Харитонов Енергетика

•пренебрежимо малым эффектом реактивности химически инертного гелия, не способного стать радиоактивным в процессе работы реактора;

•медленной реакцией графитовой структуры активной зоны с большой теплоемкостью на тепловые воздействия и стабильностью прочностных свойств графита при высоких температурах;

•кольцевой конфигурацией активной зоны с низкой плотностью тепловыделения.

Благодаря хорошему удержанию продуктов деления в топливных микросферах удается увеличить глубину выгорания топлива до 80 –

120 МВт сут./кг U, т.е. в двое-трое больше по сравнению с легководными реакторами, что улучшает экономичность ВТГР.

В 2000 г. в ЮАР была создана международная компания PBMR (Pty) Ltd для строительства и эксплуатации многоблочной АЭС с модульными ВТГР типа PBMR при следующих экономических показателях (на 2004 год):

1. Стоимость строительства АЭС – не выше 1500 дол./кВт(э).

2. Срок строительства демонстрационной установки – 30 –

34 месяца, коммерческих энергоблоков – 24 месяца.

3. Топливные и эксплуатационные затраты – 0,9 цент/кВт·ч. Коммерческая стратегия развития АЭС с модульными ВТГР

предполагает строительство АЭС с двумя, четырьмя или восемью энергоблоками по 165 МВт(э) каждый. Фирма ESKOM планирует строительство 10 энергоблоков PBMR в год для энергосетей ЮАР и 20 энергоблоков в год на экспорт, т.е. в пределах ЮАР планируется строить 1,5 ГВт(э) в год таких реакторов и довести полную мощность ядерной энергетики ЮАР до 41 ГВт(э). Предполагается, что энергоблоки PBMR будут конкурентоспособны с угольными ТЭС и постепенно заменят их.

Реактор GT-MHR (США, Россия). Проект газотурбинного модульного реактора с гелиевым теплоносителем GT-MHR (Gas Turbine – Modular Helium Reactor) соединяет в себе технологию высокотемпературных газовых реакторов с циклом Брайтона для преобразования тепловой энергии в электрическую, а также технологию производства высокотемпературного тепла (на уровне 850 оС и выше) для получения водорода в реакциях высокотемпературного электролиза или термохимического разложения воды.

В середине 1990-х годов концепция GT-MHR стала предметом совместных исследований национальных лабораторий США и ведущих НИИ Российской Федерации. Предполагалось, что GT-MHR может быть использован для эффективного сжигания избыточного оружейного плутония и коммерческого производства электроэнергии. Рассматривается также использование низкотемпературного (сбросного) тепла для опреснения морской воды и коммунального теплоснабжения.

Модульная структура АЭС с реактором GT-MHR единичной электрической мощностью энергоблока 268 МВт позволяет, например, в составе четырех модулей с суммарной электрической мощностью 1145 МВт удовлетворить энергетические потребности крупных промышленных предприятий и повысить экономическую конкурентоспособность модульных ВТГР.

Проект GT-MHR и АЭС «Fort St.Vrain» (США) имеют многие общие черты, например, призматические ТВС в активной зоне и отражателе. Однако проект GT-MHR имеет существенные отличия: стальной корпус реактора вместо предварительно напряженного железобетона, пассивные механизмы теплоотвода вместо активных, прямой газотурбинный цикл вместо парового в системе преобразования энергии.

Энергоблок с реактором GT-MHR применяет газовую турбину, электрогенератор и газовые компрессоры, размещенные на едином, вертикально ориентированном валу (длина – 29 м) с магнитными подшипниками. Термический КПД прямого газотурбинного цикла Брайтона в этом случае достигает 50 %.

Активная зона имеет кольцевую конфигурацию с низкой плотностью тепловыделения ( 6,5 Вт/см3), и заключена в стальной корпус реактора, окруженный реакторной полостью с естественной циркуляцией воздуха. Пассивные механизмы теплопереноса (теплопроводность активной зоны, тепловое излучение стального корпуса реактора и теплопроводность стенок от полости реактора к окружающей земле) способны удержать температуру топлива в допустимых пределах в любой аварийной ситуации. В случае возникновения максимальной проектной аварии температура топлива не превысит заданный предел (1600 оС). Активная зона набрана из вертикальных графитовых топливных сборок, каждая из которых содержит 10 ТВС, установленных друг над другом вдоль верти-

кальной оси. Эти ТВС длиной 792 мм имеют призматическую форму с гексагональным поперечным сечением с размером «под ключ» 361 мм. В ТВС имеется 102 канала (сквозных отверстий) диаметром 15 мм для прохода гелия и 210 заглушенных с обоих концов отверстий для размещения микротвэлов.

