Раздел 2. Быстрые реакторы с теплоносителем на основе свинца.

Реактор РБЕЦ.

Поиск безопасного и экономичного быстрого реактора-бридера – одна из важнейших задач при разработке и оптимизации структуры будущей крупномасштабной ядерной энергетики.

В начале 80-х годов в качестве шага к повышению безопасности БР, РНЦ "Курчатовский институт" разработал концепцию активной зоны для быстрого натриевого реактора с расширенным воспроизводством ядерного топлива и с рядом модификаций, включая:

•широкую решетку твэл;

•тепловыделяющие сборки (ТВС) без чехла;

•низкое гидравлическое сопротивление активной зоны;

•низкий подогрев теплоносителя (100-150°С);

•гетерогенную компоновку U-Pu активной зоны с коэффициентом воспроизводства

(КВА) близким к 1 и др.

ТВС с внутрикассетной гетерогенностью (ВКГ), сохраняет мощность по кампании за счет перераспределения энерговыделения от топливных элементов к воспроизводящим элементам. Рассматривались варианты с большой и средней мощностью, принудительной и естественной циркуляцией теплоносителя. Были получены лучшие параметры нейтронного баланса и безопасности по сравнению с традиционными быстрыми натриевыми реакторами.

В то же самое время, недостатки натрия стимулировали поиск новых теплоносителей, которые позволили бы в большей степени реализовать позитивные качества быстрых реакторовразмножителей, а также приблизить их размещение к потребителю для использования не только электричества, но и тепла, производимого АЭС. Ряд научно-исследовательских работ проводился и ведется в "Курчатовском институте" в этом направлении для БР, охлаждаемых пароводяной смесью, гелием, жидкими солями и сплавами свинца. Последнее направление в настоящее время рассматривается как одно из перспективных и многообещающих. Наиболее отработанным сплавом свинца является теплоноситель Pb-Bi.

Свинцово-висмутовый теплоноситель был выбран в качестве теплоносителя для реакторов, установленных на восьми атомных подводных лодках ВМФ бывшего СССР. Таким образом, Россия приобрела большой и уникальный практический опыт эксплуатации малых реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем. Кроме того, два полномасштабных стенда были построены и эксплуатировались в ФЭИ (Обнинск) и НИТИ (Сосновый Бор). Петля Pb-Bi испытывалась на реакторе МР в "Курчатовском институте". Полное время эксплуатации этих реакторов и установок – около 80 реакторо-лет.

Концепция свинцово-висмутового быстрого реактора-бридера является синтезом, с одной стороны, более чем 40-летнего опыта разработки и эксплуатации быстрых натриевых энергетических реакторов и реакторов с теплоносителем Pb-Bi для подводных лодок, и, с другой стороны, большого объема НИР по разработке концепции активной зоны модернизированного быстрого натриевого реактора.

Основными проблемами, требующими решения для такого реактора, являются высокая коррозионная и эрозионная активность теплоносителей на основе свинца по отношению к конструкционным материалам, а также высокий удельный вес, затрудняющий надежное дистанционирование твэл, обеспечение сейсмической устойчивости АЭС и ограничивающий скорость теплоносителя.

Для практического решения проблемы коррозии был выбран способ управления содержанием кислорода в теплоносителе для создания на поверхности конструкционных материалов защитного оксидного слоя Fe3O4. Концентрация кислорода в теплоносителе должна поддерживаться в довольно узком интервале для того, чтобы одновременно не допустить диссоциации защитной окисной пленки на оболочках твэл и предотвратить блокировку холодных каналов выпадающими в осадок окислами.

Минимизация запаса реактивности на выгорание в течение всей кампании была выбрана как одна из принципиальных характеристик перспективных БР, которая значительно повышает безопасность реактора. Выгорание и воспроизводство топлива в активной зоне сбалансировано, т.е. коэффициент воспроизводства в активной зоне (КВА) близок к 1 и, таким образом, минимизируется положительная реактивность, которая может быть несанкционированно введена в активную зону. Малый запас реактивности на выгорание топлива позволяет минимизировать вес системы управления реактивностью и, таким образом, выровнять поля энерговыделения и температуры в активной зоне по кампании по сравнению с традиционным натриевым БР.

