сравнению с твердотопливными реакторами FHR, системы MSR
имеют меньшие запасы делящегося топлива, отсутствие ограничений на вы-
горание топлива, отсутствие требований к изготовлению и обращению
с твердым топливом или твердым отработанным топливом, а также одно-
родный изотопный состав топлива в реакторе. Эти и другие характеристики
позволят MSR стать конкурентоспособными и экономически выгодными.
В 1950–1976 гг. в Соединенных Штатах проведена большая программа
развития MSR. Успешно введены в эксплуатацию два испытательных ре-
актора: Aircraft Reactor Experiment (ARE) и Meltten Salt Reactor Experiment
(MSRE). Было завершено предварительное проектирование реактора мощ-
ностью 1000 МВт, реактора-размножителя расплавленных солей (MSBR)
на базе цикла
232
Th/
233
U, а также частично разработан проект демонстраци-
онного реактора.
Эти программы легли в основу технологии MSR на тепловых нейтронах.
В то время как концепция FHR берет свое начало в 1970-х годах с появле-
нием топлива TRISO. Разработки проектов FHR продолжены всего около
десяти лет назад. В 1960-х годах в США разработали быстрый реактор на рас-
плавленных солях в качестве основного резервного варианта для обычного
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
462
реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Небольшой прототип экс-
плуатировался около четырех лет.
С 2005 года исследования и разработки MSR на жидком топливе сосре-
доточены на вариантах MSR быстрого спектра (MSFR), сочетающих пре-
имущества реакторов на быстрых нейтронах (расширенное использование
ресурсов, минимизация отходов) и реакторов с расплавленными солевыми
фторидами в качестве жидкого топлива и охлаждающей жидкости (низ-
кое давление и высокая температура кипения, оптическая прозрачность).
Кроме того, поскольку MSFR обладают большими отрицательными темпе-
ратурными и пустотными коэффициентами реактивности, было признано,
что MSFR безопасны, что делает их потенциальной долгосрочной альтер-
нативой твердотопливным системам на быстрых нейтронах. Тем не менее,
освоение технически сложной технологии потребует согласованных, дол-
госрочных международных усилий в области исследований и разработок,
а именно:
• изучение химических и термодинамических свойств солей, в том чис-
ле с трансурановыми элементами;
• разработка эффективных технологий очистки теплоносителя от газов;
• проектирование систем: разработка перспективных моделей нейтрон-
но-физических и теплогидравлических расчетов;
• анализ взаимодействия солей с воздухом или водой при тяжелой ава-
рии;
• анализ сценариев ограниченных аварий (например, потеря теплооб-
менника);
• обработка солей: тесты на восстановительную экстракцию лантанои-
дов и актиноидов.
Концептуальный проект реактора на расплавленных солях для сжи-
гания минорных актинидов (MOlten Salt Actinide Recycler & Transmuter ‒
MOSART), разработанный Курчатовским и другими институтами
Российской Федерации, представляет собой реактор тепловой мощностью
2400 МВт с цилиндрической активной зоной высотой 3,6 метра и диаметром
3,4 метра, с графитовым отражателем толщиной 0,2 метра. Состав смеси
солей — LiF-BeF
2
. Проектируется однородная активная зона, подпитыва-
емая лишь трифторидами трансурановых элементов из отработанного то-
плива легководных реакторов (смешанного или уранового). Максимальная
температура топливного контура не превышает 720 °C. MOSART нацелен
на эффективное сжигание трансурановых элементов, содержащихся в от-
работанном топливе легководных реакторов, с соотношением младшие ак-
тиниды/трансурановые элементы выше 0,45 без разбавления ураном или
торием. В активной зоне MOSART ограничения по радиационной стой-
кости конструкционных материалов, наряду с возможностями отвода теп-
П2.4. Жидкосолевой реактор набыстрых нейтронах MSR
463
ла, представляют собой основные факторы, препятствующие увеличению
удельной мощности активной зоны более 140 Вт/см
3
.
Ведутся также НИОКР в разных странах: индийский реактор-размно-
житель расплавленных солей (IMSBR), разработанный Атомным исследо-
вательским центром Бхабха, в Европе работы сосредоточены на реакторе
с теплоносителем из фторида лития и бериллия (FLiBe) в спектре быстрых
нейтронов (MSFR) с растворенным торием и топливом
233
U и другие разра-
ботки (табл. П2.10).