В ТВС используются два типа топливных микрочастиц: делящиеся микрочастицы с обогащением 19,8 % по 235U и воспроизводящие микрочастицы с природным ураном. Варьирование пропорции между количеством делящихся и воспроизводящих микрочастиц используется для изменения вариантов загрузки и для выравнивания поля тепловыделения в процессе выгорания. Введение тория в состав воспроизводящих микрочастиц и их переработка после удаления из реактора позволит организовать рецикл накопленного 233U в делящихся микрочастицах и тем самым сократить объем работ по изотопному обогащению урана.

Перегрузка топлива производится на остановленном реакторе.

5.2.6. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Инженерно-физические основы реакторов на быстрых ней-

тронах. Как отмечено в гл. 2, основоположники идей о быстрых реакторах Э. Ферми и А.И. Лейпунский основную цель использования ядерной энергии в мирных целях видели в овладении ресурсами ядерного топлива на основе воспроизводства. Они впервые показали, что избыток нейтронов (ν – 1) в расчёте на сгоревшее ядро урана или плутония служит фундаментальной физической предпосылкой воспроизводства и даже бридинга (размножения) ядерного топлива и увеличения эффективности его использования, а также решения проблем безопасности, радиоактивных отходов, нераспространения ядерного оружия и связанной с этими процессами экономики.

Однако первоначальная стратегия развития ядерной энергетики, основанная на идеях Э. Ферми и А.И. Лейпунского, – стратегия быстрого роста энергетики на быстрых нейтронах, не была осуществлена ни в одной стране. Тем не менее, реакторы-размножители (бридеры) на быстрых нейтронах (сокращенно РБН) – это основа долгосрочного развития ядерной энергетики. Россия занимает ли-

дирующие позиции в этой инновационной реакторной технологии

[5.1] – [5.3], [5.6], [5.8], [5.9], [5.17], [5.39].

Принципиальные различия между реакторами на тепловых и быстрых нейтронах прежде всего связаны с тем, что если в первых реакторах замедляющий нейтроны материал специально вводится в

активную зону, то во вторых – количество замедляющего материала сводится к минимуму. Поэтому энергетический спектр нейтронов в быстрых реакторах сильно отличается от спектра нейтронов в тепловых реакторах. Средняя энергия нейтронов, вызывающих деления тяжелых ядер в тепловых реакторах, составляет примерно 0,03 эВ, тогда как в РБН – сотни килоэлектронвольт (кэВ). В этой области энергий уран-238 эффективно захватывает нейтроны с образованием нового топлива плутония-239 (или урана-233 из то-

рия-232).

Мерой эффективности реакторов на быстрых нейтронах в наработке делящихся материалов служит время удвоения Т2, которое определяется как время, необходимое для производства избыточного топлива, достаточного для первой загрузки другого такого же реактора. Чем меньше период удвоения, тем быстрее будет развиваться ядерная энергетика на искусственном топливе (плутонии). Величина Т2 определяется выражением

где G – удельная загрузка плутония в реактор и внешний топливный цикл, т Pu/ГВт, R – годовое избыточное производство плутония, т Pu/(ГВт·год) или, иначе, скорость производства избыточного плутония, пропорциональная избыточному коэффициенту его воспроизводства (КВ – 1). Напомним, что коэффициентом воспроизводства КВ называют отношение числа вновь образовавшихся делящихся нуклидов к числу выгоревших делящихся нуклидов. Теоретически возможна величина КВ ≈ 2, однако на построенных РБН величина КВ не превышала 1,3.