Снижение удельной энергонапряженности активной зоны – другая важная черта перспективных БР, которая вытекает из отказа от требования минимизации времени удвоения плутония в быстрых реакторах. Удельная энергонапряженность активной зоны перспективных БР с тяжелометаллическим теплоносителем выбирается значительно ниже по сравнению с традиционными натриевыми реакторами (0,09 MВт/л вместо 0,43 МВт/л). Соответствующее уменьшение энергии, запасенной в топливе, приводит к принципиальному повышению безопасности, позволяющему значительно понизить максимальные температуры топлива и оболочки в нормальных и аварийных режимах. Данная модификация позволяет улучшить параметры эксплуатации и безопасности путем увеличения отношения шага решетки к диаметру твэлов без ухудшения характеристик воспроизводства по отношению к традиционным натриевым БР. Например, переход в РБЕЦ на более широкую решетку по сравнению с традиционной тесной решеткой натриевого БР приводит к улучшению пустотного, плотностного, температурного и мощностного эффектов реактивности, к уменьшению запасенной в топливе энергии и понижению температуры в активной зоне, уменьшению скорости и подогрева теплоносителя в активной зоне, к более равномерному распределению нейтронного потока и поля температур с активной зоне, к более высокому уровню естественной циркуляции и т.д.

Коррозионностойкая хромо-кремниевая сталь ферритно-мартенситного класса для топливных оболочек в комбинации с системой контроля и поддержания концентрации кислорода в теплоносителе первого контура принята в БР с тяжелометаллическим теплоносителем в качестве основного решения проблемы коррозии.

Большое отношение шага решетки к диаметру твэл (1,70 против 1,16 в БН-350) обеспечивает:

•большую площадь проходного сечения для потока теплоносителя;

•малое гидравлическое сопротивление активной зоны (около 0,1 МПа), что важно для уменьшения мощности насосов для прокачки тяжелого теплоносителя на основе свинца;

•высокий уровень естественной циркуляции, что важно для отвода остаточного энерговыделения в условиях отключения главных циркуляционных насосов;

•низкую скорость теплоносителя в активной зоне (около 2 м/с против 8 м/с в БН-350), что важно для уменьшения коррозионного и эрозионного воздействия теплоносителя на основе свинца;

•низкий подогрев теплоносителя в активной зоне (100°C против 200°C в БН-350). Бесчехловые топливные сборки позволяют уменьшить долю конструкционных материалов в активной зоне (9% против 22% в БН-350) и, таким образом, улучшить нейтронный баланс, параметры воспроизводства и уменьшить пустотный эффект. Перегрев оболочек в случае локального перекрытия проходного сечения ТВС исключается благодаря поперечным перетечкам в активной зоне, которые, кроме того, стабилизируют и выравнивают распределение температур в активной зоне.

Внутрикассетная гетерогенность с применением традиционного МОХ топлива и воспроизводящих элементов из UC или UN предлагается в некоторых проектах, например в РБЕЦ, для достижения полного воспроизводства Pu в активной зоне, т.е. КВА близкого к 1, и для минимизации запаса реактивности на выгорание. В этом случае, имея все преимущества реакторов с плотным топливом в активной зоне, на начальном этапе внедрения перспективного топлива отпадает необходимость в большой научно-исследовательской работе по изучению поведения смешанного карбидного или нитридного топлива в условиях больших линейных нагрузок и высоких выгораний.

Проведенный анализ оценок риска ядерного распространения позволяет утверждать, что в ближайшие десятилетия максимальный риск скрытого изготовления ядерных боеприпасов (вследствие ,более высокой доступности и низкой возможности контроля) возможен в тех случаях, когда потенциальный террорист будет ориентироваться на использование в качестве исходного материала низкообогащенного урана.

Концепция многокомпонентной ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах, покрывающими потребности реакторов остальных типов в подпитке плутонием или 233U за счет их наработки в воспроизводящих экранах выглядит достаточно привлекательно с точки зрения режима нераспространения. В этом случае нет необходимости расширять добычу урана и его обогащение, то есть те элементы ядерного топливного цикла, которые привносят в проблему нераспространения наибольший риск.

Впроекте РУ РБЕЦ мощностью 900 МВт(т), 340 МВт(э), выполненном ОКБ Гидропресс, РНЦ “Курчатовский институт” и ФЭИ, реализована трехконтурная схема охлаждения. Конструкция и теплогидравлические параметры РБЕЦ основываются, насколько это возможно, на проверенных в реакторах БН технических решениях и соответствуют имеющемуся опыту по топливу,

конструкционным материалам и технологии жидкометаллического теплоносителя. Основные технологические процессы изготовления оборудования установки были выбраны преимущественно на основе ранее разработанных технологий ядерной энергетики.

