Раздел 3. Модульный высокотемпературный гелиевый реактор с газовой турбиной (ГТ-МГР)

Одним из реакторов нового поколения, удовлетворяющих требованиям развивающейся широкомасштабной атомной энергетики, является модульный высокотемпературный гелиевый реактор с газовой турбиной (ГТ-МГР). Проект этого реактора в настоящее время разрабатывается международным Сообществом в составе России (Минатом), США (ORNL, GA), Франции (Framatome), Японии (Fuji Electric).

Принципиальными особенностями ГТ-МГР являются:

•высокая эффективность производства электроэнергии (к.п.д. ~ 50%);

•возможность использования высокотемпературного тепла для технологических производств;

•повышенная безопасность, обусловленная самозащищенностью и невозможностью плавления активной зоны при тяжелых авариях;

•обеспечение гарантий нераспространения;

•эффективное использование ядерного топлива и возможность реализации различных вариантов топливного цикла (уран, плутоний, торий);

•снижение теплового и радиационного воздействия на окружающую среду.

Внедрение ГТ-МГР решает многие проблемы существующей атомной энергетики и повышает конкурентоспособность атомных станций. Существенными достоинствами ГТ-МГР являются расширение использования ядерной энергии в области промышленных высокотемпературных технологий и расширение круга стран-пользователей атомной энергетики.

В 1997 г. предприятиями Минатома России (ОКБМ, ВНИИНМ, НПО «Луч», СХК, ВНИПИЭТ), РНЦ «Курчатовский институт» и зарубежными партнерами разработан концептуальный проект ГТ-МГР.

ГТ-МГР – реакторная установка нового поколения. Она разрабатывается на основе апробированных в мире технологий. Большинство технических решений установки ГТ-МГР базируется на решениях конструкций реакторов Peach Bottom и Fort St. Vrain (США), отработанных на этапе их сооружения и эксплуатации, и на 30-летнем российском опыте проектирования ВТГР (реактора ВГ-400 и модульных реакторов ВГР-50 и ВГМ с активными зонами, набранными из тепловыделяющих элементов на основе микротоплива).

Энергетическая установка ГТ-МГР состоит из связанных воедино двух блоков: модульного высокотемпературного реактора (МГР) и газотурбинного преобразователя энергии прямого цикла (ГТ). В основе концепции МГР лежит использование активной зоны с графитовым замедлителем, топливом в виде микросфер с многослойными керамическими покрытиями и гелием в качестве теплоносителя. В активной зоне полностью отсутствуют металлоконструкции. Это позволяет иметь температуру гелия на выходе из реактора 850°С и более, что обеспечивает высокую эффективность производства электроэнергии в прямом газотурбинном цикле, а также возможность использовать МГР как источник промышленного высокотемпературного тепла.

Активная зона реактора (рис. 1) кольцевого типа содержит гексагональные топливные блоки, собранные в 102 топливные колонны по 10 блоков в каждой. Каждый топливный блок имеет 202 канала для топливных компактов (15 топливных компактов по высоте), 108 каналов для прохода теплоносителя и 14 каналов для стержней выгорающего поглотителя (15 компактов выгорающего поглотителя по высоте), расположенных по треугольной решетке с шагом 19 мм. В 12 топливных колоннах первого внутреннего ряда активной зоны расположены каналы для стержней аварийной защиты диаметром 130 мм. В 18 топливных колоннах второго и третьего рядов расположены каналы под резервную систему останова, содержащие маленькие поглощающие шарики на основе карбида бора. Кольцевая кладка активной зоны окружена внутренним, наружным, нижним и верхним заменяемыми отражателями. Сменный отражатель содержит 163 колонны с 13 блоками в каждой, из которых 102 колонны приходятся на внешний и 61 – на внутренний отражатели. Блоки в 36 колоннах внешнего отражателя имеют каналы под стержни компенсации реактивности. Основные характеристики активной зоны представлены в таблице1.