MSR имеют большие отрицательные температурный и пустотный коэф-
фициенты реактивности. К другим особенностям концепции топливного
цикла MSR относятся:
• высокоактивные отходы, состоящие только из продуктов деления, и,
следовательно, более короткоживущие изотопы;
• небольшие запасы оружейного расщепляющегося материала (
242
Pu яв-
ляется доминирующим изотопом плутония);
• низкий расход топлива (по некоторым данным — 50 кг тория и 50 кг
238
U на миллиард кВт⋅ч);
• безопасность благодаря пассивному охлаждению.
В числе предпочтительных остаются две базовые концепции:
• реактор на быстрых нейтронах на расплавленных солях (MSFR), ко-
торый будет работать в ториевом топливном цикле, перерабатывать
актиниды, замкнутый топливный цикл Th/U без обогащения урана,
с повышенной безопасностью и минимальными отходами;
• усовершенствованный высокотемпературный реактор (AHTR), также
известный как высокотемпературный реактор с фторидным солевым
охлаждением (FHR), с теми же графитовыми и твердотопливными
элементами активной зоны, что и VHTR, и расплавленной солью в ка-
честве теплоносителя вместо гелия, что обеспечивает плотность мощ-
ности в 4–6 раз выше, чем у HTR, и уровни мощности до 4000 МВт.
Решение о создании временного руководящего комитета (PSSC) для MSR
с участием Евратома, Франции, Российской Федерации и Соединенных
Штатов было принято Группой по политике GIF в 2004 году. Франция и JRC
от имени Евратома подписали меморандум о взаимопонимании в 2010 году.
Российская Федерация и Соединенные Штаты Америки остались наблюда-
телями.
Меморандум о взаимопонимании, позволяющий заинтересован-
ным членам проводить совместные НИОКР, был подписан Евратомом,
Францией, Россией, Швейцарией, Канадой, США и Австралией. Китай,
Япония и Корея являются наблюдателями. Terrestrial Energy присоедини-
лась к нему в 2019 году после двух лет работы в статусе наблюдателя.
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
464
2.10. Проекты реакторных установокMSR поколения IV
IMSR-400 Integral Molten Salt
Reactor-400
Terrestrial Energy Соли фторидов Проект Канада MSR
LFTR Liquid Fluoride Thorium
Reactor
Flibe Energy Соли фторидов Концепт.
проект
США MSR
Mk1 PB-FHR Mark 1 Pebble-Bed
Fluoride-Salt-Cooled
High Temperature
Reactor
University
ofCalifornia, Berkeley
Соли фторидов Проект США MSR
MSFR Molten Salt Fast Reactors CNRS Расплавы солей Концепт.
проект
Франция MSR
MSR-FUJI Molten Salt Reactor-FUJI International Thorium
Molten-Salt Forum:
ITMSF
Соли фторидов Концепт.
проект
Япония MSR
MSTW Molten Salt Thermal
Wasteburner
Seaborg Technologies Расплавы солей Концепт.
проект
Дания MSR
SmAHTR Small fluoride
salt-cooled High
Temperature Reactor
Oak Ridge National
Laboratory
Соли фторидов Проект США MSR
ThorCon ThorCon ThorCon US, Inc. Расплавы солей Детальный
проект
США MSR
П2.4. Жидкосолевой реактор набыстрых нейтронах MSR
465
Что касается долгосрочного развития проекта MSR (после 2025 или
2030 года), то потребуются расчетно-экспериментальные исследования для
принятия решения о дальнейших разработках реакторной установки на ос-
нове расплавленных солей.
Таким образом, будет предпринят поэтапный процесс, состоящий
из трех основных этапов.
• Контуртестированиянеактивныхсолей. Эта пилотная установка будет
направлена на наработку опыта эксплуатации при работе с большим
количеством расплавленных солей: подготовка и управление солью,
химический контроль, управление случайными утечками и замерзани-
ем, валидация гидродинамических моделей, контрольно-измеритель-
ные приборы, испытания теплообменников и насосов, газообразные
и летучие продукты деления и разделение частиц. Этот этап также бу-
дет использоваться для тестирования материалов.
• Активныйдемонстрационныйстенд. На этом этапе, вероятно, потребу-
ются три различных демонстрационных стенда, чтобы учесть специ-
фику расплавленных солей, содержащих тяжелые металлы: небольшой
стенд, нацеленный на изучение коррозии под температурным гра-
диентом; другой небольшой стенд, демонстрирующий возможность
контроля химического потенциала расплавленного солевого топлива;
и третий, более крупный, посвященный изучению гидродинамики то-
пливного контура для демонстрации безопасности.