При разработке РБЕЦ рассматривалась также двухконтурная схема охлаждения, в качестве теплоносителя первого контура кроме Pb-Bi рассматривался дополнительно вариант со свинцом и Pb-Mg, который имеет температуру плавления ниже, чем Pb.

РБЕЦ состоит из следующих основных систем (рисунок 1):

•система первого контура, конструкционно выполненная в виде моноблока;

•система второго (промежуточного) контура;

•система паротурбинного контура;

•система аварийного воздушного охлаждения;

•система перегрузки;

•система газового разогрева или аварийного охлаждения корпуса моноблока;

•система электрического подогрева промежуточного контура;

•системы заполнения и дренирования первого и промежуточного контуров;

•система контроля герметичности оболочек твэл;

•системы технологии теплоносителя первого и промежуточного контуров;

•системы управления и защиты, автоматического регулирования и др.

Рис. 1 Общий вид реактора РБЕЦ

Конструкция основного оборудования установки разработана исходя из следующих основных

положений:

•габаритные характеристики основного оборудования, в частности корпуса и других составных частей моноблока, ограничены пределами, которые позволяют изготовить это оборудование в заводских условиях и транспортировать к месту монтажа железнодорожным транспортом, водным или автотранспортом;

•теплогидравлические параметры установки приняты, исходя из возможности решить проблемы технологии теплоносителя и коррозионной стойкости конструкционных материалов на базе имеющегося опыта освоения тяжелых теплоносителей;

•сейсмостойкость установки обеспечена до сейсмических воздействий в 8 баллов по шкале МSК-64.

Установка помещается в герметичную железобетонную защитную оболочку, которая может быть частично или полностью углублена в землю для повышения сейсмоустойчивости оборудования и для создания наиболее оптимальных условий для локализации и исключения последствий гипотетических аварий. На основе оценки сейсмоустойчивости корпуса моноблока, в данном проекте принята глубина погружения защитной оболочки, соответствующая “нулевому” уровню опорных конструкций моноблока.

Таблица 1. Основные характеристики установки РБЕЦ

В активной зоне РБЕЦ используется внутрикассетная гетерогенность: гексагональная бесчехловая ТВС содержит 78 топливных элемента из смешанного уран-плутониевого оксидного топлива и 42 воспроизводящих элемента из карбида обедненного урана, установленных с шагом 15,3 мм (рис. 2). В холодном состоянии размер под ключ ТВС составляет 176 мм.

топливный элемент воспроизводящий элемент

центральные трубы

поглощяющий стержень

Рис 2. ТВС реактора РБЕЦ

Активная зона реактора РБЕЦ (рис. 3) состоит из 253 гексагональных бесчехловых ТВС. Для радиального профилирования поля энерговыделения в топливных элементах используется два вида MOX топлива с различным содержанием плутония. Центральная зона низкого содержания (ЗНС) состоит из 121 ТВС с 28,5%-ым содержанием плутония в топливных твэл. Зона высокого содержания (ЗВС) состоит из 132 ТВС с 37,1%-ым содержанием плутония в топливных твэл. Активная зона окружена 126 сборками бокового экрана с воспроизводящими твэл из карбида обедненного урана. 192 сборки нейтронного отражателя установлены вокруг активной зоны.

Зона низкого содержания Pu (ЗНС)

Зона высокого содержания Pu (ЗВС)

Боковой экран Нейтронный отражатель

Рис. 3. Активная зона РБЕЦ.

Топливная таблетка с центральным отверстием диаметром 1,2 мм и с внешним диаметром 7,9 мм состоит из смешанного уран-плутониевого окисного топлива с плотностью 9,03 г/см3.

Оболочка твэл изготовляется из стали ЭП-823 (12%Cr-Si). Внешний диаметр оболочки – 9,0 мм, толщина – 0,45 мм. Высота активной части твэл выбрана равной 1500 мм для достижения значения КВА, близкого к единице. Верхний и нижний экраны имеют высоту 350 мм каждый и состоят из таблеток низкообогащенного диоксида урана с плотностью 9,5 г/см3. Таким образом, по высоте твэл состоит из 350 мм нижнего экрана, 1500 мм MOX топлива и 350 мм верхнего экрана.

Таблетка из карбида низкообогащенного урана с плотностью 12,4 г/см3 имеет внешний диаметр 10,7 мм. Внутреннее отверстие отсутствует. Оболочка изготовляется из той же стали, что и оболочка топливных твэл и имеет внешний диаметр 11 мм и толщину 0,45 мм. Высота столба воспроизводящих таблеток равняется 2200 мм.

