2.2. Ввэр-скд – инновационный подход

ВВЭР-СКД - реакторная установка, охлаждаемая водой сверхкритического давления. Пока это не проект и даже не техническая концепция. На данный момент мы имеем по ВВЭР-СКД то, что раньше назвали бы эскизным проектом. А ещё точнее, это идея, которая нуждается в деньгах.

Рассматриваются различные концепции. НИЦ "Курчатовский институт" предлагает концепцию, при которой на вход в реактор будет подаваться вода при температуре около псевдокритической - это уже достаточно разреженная среда. Преимущества этой концепции в высоком коэффициенте воспроизводства, больше единицы, однако есть ряд вопросов, которые требуют дополнительных исследований.

В ГНЦ РФ-ФЭИ рассматривается концепция одноконтурной РУ у которой входная температура 290°С, а выходная 540°С. В этом проекте переход от сверхкритической "жидкости" к сверхкритическому "пару" будет происходить в активной зоне.

Значение КВ в такой установке будет близко к единице, и аппарат будет обладать полноценной возможностью для работы в замкнутом ЯТЦ. Ожидается также высокий к.п.д. на уровне 40-45%. Пример конструкторских проработок ВВЭР-СКД показан на рис. 9.

Следует отметить, что вопрос о конструкционных материалах для сверхкритического ВВЭР достаточно серьёзен. Ведь необходимо не просто создать сталь, способную стоять при напряжённых параметрах по температуре, но и уметь изготавливать из неё надёжные большие сосуды под давлением.

3. Ядерная энерготехнология брест – инновационный подход

Эта энерготехнология получила свое название БРЕСТ по аббревиатуре названия используемого реактора (Быстрый РЕактор со Свинцовым Теплоносителем). В ее разработке активно участвуют более десятка российских институтов. Аналогичную работу (реактор STAR) начали и в США, но они пока отстают, хотя разрыв быстро сокращается из-за весьма скудного финансирования БРЕСТа в последние годы.

Правда, в новой стратегии российской ядерной отрасли это направление объявлено потенциально приоритетным. Такой подход даёт надежду на адекватное финансирование, а следовательно на достаточно быстрое продвижение такого перспективного проекта.

Основное предназначение ядерной энерготехнологии БРЕСТ - стать одним из "локомотивов" крупномасштабной ядерной энергетики, которая бы позволила удовлетворить прогнозируемое на обозримом будущем резкое возрастание мировой потребности в электроэнергии. Еще раз рассмотрим требования к такой крупномасштабной ядерной энергетике [5]:

- практически неограниченная обеспеченность топливом;

- естественная безопасность – детерминистическое исключение необходимости эвакуации населения при любых авариях кроме экстремальных внешних воздействий с полным разрушением АЭС;

- снижение радиационной безопасности РАО за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией в реакторе долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и достижения радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемыми из недр земли ураном;

- технологическая поддержка режима ядерного нераспространения путем отказа от обогащения U и выделения Pu;

- экономическая конкурентоспособность.

БРЕСТ представляет собой быстрый реактор, в котором используется свинцовый теплоноситель и уран-плутониевое-мононитридное топливо; для преобразования энергии используется непрямой цикл с турбиной со сверхкритическими параметрами пара. Это тоже элемент инновационного подхода, равно как и применение свинцового теплоносителя, мононитридного топлива.

На настоящий момент разработаны проекты установок БРЕСТ мощностью 300 и 1200 МВт(эл), второй пока на концептуальном уровне. Информация о характеристиках реакторной установки БРЕСТ приведена в табл. 5.4.1 – 5.4.3.

На опытно-демонстрационном реакторе БРЕСТ-ОД-300 (рис.10 и 11) предстоит провести исследования, необходимые уже для завершения разработки коммерческого реактора БРЕСТ-1200 (рис.12). К сожалению, при мощности ниже 300 МВт (эл) выход на равновесный состав топлива не достигается. По результатам исследований на этой опытно-демонстрационной установке БРЕСТ-ОД-300 можно будет принять обоснованное решение о необходимом и достаточном минимуме систем безопасности и контроля, что позволит существенно упростить конструкцию коммерческого энергоблока БРЕСТ-1200 и, тем самым, улучшить его экономику (рис. 13 и рис. 14).

БРЕСТ принадлежит к типу реакторов, последовательно воплощающих концепцию естественной (присущей) безопасности, достигаемой за счет физико-химических свойств ядерного топлива, теплоносителя и других компонентов активной зоны, а не за счет сооружения многочисленных барьеров для удержания радиоактивности и строительства инженерно-технических защитных систем. Отрицательная обратная связь по реактивности в активной зоне наряду с использованием систем пассивной безопасности для долговременного поддержания теплофизических условий и аварийной системы снятия остаточного тепла позволяет исключить ряд аварий со значительными последствиями.

Реакторная установка БРЕСТ-300 представляет собой двухконтурную парогенерирующую систему, включающую реактор с парогенераторами, насосы, оборудование для перегрузки ТВС, систему управления и защиты, бетонную теплоизолированную шахту, систему расхолаживания реактора, систему разогрева реактора, систему защиты от превышения давления, систему очистки теплоносителя первого контура, систему газоочистки и другие вспомогательные системы [5].