• Активныйдемонстрационныйстендсделящимсятопливом.Потребуется
два реактора: первый, названный MONO, будет полномасштабным
блоком с ограниченной мощностью (100 МВт), представляющий
собой одну петлю более крупного реактора, и второй — мощностью
1000 МВт под названием DEMO, который будет иметь 16 циркуляци-
онных контуров. Это позволит испытывать все конструкционные ма-
териалы в реальных условиях. DEMO будет иметь меньшую удельную
мощность, чем коммерческий реактор, а более низкие максимальные
температуры теплоносителя позволят использовать уже имеющиеся
материалы на основе никеля.
Преимущества MSR:
• зона реактора в жидком агрегатном состоянии;
• безопасность благодаря пассивному охлаждению;
• первый и второй контур находятся при давлении чуть выше атмосфер-
ного;
• в качестве топлива используется уран, торий и плутоний, а также
их оксиды;
• трансмутация минорных актинидов из ОЯТ LWR;
• перспективная система в качестве производства водорода и глубокой
переработки угля.
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
466
Недостатки MSR:
• в первом контуре используется только LiF;
• 3 контура;
• в первом контуре образуются побочные продукты, которые должны
удаляться из него по отдельной технологии;
• графит в качестве замедлителя, что создаст проблемы по его утилиза-
ции при выводе из эксплуатации.
Основными направлениями исследований, по данным Академии наук
Китая, которая лидирует в мировых исследованиях и разработках по ним,
являются подготовка топлива, материалы и надежность.
2.5.
SFR
Реакторная установка SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) использует жид-
кий натрий в качестве теплоносителя реактора, что обеспечивает высокую
плотность мощности при малом объеме теплоносителя при низком давле-
нии. Технология основана на опыте работы с реакторами на быстрых ней-
тронах с натриевым теплоносителем в течение пяти десятилетий в восьми
странах (примерно 390 реакторо-лет в общей сложности) и первоначально
была основной технологией, представляющей интерес для GIF.
SFR использует обедненный уран в качестве топлива и имеет температу-
ру теплоносителя 500–550 °C, что позволяет вырабатывать электроэнергию
через второй натриевый контур, первый при этом находится под давлением
близким к атмосферному (рис. П2.22).
Предлагается три варианта:
• модульный мощностью 50–150 МВт с актинидами, входящими в со-
став металлического топлива U-Pu, требующего электрометаллурги-
ческой обработки (пирообработки), интегрированной в производство
на месте;
• версия бассейнового типа мощностью 300–1500 МВт;
• контурный тип мощностью 600–1500 МВт с обычным МОКС-
топливом, потенциально с незначительными актинидами.
GIF отмечает, что технология SFR «может быть развернута в самой бли-
жайшей перспективе для управления актинидами».
В начале 2008 года США, Франция и Япония подписали соглашение
о расширении сотрудничества в области разработки технологии быстрых
реакторов с натриевым теплоносителем. Соглашение связано с их сотруд-
ничеством в рамках Международной рамочной программы сотрудничества
в области ядерной энергетики (IFNEC) (ранее Глобальное партнерство в об-
П2.5. Реактор набыстрых нейтронах снатриевым теплоносителемSFR
467
ласти ядерной энергии), направленным на замыкание ядерного топливно-
го цикла за счет использования передовых технологий быстрых реакторов,
и направлено на то, чтобы избежать дублирования усилий упомянутых го-
сударств.
Проекты реакторных установок SFR поколения IV представлены
в табл. П2.11.
В мире, по состоянию на 2023 год, в эксплуатации находятся всего две
коммерческие энергетические реакторные установки на быстрых нейтро-
нах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем: БН-600 и БН-800
(Белоярск, Россия; подключены к сети в 1980 и 2015 годах соответственно).
В мире также эксплуатируются исследовательские установки SFR:
• испытательный реактор на быстрых нейтронах (FBTR) — реактор-раз-
множитель мощностью 13,2 МВт(э) (эксплуатируется с 1985 года,
на проектной мощности с 2022 года), расположенный в Калпаккаме,
Тамилнад, Индия;
• китайский экспериментальный быстрый реактор (CEFR) — первый
в Китае реактор на быстрых нейтронах мощностью 20МВт (под-
ключен к сети в 2011 году), расположенный за пределами Пекина
в Китайском институте атомной энергии. CEFR был построен рос-
Парогенератор
Генератор
Турбина
Электро-
сеть
Конденсатор
Отвод тепла
Насос
Теплоноситель
второго контура
Насос
Охлажденный
теплоноситель
первого контура
Горячий
теплоноси-
тель первого
контура
Насос
А. З.