В 144 центральных ТВС внутренние трубы используются также в качестве направляющих гильз для поглощающих стержней активного и пассивного типов. Таблетки из карбида бора, B4C, с плотностью 2,1 г/см3 и с 80%-м обогащением по 10B и имеют внешний диаметр 20 мм и отверстие с диаметром 14 мм. Поглощающие элементы (ПЭЛ) выполнены в виде кольца для снижения эффекта блокировки. Оболочка, изготовленная из той же стали, что и для твэл, имеет внешний диаметр 23 мм и толщину 0,5 мм. Высота столба поглощающих таблеток равна 1500 мм.

Основные конструкционные характеристики реактора РБЕЦ приведены в таблице 2. Геометрические данные соответствуют холодному состоянию (T=20°C).

Таблица 2. Конструкционные характеристики активной зоны реактора РБЕЦ

Наличие промежуточного контура в установке РБЕЦ позволяет исключить следующие аварийные ситуации:

1)возможность попадания пара или воды в активную зону при аварийной межконтурной течи в парогенераторе, что может сопровождаться недопустимым изменением реактивности, энерговыделения и теплоотдачи в активной зоне;

2)возможность переопрессовки первого контура при аварийной межконтурной течи в парогенераторе, а также повреждения в этом случае внутрикорпусных устройств реактора в результате гидравлических ударов, которые могут сопровождать быстрое испарение воды в жидкометаллическом теплоносителе;

3)возможность замораживания теплоносителя первого контура в парогенераторе, например, при разрыве парового коллектора и интенсификации теплообмена между первым и паротурбинным контуром. Ситуация с замораживанием теплоносителя в реакторе РБЕЦ возможна только в парогенераторе второго контура, таким образом, циркуляция теплоносителя первого контура (принудительная и естественная) сохраняется и отвод остаточного тепловыделения от первого контура может быть организован через каналы аварийного расхолаживания. В частности, в реакторе РБЕЦ теплоотвод от первого контура при замерзании парогенераторов организуется через промежуточные теплообменники к теплоносителю в незамерзающих (прилегающих к

промежуточным теплообменникам) участках трубопроводов второго контура и затем, через теплообменники аварийного воздушного охлаждения, - к атмосферному воздуху.

Ядерная безопасность реактора РБЕЦ обеспечивается следующими характеристиками:

1)Отрицательные и высокие по значению мощностной и температурный эффекты и коэффициенты реактивности;

2)Выгорание и воспроизводство топлива в активной зоне сбалансированы, таким образом, минимизирована величина запасенной реактивности, которая может быть введена в

реактор;

3)Использование двух независимых систем управления реактивностью: активной и пассивной, каждой из которых достаточно для приведения и удержания реактора в подкритическом состоянии при любых нормальных и аварийных условиях, в

предположении о несрабатывании наиболее эффективного органа регулирования. Возможно, что проект реактора РБЕЦ не использует полностью всех потенциальных преимуществ перспективных быстрых реакторов, охлаждаемых теплоносителем на основе свинца, перед реакторами существующих в настоящее время типов. Проект реактора РБЕЦ нацелен на то, чтобы сделать первый эволюционный шаг в направлении внедрения перспективных реакторов данного типа с максимально широким использованием имеющихся реакторных технологий и эксплуатационного опыта, а также без применения на начальном этапе большого количества новых конструкторских и технологических решений.

Основная задача при разработке РБЕЦ заключается в демонстрации возможностей сочетания имеющихся преимуществ каждой из реакторных технологий в единой ядерной энергетической установке, позволяющей получить улучшение экономических и бридинговых показателей по сравнению с реакторами типа БН с одновременным улучшением характеристик безопасности и экологической приемлемости за счет использования тяжелометаллического теплоносителя.

10-20 лет потребуется для создания опытного быстрого реактора с тяжелометаллическим теплоносителем по своим характеристикам призванным продемонстрировать преимущества таких реакторов в плане экономики, бридинговых свойств, характеристик внутренне присущей безопасности. Одним из приемлемых проектов в плане реализуемости и наиболее полным по экспериментальной обоснованности и уровню обеспечения математического моделирования как штатных, так и аварийных режимов оказывается реактор РБЕЦ.

Эксплуатацию опытного реактора целесообразно начать с теплоносителя Pb-Bi, но с температурными режимами, характерными для свинца. Далее эвтектика Pb-Bi может быть заменена на Pb. Одна из петель в трехконтурной схеме может быть сделана двухконтурной для отработки будущих проектных решений.

При создании проекта перспективного опытного реактора следует также рассмотреть теплоноситель Pb-Mg , который может стать основным для такого типа реакторов.