Для реактора БРЕСТ-300 выбрана схема бассейнового типа с полуинтегральной компоновкой оборудования. Все устройства и компоненты первого контура расположены в общей армированной бетонной шахте. Общий корпус пространственно разделен на несколько корпусов: в центральном размещается активная зона, а в четырех периферийных корпусах, расположенных вокруг центрального, размещены парогенераторы и насосы. В верхней части корпус имеет герметичное потолочное покрытие, в которое вмонтированы поворотные краны и к которому прикреплены парогенераторы, насосы и другое оборудование. Над покрытием расположена стальная уплотняющая крышка. Тепло снимается с активной зоны реактора за счет принудительной циркуляции свинцового теплоносителя.

Циркуляция свинца через активную зону и парогенераторы обусловлена разностью между «холодным» и «горячим» теплоносителем, создаваемой насосами за счет гидравлического сопротивления контура, а не за счет высоты напора. Это исключает появление неравномерности в расходе теплоносителя через парогенераторы при отключении одного или нескольких насосов и обеспечивает постоянство расхода теплоносителя при быстром отключении насосов.

В реакторе БРЕСТ-300 используются безоболочечные тепловыделяющие сборки. В качестве топлива используется хорошо сочетаемое со свинцовым теплоносителем и материалом оболочки смешанное мононитридное топливо (UN+PuN).

В качестве конструкционных материалов внутрикорпусных устройств и активной зоны предложены аустенитная сталь типа Cr15Ni9Nb и ферритно-мартенситная сталь типа Cr12MoVNbB.

В отличие от традиционного выравнивания распределения энерговыделения по радиусу посредством изменения обогащения топлива, в реакторе БРЕСТ-300 используется выравнивание прогрева свинца и температуры топлива в различных ТВС, достигаемое за счет использования твэлов разного диаметра, но с одинаковым содержанием плутония в загружаемом топливе, в зависимости от удаленности ТВС от центра. Активная зона разделена на три кольцевые области, в каждой из которых применяются топливные элементы, отличающиеся друг от друга лишь диаметром. Таким образом, активная зона содержит 145 ТВС трех типов.

Технические решения, обеспечивающие естественную безопасность БРЕСТ-300 [2, 5 - 8]:

- свинцовый теплоноситель – не вступает в экзотермические реакции с водой, воздухом и конструкционными материалами, не горит, радиационно стоек, слабо активируется, теплоотвод при низком давлении и большом запасе кипения (Tкип2300 К при Р1 МПа);

- мононитридное уран-плутониевое топливо (UN+PuN) – высокие плотность 13 г/см3, теплопроводность 18 Вт/(м.К), температуры плавления Тпл=3100 К и фазовых переходов Тфаз=1600 К;

- бассейновая конструкция реактора с размещением свинцового контура в бетонной шахте – исключены аварии с потерей теплоносителя; "самозалечивание" течи, благодаря застыванию свинца.

- циркуляция теплоносителя за счет создаваемой насосами разности уровней холодного (опускного) и горячего (подъемного) участков свинцового контура – сепарация пузырей пара и газа на открытых поверхностях контура при разгерметизации ПГ, инерция расхода при отключении насосов;

- теплопроводный твэл со свинцовым подслоем – низкие рабочая температура топлива (Тср620 °С и Тmax<900 °C), выход газообразных осколков и их давление на оболочку, исключено термомеханическое взаимодействие между оболочкой и топливом при его распухании;

- выбор состава топлива, конструкции твэла и геометрии активной зоны – требуемые характеристики воспроизводства (КВА1), небольшой эффект реактивности при выгорании (выг<<), небольшой запас реактивности (tot), исключающий аварии с разгоном на мгновенных нейтронах;

- «широкая» решетка твэлов и бесчехловая конструкция ТВС – исключает перегрев ТВС при локальном перекрытии проходного сечения, увеличивают теплоотвод и уровень естественной циркуляции теплоносителя;

- трехзонное профилирование топливной загрузки путем использования твэлов с разным диаметром, но одинаковым составом топлива и шагом размещения твэлов в ТВС – обеспечивает выравнивание подогревов свинца и температур оболочек твэлов во всех ТВС, а также стабилизацию этих параметров;

- свинцовый отражатель вместо уранового бланкета – исключает наработку оружейного плутония и обеспечивает большой отрицательный эффект реактивности при снижении уровня свинца в реакторе и отрицательную составляющую плотностного коэффициента реактивности;

- поджатые газом столбы свинца в отражателе, уровень которых определяется напором теплоносителя на входе в активную зону – пассивная обратная связь реактивности с расходом теплоносителя;

- гидроуправляемые органы СУЗ, взводимые напором теплоносителя – пассивная обратная связь реактивности с расходом и температурой теплоносителя порогового действия, пассивно заглушающими реактор при отключении циркуляции или недопустимом повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны;

- пассивный и неограниченный по времени отвод остаточного тепла воздушной системой с естественной циркуляцией воздуха через погруженные в свинцовый контур трубы Фильда.