Топливные блоки активной зоны содержат стержни выгорающего поглотителя на основе окиси эрбия (Er2O3) с естественным содержанием изотопов. Поглотитель служит для двух целей: компенсации запаса реактивности и обеспечение отрицательного температурного коэффициента реактивности.

Замкнутый газотурбинный цикл в ГТ-МГР реализуется следующим образом:

•рабочее тело-гелий подвергается двухступенчатому сжатию в компрессоре и промежуточному охлаждению;

•предварительный нагрев гелия высокого давления (перед входом в реактор) происходит в рекуператоре, который использует энергию гелия на выходе из турбины;

•в реакторе осуществляется ввод тепловой энергии в цикл и нагрев гелия до рабочей температуры;

•горячий гелий высокого давления расширяется затем в турбине, которая приводит в действие компрессор и электрогенератор;

•гелий низкого давления с выхода турбины направляется в рекуператор, где подогревает гелий высокого давления после компрессора;

•сбросное тепло из цикла отводится в концевом холодильнике контуром оборотной воды. Концепция проекта ГТ-МГР основывается на четырех современных технологиях: модульных гелиевых реакторах с характерным для них высоким уровнем естественной безопасности; высокоэффективных газовых турбинах, разработанных для авиации и электростанций; электромагнитных подшипниках; высокоэффективных компактных пластинчатых прямотрубных оребренных теплообменниках.

Прямой замкнутый газотурбинный цикл преобразования энергии, по отношению к другим типам АЭС с паровым циклом, обеспечивают значительное упрощение и сокращение количества необходимого оборудования и систем, в том числе систем безопасности, а также полное исключение из состава станции паротурбинного контура (паропроводов, конденсатора, деаэратора и др.). Данное упрощение станции в совокупности с модульностью конструкции ГТМГР обуславливают снижение капитальных затрат на строительство, эксплуатацию и техническое обслуживание, что дает предпосылки к высокой экономической эффективности АЭС с ГТ-МГР.

Таблица 1.Основные характеристики реактора ГТ-МГР

Раздел 4. Малые автономные АЭС (АЭС ММ)

4.1. В качестве одного из направлений использования атомной энергии предлагается рассмотреть реакторы малой мощности. Опыт разработки таких реакторов в течение более чем 40 лет показал их потенциальные возможности в плане обеспечения и надежности и безопасности.

На сегодняшний день ученым и проектировщикам стали хорошо известны конструктивные способы и физические методы достижения требуемых характеристик таких реакторов. Реакторы средних и малых мощностей нового поколения для энергетики отдаленных регионов должны обязательно удовлетворять следующим требованиям:

•Предельная безопасность эксплуатации ЯЭУ, гарантирующая на физическом и техническом уровне предотвращение выхода продуктов деления и опасных веществ за пределы площадки АЭС, радиоактивность которых превышает нормы при любых аварийных ситуациях.

•Высокая экологичность и высокая термодинамическая эффективность ЯЭУ, т.е. минимальное изменение естественных условий внешней среды, что характеризуется минимальным сбросом тепла и вредных веществ в окружающую среду, и минимальным радиационным воздействием, вследствие большого количества барьеров.

•Минимальное количество технического персонала на ЯЭУ.

•Эффективность использования ядерного топлива.

•Время между перегрузками топлива ≥10 лет.

•Минимальные затраты на обращение и захоронение ОЯТ.

•Приемлемые удельные капитальные затраты и уменьшение сроков строительства.

Реакторы малой мощности могут быть как с тепловым, так и с быстрым спектрами нейтронов. К АЭСММ могут быть отнесены станции с мощностью реактора не выше 150 МВт.(эл.). Ограничение единичной мощности связано с возможностью транспортировки готового блока на площадку. Малые реакторы могут быть использованы для производства электричества, для получения тепла, жидкого моторного топлива и пресной воды по мере их готовности уже в ближайшее время, поскольку как в России так и во многих других регионах мира есть множество мест, где уже сейчас электроэнергия, тепло, вода нужны, но надежное, экономически приемлемое снабжение органическим топливом практически невозможно и отсутствует перспектива передачи энергии из большой энергетики.