Тепло-
обменник
Приводы СУЗ
Холодный отсек
Горячий отсек
.2.22. Тепловая схема реактора набыстрых нейтронах снатриевым
теплоносителем SFR
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
468
2.11. Проекты реакторных установокSFR поколения IV
4S Super-safe, small
andsimple
Toshiba Energy
Systems & Solutions
Corp.
Натрий Детальный
проект
Япония SFR
ASTRID Advanced Sodium
Technological Reactor
forIndustrial Demonstration
CEA Натрий Проект Франция SFR
БН-1200 Быстрый натриевый-1200
МВт
АО «ОКБМ
Африкантов»
Натрий Проект Россия SFR
CFR-600 China Fast Reactor 600 China Institute
ofAtomic Energy
Натрий Концепт. проект Китай SFR
FBR-1 & 2 Fast Breeder Reactors 1 & 2 IGCAR Натрий Проект Индия SFR
JSFR Japan Sodium-cooled Fast
Reactor
JAEA Натрий Проект Япония SFR
МБИР Многозадачный быстрый
исследовательский реактор
НИКИЭТ Натрий Сооружение Россия SFR
PGSFR Prototype Gen-IV Sodium-
cooled Fast Reactor
KAERI Натрий Концепт. проект Республика
Корея
SFR
PRISM Power Reactor Innovative
Small Reactor
GE-Hitachi Натрий Проект США SFR
TWR-P Travelling Wave Reactor-
Prototype
TerraPower Натрий Проект США SFR
П2.5. Реактор набыстрых нейтронах снатриевым теплоносителемSFR
469
сийскими разработчиками (ОКБМ Африкантов в сотрудничестве
с ОКБ ГИДРОПРЕСС, НИКИЭТ и Курчатовским институтом).
В разной степени готовности в мире находятся несколько строящих-
ся SFR:
• прототип реактора на быстрых нейтронах (PFBR) — реактор на бы-
стрых нейтронах с натриевым охлаждением мощностью 500 МВт.
4 марта 2024 года завершено строительство в Коккиламеду, недалеко
от Калпаккама, в штате Тамилнад, Индия, Центр атомных исследо-
ваний имени Индиры Ганди (IGCAR). 31 июля 2024 года Совет по
регулированию атомной энергетики (AERB) Индии одобрил загрузку
ядерного топлива и запуск цепной реакции. Ожидается, что реактор
будет введен в эксплуатацию к концу 2025 года;
• пилотный проект реакторов CFR-600 (мощность реактора 642 МВт
электрических) — ядерный реактор на быстрых нейтронах с на-
триевым охлаждением, строятся два блока в уезде Сяпу, провинция
Фуцзянь, Китай, на острове Чанбяо. Это демонстрационный про-
ект поколения IV от Китайской национальной ядерной корпорации
(CNNC). Строительство началось в конце 2017 года. Ожидается, что
эти реакторы будут подключены к электросети в 2026 году. Топливо
поставляет АО «ТВЭЛ» (дочерняя компания ГК «Росатом») в соответ-
ствии с соглашением, подписанным в 2019 году.
Некоторые проекты SFR не получили дальнейшего развития. Например,
французско-японский проект SFR ASTRID, который возглавлялся фран-
цузским CEA, включал в себя EDF и Areva, Toshiba и др. и был поддержан
французским государственным кредитом в размере 651 миллиона евро.
Программа ASTRID SFR была основана на 45-летнем опыте эксплуатации
реакторов во Франции, реактор должен был иметь мощность от 400 до 600
МВт. Ожидалось, что он будет построен в Маркуле, Франция, и в 2025 году
блок будет подключен к сети. Проект был отменен в 2019 году.
Евратом, Китай, Франция, Япония, Корея и США подписали систем-
ные договоренности для SFR в рамках рамочного соглашения, а в 2011 году
к ним присоединилась Россия. В систему проектов SFR входит несколько
проектных направлений:
• безопасность и управление;
• усовершенствование топлива;
• международная демонстрация глобального цикла актинидов (GACID);
• проектирование компонентов и балансировка мощности установки;
• системная интеграция и оценка.
Основными направлениями исследований по данному направлению ре-
акторов, по мнению Академии наук Китая, являются топливо и передовые
варианты переработки отработавшего ядерного топлива.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)