Комплексный подход при разработке БРЕСТа

Как уже отмечалось раньше, в современных разработках необходимо применять комплексный подход к ЯТЦ. Работа над ядерной энерготехнологией БРЕСТ является удачным примером такого подхода, хотя и не претендующим на полноту реализации. Помимо энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300 для Белоярской АЭС спроектированы пристанционный ядерный топливный цикл (ПЯТЦ) и комплекс по переработке радиоактивных отходов [5].

В здании реактора и примыкающем к нему здании ПЯТЦ реализуется весь топливный цикл реакторов БРЕСТ:

-облучение топлива в реакторе;

- послереакторная выдержка облученных ТВС и их транспортировка в цех по регенерации;

- разделка ТВС, извлечение топлива и отделение стальных элементов ТВС;

- радиохимическая переработка;

- корректировка состава топливной смеси;

- изготовление нитридных таблеток;

- изготовление твэлов и ТВС;

- временное хранение;

- транспортировка в реактор.

Пристанционный замкнутый ядерный цикл обеспечивает естественную безопасность:

- применение ядерно-безопасных аппаратов для переработки и фабрикации ядерного топлива (общая масса ядерного материала 3 облученных ТВС составляет 373 кг, а критическая масса сферы с бетонным отражателем равна 1100 кг);

- присутствие в топливе актиноидов и продуктов деления (1-5%) приводит к высокой радиоактивности топлива (50-500 Ки/кг), облегчает защиту от краж;

- технический барьер нераспространения ядерного оружия за счет исключения обогащения топлива и выделения Pu, отказа от межобъектовой транспортировки ядерного топлива;

- упрощение обращения с РАО за счет их фракционирования, трансмутации актиноидов и долгоживущих продуктов деления в ядерном реакторе.

Комплекс обращения с жидкими и твердыми РАО спроектирован в соответствии с концепцией радиационно-эквивалентного захоронения.

Обращение с РАО низкого и среднего уровня, типичными для АЭС, производится по традиционной схеме (для жидких РАО – фильтрация, биофильтрация, выпаривание, сорбция, отверждение концентратов, для перерабатываемых твердых РАО – сортировка, прессование, сжигание, для неперерабатываемых РАО – компактация или долговременное хранение). Хранилище для РАО также предусмотрено сооружать на площадке АЭС [5].

Ядерная энерготехнология БРЕСТ в составе замкнутого ядерного топливная цикла принята в качестве приоритетной линии развития в Федеральной целевой программе «Ядерные энерготехнологии нового поколения».

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Габараев Б.А., Гмырко В.Е., Гроздов И.И. и др. «Многопетлевые канальные энергетические реакторы (МКЭР) – концентрация опыта создания отечественных канальных реакторов»/международная конференция «Канальные реакторы. Проблемы и решения», г. Москва – г. Курчатов, 19-22 октября 2004 г.

2. Машиностроение ядерной энергетики/ Под ред. Е.О. Адамова (Энциклопедия «Машиностроение», том IV-25, Книга 1), М.: Машиностроение, 2005.

3. Викулов В.К., Гмырко В.Е., Гроздов И.И., Петров А.А., Финякин А.Ф. «Водографитовый энергетический реактор со сверхкритическим давлением теплоносителя (ВГЭРС)»/ Международный семинар «Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения», 22-23 октября 2008 г., Москва, НИКИЭТ.

4. Адамов Е.О., Драгунов Ю.Г., Габараев Б.А., Петров А.А. О разработке реактора Первой АЭС. Труды Третьей международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии», 7-10 октября 2014 г., ОАО «НИКИЭТ», г. Москва, том 1, с.32.

5. Быстрый реактор естественной безопасности со свинцовым теплоносителем для крупномасштабной ядерной энергетики/ Под ред. Е.О. Адамова, В.В. Орлова, М.: ГУП НИКИЭТ, 2002

6. Драгунов Ю.Г., Лемехов В.В., Моисеев А.В., Смирнов В.С. Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ). Труды Третьей международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии», 7-10 октября 2014 г., ОАО «НИКИЭТ», г. Москва, том 1, с.94.

7. Драгунов Ю.Г., Лемехов В.В., Моисеев А.В., Смирнов В.С., Ярмоленко О.А., Васюхно В.П., Черепнин Ю.С. Технический проект РУ БРЕСТ-ОД-300: этапы разработки и обоснование. Труды IV международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии», 27-30 сентября 2016 г., АО «НИКИЭТ», г. Москва, том 1, с.21.

8. Лемехов В.В., Моисеев А.В., Саркулов М.К., Смирнов В.С., и др. Современное состояние и перспективы развития реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.Сборник докладов V Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (МНТК НИКИЭТ-2018), 2-5 октября 2018г., Москва, стр. 55.

9. Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций. Проектно-конструкторский филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом». Д.В. Бугаев. http://osatom.ru/mediafiles/u/files/VII_reg_forum_2014/Sekciya_3_Bugaev_VVER_TOI_Osnovnye_texnologicheskie_novacii.pdf