Реакторы малой мощности должны быть транспортабельны. После доставки потребителю планируется их работа без перезагрузки топлива 10-15 лет. При этом у владельца не будет проблем с изменением стоимости электроэнергии на мировом рынке и уменьшатся заботы по выводу их из эксплуатации и с радиоактивными отходами. По окончании эксплуатации, установка будет заменена на новую, а отработавшая свой срок - поступит на переработку во "внутреннюю", "спрятанную" от мира барьерами безопасности часть структуры ЯТЦ.

В качестве основы "внутренней" части предлагается использовать неводные, например, фторидные технологии переработки выгоревшего топлива и значительной части радиоактивных отходов, и жидкосолевые реакторы выжигатели (ЖСР), могущие работать, в частности, в подкритическом режиме с внешним источником нейтронов.

Предлагается для разработки и внедрения не одиночный проект АЭС малой мощности, а целый класс ядерных энергоустановок (ЯЭУ) предназначенных для комплексного использования, с внутренне присущей безопасностью, основывающейся на использовании природных физических законов и адекватных методов конструирования. Данные АЭСММ могут производить в любой пропорции и наборе следующую “продукцию”: электроэнергия; бытовое теплоснабжение; технологическое тепло различного потенциала (в т.ч. нефтехимическое,

металлургическое производство, опреснительные установки + минудобрения и т.п.). Реакторные установки (РУ) будут эксплуатироваться как в автоматическом режиме, так и в управляемом. Мощностной ряд АЭСММ подобного класса (от 1 до 150 Мвт (эл.)) может покрывать потребности населенных пунктов различного размера, целесообразна модульная (блочная) конструкция АЭС.

Реактор в первую очередь должен обладать повышенной самозащищенностью, позволяющей детерминированно исключать возможность возникновения наиболее тяжелых аварий, приводящих к катастрофическим последствиям, не только в случае отказа технических систем безопасности и ошибок персонала, но и при злонамеренных действиях, стихийных бедствиях, воздействии обычных взрывчатых веществ (терроризм, военное нападение).

Большую и определяющую роль в реализации ЯЭУ с внутренне присущей безопасностью играет выбор теплоносителя первого контура. Среди используемых теплоносителей в наибольшей степени требованиям внутренне защищенных ЯЭУ отвечают жидкие металлы и фторидные соли. Это связано прежде всего с тем, что их термодинамические свойства позволяют иметь низкое давление в первом контуре при высокой температуре теплоносителя на выходе из реактора.

Накопленный опыт по разработке ядерных энергоисточников малой мощности показывает возможность удовлетворения потребности общества в автономных и независимых надежных и безопасных энергоисточниках на вполне конкурентной основе в условиях большого коммерческого интереса к ним, и позволяет АЭ в условиях стагнации интереса к ней со стороны крупных энергосистем сохранить потенциал в ядерных технологиях, особенно касающихся создания топливного цикла будущей широкомасштабной АЭ.

4.2. В отдельный класс среди реакторов повышенной безопасности с внутренней самозащищенностью следует выделить реакторы, охлаждаемые эвтектическим сплавом свинецвисмут. Опыт использования Pb-Bi теплоносителя в рамках ВМФ России составляет около 80 реакторолет. Исследования проводятся с 1952 г. За этот период времени было построено 8 атомных подводных лодок (АПЛ) с Pb-Bi.