Согласно выражению (5.20), чтобы достигнуть малого времени удвоения, удельная мощность (т.е. тепловая мощность реактора, отнесенная к единице массы делящегося топлива, что пропорционально R/G) должна быть большой. Это также необходимо с точки зрения минимизации загрузки высокообогащенного топлива, по-

скольку из-за низкого сечения деления в быстром спектре нейтронов (в 200 – 300 раз меньше, чем в тепловых реакторах) делящееся топливо должно иметь высокую концентрацию – до 20 % 239Pu в смеси 239Pu и 238U. Типичное топливо РБН содержит 20 % PuO2 и 80 % UO2. Экономически оправданная плотность энерговыделения в активной зоне РБН составляет около 500 МВт/м3, т.е. примерно в 50 раз больше, чем в РБМК и CANDU и в 5 раз больше, чем в PWR.

Для охлаждения столь энергонапряженной активной зоны необходимо обеспечить высокий удельный теплоотвод, что достигается распределением топлива в тонких твэлах (диаметром около 5 – 6 мм) для увеличения поверхности теплообмена и использованием радиационно стойких теплоносителей с хорошими теплофизическими характеристиками и слабыми замедляющими свойствами. Наиболее подходящими теплоносителями для РБН оказались жидкие металлы – натрий, эвтектика натрий-калий, эвтектика свинецвисмут и свинец (табл. 5.8), а также, возможно, газообразный гелий под высоким давлением.

Таблица 5.8

Характеристики теплоносителей реакторов на быстрых нейтронах (при температуре около 700 К) [5.17]

В энергетических РБН, построенных в СССР, США, Франции, Японии и Великобритании, теплоносителем служил натрий. Натрий обладает наилучшими теплофизическими свойствами и может работать при высоких температурах (температура кипения 881 оС), что важно для достижения высоких КПД паротурбинного цикла.

Однако использование натриевого теплоносителя связано с рядом технических сложностей:

1) в теплоносителе накапливается радиоактивный 2411 Na , излу-

чающий γ-кванты с периодом полураспада 15 ч, что затрудняет профилактические ремонтные работы;

2)натрий взрывообразно взаимодействует с водой и кислородом, если они вступают с ним в контакт, например, при разрушении парогенератора;

3)коррозионная активность натрия требует применения для оболочек твэлов и материалов контуров аустенитных нержавеющих сталей;

4)поскольку в отличие от воды и гелия натрий непрозрачен, работы по перегрузке топлива или по замене реакторного оборудования производятся вслепую.

В силу факторов, приведенных в пп. 1 и 2, в систему преобразования энергии вводится промежуточный – буферный контур с натрием между первым (реакторным) и паросиловым контуром. Этот промежуточный контур предотвращает распространение взрывных реакций в активную зону реактора и предохраняет персонал станций

иоборудование паротурбинного контура от радиоактивного натрия первого контура. Трехконтурная система преобразования энергии существенно повышает капитальные затраты на строительство РБН. Реакторы-размножители оказались примерно вдвое дороже легководных реакторов за счет мер безопасности, принятых при работе со щелочными жидкометаллическими теплоносителями.

Следствием быстрого спектра нейтронов в РБН является меньшая потеря реактивности при выгорании топлива, а в больших реакторах наблюдается даже рост реактивности в связи с наработкой плутония. На смешанном уран-плутониевом топливе достигнута большая глубина выгорания – свыше 100 ГВт сут./т (соответствует 10 % тяжелых атомов и доказана возможность выгорания до 20 %), что в несколько раз больше, чем в PWR.

Небольшие сечения деления урана и плутония в РБН (менее

2,5 б) обусловливают высокий поток нейтронов до 1016 нейтр./(см2·с), что на два порядка больше, чем в тепловых реакторах. За срок службы твэла интегральный поток быстрых нейтронов (флюенс) превышает 1023 нейтр./см2. Это означает, что каж-

дый атом веществ топлива и оболочки выбивается из своего положения в кристаллической решетке десятки раз, что ведет в итоге к качественно новым явлениям – радиационной ползучести и распуханию, учет которых необходим при конструировании реактора.

ВРБН сравнительно велика утечка нейтронов из активной зоны вследствие малых сечений поглощения в быстром спектре. Поэтому активную зону окружают отражателем нейтронов толщиной до 1 – 2 м. Материалы с низким массовым числом здесь, в отличие от тепловых реакторов, применять нельзя, чтобы не смягчать спектр нейтронов. Поэтому в качестве отражателя используют уран-238, который кроме отражения нейтронов в активную зону обеспечивает накопление плутония. Урановая область, окружающая активную зону (и состоящая обычно из двуокиси природного или отвального урана), называется зоной воспроизводства или экраном. Поскольку

взоне воспроизводства происходит заметное энерговыделение, то часть потока теплоносителя должна быть направлена в эту зону для ее охлаждения.