Свойства самозащищенности таких РУ во многом определяются уникальным сочетанием физико-химических и термодинамических свойств этого сплава как теплоносителя ЯЭУ. Эвтектический сплав Pb-Bi является в этом плане довольно привлекательным, весьма удачно сочетающим такие свойства как пожаро-взрывобезопасность, химическая инертность к веществам окружающей среды, отсутствие избыточного давления в контуре циркуляции и тем самым минимум запасенной в теплоносителе энергии (тепловой, химической, потенциальной энергии сжатия), удовлетворительные ядерно-физические и теплогидравлические свойства. Данный теплоноситель позволяет реализовать активную зону как с быстрым спектром нейтронов, так с промежуточным и тепловым.

Эвтектический сплав состоит: 44,5%Pb-55,5%Bi. Температура кипения - 1670 С при атмосферном давлении; температура плавления - 125 С. Давление теплоносителя в 1 контуре определяется только напором циркуляционного насоса (<1 МПа) и кавитационным подпором.

Низкое давление в первом контуре позволяет уменьшить толщину стенок корпуса и не вводить ограничений на скорость изменения температуры, обеспечивая маневренность работы РУ. Даже некоторые технологические недостатки данного теплоносителя в ряде случаев оборачиваются преимуществами, например:

•температура плавления = 125 С позволяет транспортировать полностью снаряженный в заводских условиях реактор с необлученным топливом к месту работы и отработавший свой срок реактор обратно на центральную ремонтно-перегрузочную базу с застывшим теплоносителем, что является дополнительным положительным моментом в повышении его ядерной безопасности при транспортировке даже при аварии транспортного средства;

•это же свойство при авариях с течью корпуса или трубопровода не ведет к существенным

негативным последствиям, т.к. вытекший теплоноситель ,во-первых, не выкипает и не распыляется, и во-вторых, застывает и удаляется как твердые радиоактивные отходы.

Но с другой стороны, для запуска свежего реактора и в режимах остановки необходим электрообогрев контура циркуляции.

Малая усадка сплава при застывании (1,6%) позволяет использовать режим замораживанияразмораживания теплоносителя как штатный без опасения повреждения топливных элементов и оборудования, а, с другой стороны, существенное изменение плотности от температуры позволит обеспечить необходимую долю естественной циркуляции в контуре.

Возможен высокий уровень температур при рабочих и аварийных режимах следствие высокой температуры кипения и низкого давления паров насыщения.

Многолетние комплексные исследования материаловедческих организаций позволили определить пути решения проблемы технологии теплоносителя. Пассивация окисных пленок на поверхности конструкционных материалов при определенном технологическом режиме теплоносителя снижает его коррозионное воздействие и открывает перспекттиву обеспечения необходимого ресурса контура в заданных условиях работы.

Химическая инертность теплоносителя по отношению к воде и воздуху упрощает эксплуатацию, делает существенно менее опасными течи по сравнению с натриевым теплоносителем.

В процессе эксплуатации и обслуживания отсутствуют источники образования жидких радиоактивных отходов.

Невозможность вскипания теплоносителя при разгерметизации первого контура и его свойство удерживать йод, радионуклиды которого, как правило, представляют основной фактор радиационной опасности в первое время после аварии, а также остальные продукты деления (кроме инертных газов) и актиноиды значительно снижают масштаб радиационных последствий такой аварии по сравнению с водо-водяными реакторами.

Спецификой такого теплоносителя является образование в нем α-активного радионуклида Ро210 с полураспадом 138 суток в результате облучения Bi нейтронами. Основной фактор опасности может проявиться в образовании аэрозолей при контакте горячего теплоносителя с воздухом при аварийной разгерметизации контура и проливе сплава. Но как показал опыт

эксплуатации АПЛ, выход аэрозолей быстро снижается при затвердевании сплава (активность воздуха не превышает 10 -11 - 10 -10 Ku/л.