ВРБН отсутствует ксеноновое (йодное) отравление и на порядок по сравнению с легководными реакторами снижен запас реактивности, что существенно упрощает систему и процедуру регулирования реактора. Из-за отсутствия замедлителя среднее время жизни мгновенных нейтронов в РБН много меньше, чем в тепловых реакторах, и составляет 10-5 – 10-7 с, что может привести к быстрому разгону реактора при увеличении реактивности.

Стоимость РБН примерно в 2 раза больше стоимости легководных реакторов. Это объясняется консервативностью технических решений, обеспечивающих защиту от химической активности теплоносителя, и изготовлением единичных экземпляров. В целях достижения конкурентоспособности с легководными энергетическими реакторами конструкторы РБН стараются уменьшить материалоемкость реакторной установки вместе с парогенераторами до 3 т/МВт(эл), а удельные объемы реакторного отделения, парогенераторов и машзала до 700 м3/МВт(эл).

Реактор БН-600. Реактор БН-600 электрической мощностью 600 МВт и тепловой – 1480 МВт с натриевым теплоносителем успешно работает на Белоярской АЭС с 1980 г. Реактор выполнен в интегральной (баковой) компоновке (рис. 5.18). Активная зона, три насоса первого контура, шесть промежуточных теплообменников

Na-Na, биологическая защита и хранилище отработанных ТВС размещены в одном корпусе. Стальной корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней частью, в которой имеются 9 отверстий для установки насосов и теплообменников. Компенсация теплового расширения элементов конструкции достигается специальными сильфонами. Корпус реактора заключен в защитный кожух. Пространство между ними используется для разогрева корпуса газом перед заполнением его натрием. Внутрикорпусная нейтронная защита состоит из цилиндрических стальных экранов, болванок и труб с графитовым заполнителем. Все газовые полости над уровнем натрия заполнены аргоном под давлением 1,4 атм.

Теплоноситель первого контура движется внутри корпуса реактора по трем параллельным петлям, каждая из которых включает в себя два теплообменника и циркуляционный насос погружного типа с двусторонним всасыванием и обратным клапаном (см.

рис. 2.16 и 5.18).

Натрий, движущийся через активную зону с расходом 6000 кг/с, нагревается с 377 до 550 оС и отдает тепло в шести промежуточных теплообменниках натрию второго контура, температура которого изменяется с 322 оС на входе в теплообменники до 520 оС на выходе из них. Расход натрия первого контура через теплообменник 1100 кг/с, расход натрия второго контура 1010 кг/с. Передача тепла от натрия второго контура к воде паротурбинного цикла (третьего контура) осуществляется по трем автономным петлям. Три парогенератора обеспечивают паром три турбогенератора мощностью по 200 МВт каждый. Давление пара перед турбиной 14 МПа и температура 505 оС. КПД цикла около 40 %.

Активная зона несколько уплощена (диаметр 2 м, высота 0,75 м), чтобы избежать нагрева оболочек твэлов выше 710 оС при высокой энергонапряженности активной зоны. Активная зона и зона воспроизводства толщиной 0,4 м набраны из шестигранных кассет (ТВС) с размером под ключ 96 мм и с шагом 98 мм. Активная зона состоит из 370 кассет с ядерным топливом, 26 стержней системы СУЗ, поглощающий материал которых тантал или оксид европия и карбид бора с 80 %-ным содержанием 10В, и одной кассеты с фотонейтронным источником контроля мощности. Каждая кассета активной зоны содержит по 127 твэлов, расположенных по

треугольной решетке с шагом 7,95 мм. Диаметр твэлов 6,9 мм, толщина оболочки 0,4 мм. Топливо – диоксид урана с обогащением 21 и 33 %. Дистанционирование твэлов осуществляется проволокой, навиваемой на оболочку твэла.

На основе опыта строительства и эксплуатации реактора БН-600 разработаны проекты типовых реакторов со смешанным уранплутониевым топливом БН-800 и БН-1600. Первый из них сооружается на площадке Белоярской АЭС (рис. 5.19).