Высокий потенциал безопасности, присущий РУ данного типа, характеризуется тем, что даже при наложении таких исходных событий как разрушение защитной оболочки и нарушение герметичности первого контура, возможных в случае диверсии или военного нападения, не происходит ни разгона реактора, ни его взрыва, ни пожара, а выброс радиоактивности на несколько порядков ниже того, при котором требуется эвакуация населения. Это делает возможным и целесообразным использование реакторов данного типа не только для выработки электроэнергии на АЭС, но и для одновременной выработки тепла на АТЭЦ или для опреснения морской воды.

Продуманная оптимизация сочетания этих свойств теплоносителя при разработке проектов реакторов позволяет создать ЯЭУ, отвечающие самым высоким требованиям по безопасности, экологии и экономичности, что дает возможность приблизить их к потребителю и снизить эксплуатационные расходы.

Перечисленные качества позволяют располагать АЭС с РУ данного типа в непосредственной близости к населенным пунктам, промышленным комплексам, отдельным промышленным объектам и в максимальной степени без потерь использовать не только электроэнергию, но и тепло.

ЯЭУ модульного типа полностью изготавливаются в заводских условиях и доставляются в снаряженном состоянии на площадку любым из возможных путей (морской, автомобильный, железнодорожный, воздушный). В концепции энергетической системы “Белая земля” подобные ЯЭУ названы “ядерной батарейкой”.

По исчерпании ресурса ЯЭУ снимается проблема вывода из эксплуатации, свойственная АЭС большой мощности, так как отработавшая РУ с застывшим металлическим теплоносителем без вскрытия тем же транспортом отправляется на централизованное предприятие по утилизации и переработке ядерного топлива (во внутреннюю часть системы ЯЭ). На ее место при необходимости завозится новая ЯЭУ.

Время окупаемости АЭСММ будет определяться регионом размещения, учитывая, что в удаленных или труднодоступных районах допустима стоимость 1 кВт часа в десятки раз выше, чем в централизованных энергосистемах.

Предварительные экономические оценки показывают, что удельные капиталовложения в АЭСММ данного типа могут быть сравнимы с АЭС большой мощности, т.е. порядка 1000-2000 $ на кВт установленной мощности.

4.3. Одним из реакторов нового поколения, предназначенных для нужд ядерной энергетики малых мощностей, является реактор на основе микротвэлов с солевым теплоносителем и газовой турбиной.

Концепция данного реактора основана на объединении преимуществ, заложенных в свойствах солевого теплоносителя (негорючесть, пожаро-взрывобезопасность, низкое давление, радиационная стойкость, химическая инертность по отношению к воде и воздуху), внутренней самозащищенности топлива на основе микротвэлов и естественной циркуляции теплоносителя,

что в сочетании с достоинствами газовой турбины как преобразователя тепла позволяет создать АС малой мощности повышенной безопасности, обладающей высокой экологичностью, экономичностью и безопасностью, способной эксплуатироваться в автономном режиме.

Принципиальным моментом концепции является то, что срок службы реактора может совпадать с кампанией активной зоны (несколько десятков лет).

РМСТ-ГТ разрабатывается на основе апробированных в мире технологий. Ядерное топливо на основе микротвэлов базируется на опыте эксплуатации реакторов Peach Bottom и Fort St. Vrain (США) и на 30-летнем российском опыте экспериментального и технического обоснования ВТГР (технические проекты ВГР-50, ВГМ, ВГ-400 с шаровыми и призматическими твэлами). Технология применения жидкосолевого теплоносителя подробно рассмотрена в работах (1-3).

Проведенные в РНЦ КИ исследования РМСТ-ГТ определили следующий облик такой АС с реактором на основе микротвэлов с солевым теплоносителем (РМСТ-ГТ), который состоит из:

•стального прочноплотного корпуса;

•верхнего блока, состоящего из крышки реактора и расположенных на ней приводов СУЗ и теплообменников;

•корзины и внутрикорпусных устройств;

•активной зоны;

•верхнего торцевого отражателя (ВТО), нижнего торцевого отражателя (НТО), бокового

отражателя (БО).

Активная зона состоит из шаровых тепловыделяющих элементов (твэлов), поглощающих элементов (пэлов) и холостых элементов (хэлов), которые охлаждаются расплавом соли (LiFBeF2). Шаровой твэл состоит из микротвэлов, имеющих следующие параметры : диаметр керна 500мкм, 1-я оболочка - PyC-30мкм; 2-я оболочка - PyC-50мкм; 3-я оболочка - SiC-40мкм; 4-я оболочка - PyC-40мкм (размеры приведены в таблице 1).

СУЗ включает 9 поглощающих стержней, расположенных в БО.

Теплоносителем в реакторе является соль LiF-BeF2. Циркуляция его осуществляется за счет естественной конвекции по герметичному первому контуру.

Корпус реактора выполняется сварным из цельнокованных обечаек нержавеющей стали. На боковой поверхности предусмотрены вставки из борированной стали для уменьшения воздействия нейтронного потока на защиту и охлаждающий воздух.

Корпус реактора не имеет патрубков. Крышка реактора плоская, на ней симметрично под углом 60° расположены шесть теплообменников. Кроме того, на крышке между теплообменниками расположены 9 приводов СУЗ.

Корзина реактора предназначена для создания геометрических размеров активной зоны и организации движения теплоносителя и представляет собой цилиндрическую обечайку без днища.

Контур циркуляции теплоносителя спроектирован таким образом, чтобы температура прочного корпуса и крышки не превышала в процессе эксплуатации 550°С.

Для осуществления контроля за нейтронно-физическими и теплофизическими параметрами в радиальном отражателе расположены зонды внутриреакторного контроля в количестве 15 штук. Зонды оснащены датчиками прямой зарядки и термоэлектрическими преобразователями, объединенными одной несущей трубкой.

В таблице 1 представлены основные характеристики РМСТ-ГТ.

Таблица 1. Основные технические характеристики РМСТ-ГТ

4.4. Корпусные кипящие реакторы с водой под давлением являются достаточно перспективным типом реакторов для отдаленных районов. Такие одноконтурные реакторы работают по принципу прямого цикла, когда пар вырабатываемый в активной зоне направляется на турбину как рабочее тело.

По такой схеме работает в мире более трети всех легководных корпусных реакторов. В Советском Союзе в 1965 г. был построен реактор ВК-50, успешно работающий и в настоящее время. Для малой энергетики целесообразно применять кипящие реакторы подобные ВК-50 с естественной циркуляцией теплоносителя. В реакторах такого типа значительно сокращается номенклатура оборудования, уменьшается объем помещений.

Безопасность таких реакторов обеспечивается за счет широкого использования пассивных систем, работающих без внешних источников энергии лишь за счет использования сил гравитации. Такая система, как изолирующий конденсатор, обеспечивает быстрый сброс давления в реакторе при сохранении объема воды в корпусе в случае отключения турбины.

Система аварийного охлаждения активной зоны также действует за счет перепада высотных отметок, обеспечивая залив активной зоны водой практически при всех аварийных ситуациях. Использование страховочного корпуса позволяет исключить дорогой контейнмент.

В качестве топлива в кипящих реакторах могут использоваться стандартные топливные элементы реакторов ВВЭР - в виде таблеток из оксида урана в циркониевых оболочках, а также металлокерамическое топливо или микротвэльное топливо. Оксидное топливо прошло массовую проверку в действующих реакторах ВВЭР и РБМК и показало высокую степень работоспособности.

Малое число единиц обслуживаемого оборудования, принцип пассивности аварийных защитных систем существенно упрощают проблему персонала, что важно для эксплуатации в отдаленных районах. Можно с уверенностью сказать, что корпусные кипящие реакторы с естественной циркуляцией теплоносителя могут обеспечить большую долю энергопроизводства в отдаленных регионах.