Реализация принципов естественной безопасности в проекте быстрого реактора БРЕСТ. Фундаментальный недостаток натрия как теплоносителя существующих РБН – его бурное химическое взаимодействие (горение) с кислородом и водой. Для предотвращения этого применяют трехконтурные схемы охлаждения, страховочные корпуса, сложные системы диагностики протечек натрия и пожаротушения и т.п., что ведет к высокой стоимости электроэнергии, вырабатываемой на натриевых РБН. Кроме того, в работах [5.37], [5.41] показано, что за последние два десятилетия темпы роста мировой энергетики резко снизились, и плутония, накопившегося и накапливающегося в отработавшем топливе тепловых реакторов, вполне достаточно для запуска необходимого количества АЭС с быстрыми реакторами, в которых можно отказаться от коротких времен удвоения и, соответственно, от больших КВ, т.е. отказаться от осуществления бридинга (расширенного воспроизводства). Увеличение ресурсов топлива почти в 100 раз, а также утилизация отработавшего ядерного топлива, накопленного на первом этапе развития ядерной энергетики, возможны в РБН с КВ ≈ 1.

Принципы естественной безопасности и конкурентоспособности были реализованы в новом проекте быстрого реактора с мононитридным уран-плутониевым топливом, охлаждаемого свинцом и получившего название БРЕСТ (Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности) [5.37], [5.41]. Реактор БРЕСТ-300 – демонстрационный (рис. 5.20), реактор БРЕСТ-1200 – промышленный (рис. 5.21). Генеральный конструктор и научный руководитель проекта – НИКИЭТ. Новый уровень безопасности достигается за счёт избытка и спектра нейтронов в быстром реакторе вместе с физико-химическими свойствами топлива и теплоносителя, выбранных для БРЕСТ.

БРЕСТ-300 разрабатывался на тепловую мощность 700 МВт с двухконтурной схемой отвода тепла, глубоким выгоранием топли-

ва до 10 % за ограниченную кампанию 5 лет, с околокритическими параметрами пара перед турбиной (давление более 220 атм, температура – более 500 оС) и высоким КПД-нетто 43 %.

Свинец как теплоноситель не вступает во взаимодействие с водой и воздухом, не горит, радиационно стоек и слабо активируем, имеет высокую температуру плавления (600 К = 327 оС), низкую массовую теплоемкость и ограниченную скорость циркуляции. Температура свинца на входе в активную зону 690 К и выходе 810 К (т.е. подогрев свинца в активной зоне 120 К) обеспечивает запас до температуры замерзания свинца и приемлемые условия работы оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов), корпусов реактора, парогенераторов и насосов. Свинец, нагретый в активной зоне, передает тепло в теплообменнике-парогенераторе воде второго контура. Температура воды на входе в теплообменник 610 К (337 оС), на выходе – температура пара 793 К (= 520 оС).

Активная зона собрана из бесчехловых тепловыделяющих сборок (ТВС), имеющих в сечении квадратную форму с размером под ключ 148,4 мм. Решетка ТВС включает 121 квадратную ячейку с шагом 149,6 мм. Шаг твэлов в ТВС – 13,6 мм, диаметр твэлов 9,1 – 10,4 мм. В твэлах используется ядерное топливо из мононитрида урана и плутония UN + PuN вместо традиционного топлива из двуокиси урана UO2, обладающего меньшей теплопроводностью и плотностью по сравнению с нитридным.

Активная зона со всех сторон окружена свинцовым отражателем нейтронов, исключающим производство плутония оружейного качества. Коэффициент воспроизводства топлива в активной зоне около 1. Поскольку при КВ ≈ 1 в реакторе выгорает только уран238, то регенерация топлива упрощается и заключается лишь в отделении от него продуктов деления и замещении их на эквивалентное количество урана-238. Все актиноиды возвращаются в реактор в составе основного топлива для дожигания и трансмутации. Режим естественной безопасности достигается отрицательными значениями так называемых коэффициентов реактивности, исключающими саморазгон реактора.

Реактор имеет полуинтегральную конструкцию первого контура. Активная зона и все основное оборудование свинцового контура размещено в металлическом корпусе высотой 19 м. В нижней части диаметр корпуса 5,5 м, толщина стенки 70 мм. Сверху корпус