Geum.ru

Федеральное агентство по атомной энергии фгуп «цнииатоминформ» центр «атом-инновация» материалы инновационного форума росатома июнь, 2007 год москва партнеры форума

Вид материалаДокументы

Содержание


АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА Ядерные энергетические комплексы на базе технологии БРЕСТ – основа развития крупномасштабной ядерной энергети
Подобный материал:
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   60

АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

Ядерные энергетические комплексы на базе технологии БРЕСТ – основа развития крупномасштабной ядерной энергетики


Габараев Б.А., Орлов В.В., Филин А.И., НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля

«Надо надежно перекрыть пути расползания ядерного оружия. Этого можно добиться, в том числе исключив использование в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и чистого плутония. Технически это вполне осуществимо. Но гораздо важнее другое — сжигание плутония и других радиоактивных элементов дает предпосылки для окончательного решения проблемы радиоактивных отходов. Открывает миру принципиально новые перспективы безопасной жизни». Эта важнейшая политическая инициатива была выдвинута Президентом РФ В.В.Путиным на Саммите тысячелетия в ООН 6 сентября 2000 г. Ядерной технологией, способной выполнить поставленные Президентом РФ задачи, является технология БРЕСТ, работы над которой были начаты в 1990 г. предприятиями Минатома России.

Требования к крупномасштабной ядерной энергетике:

1. Неограниченная обеспеченность топливными ресурсами за счет полного использования запасов природного урана.

2. Естественная безопасность, исключение аварий с радиационными выбросами, требующими эвакуации населения, при любых отказах оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях.

3. Снижение радиационной опасности РАО до уровня радиационного баланса между захораниваемыми РАО и извлекаемым из недр Земли ураном за счет замыкания топливного цикла со сжиганием (трансмутацией) в реакторе наиболее долгоживущих радионуклидов из ОЯТ и глубокой очистки РАО.

4. Закрытие «энергетического» канала распространения ядерного оружия путем исключения из ЯТЦ обогащения урана и выделения плутония.

5. Экономическая выгодность производства ядерной энергии на дешёвом неисчерпаемом ядерном топливе и недорогих АЭС естественной безопасности независимо от конъюнктуры топливного рынка.

6. Защита от терроризма.

Выполнение всей суммы этих требований откроет дорогу развитию крупномасштабной ЯЭ, способной решить встающие в 21 веке перед миром проблемы топлива и энергии.

Ядерный энергетический комплекс (ЯЭК). При реализации перечисленных требований принципиальным становится вопрос о замкнутом топливном цикле (ЗТЦ) и технологии регенерации топлива, так как длительность внереакторной части ЗТЦ, должна быть минимальна. Рассмотрим на примере быстрого натриевого реактора БН-800. Время нахождения топлива в реакторе - 1,4 года. При использовании технологии регенерации на базе водной химии на централизованном заводе - длительность внереакторной части ТЦ будет ~7 лет, т.е. вне реактора будет в 5 раз больше топлива, чем в реакторе, при этом на плутонии из ОЯТ ТР – можно будет запустить в 6 раз меньше БР. Вторым доводом является избыточное воспроизводство плутония (ИВП), которого будет в 6 раз меньше.

ИВПэфф = (КВ-1)×Треакт./(Треакт +Твнереакт),

где КВ – коэффициент воспроизводства топлива в реакторе,

Треакт. – кампания топлива в реакторе

Твнереакт. – длительность внереакторной части топливного цикла.

При КВ ~ 1,2 внешний потребитель плутония будет видеть, что для него вложенный в цикл плутоний размножается с ИВПэфф=0,03 (КВэфф=1,03), т.е. бессмысленно говорить о размножении плутония в быстрых реакторах при любых коэффициентах воспроизводства.

Из этого следует, что ЗТЦ должен быть пристанционным и технология регенерации должна позволять работать с высокоактивным топливом. В пользу ПЯТЦ говорит и транспортировка свежего и облучённого уран-плутониевого топлива на централизованный завод. Транспортировка на один завод (по опыту ВВЭР-440) с одного реактора БРЕСТ-1200 потребует 10 железнодорожных составов в год, 100 реакторов - 1000 составов (~6 составов в день: 3 - принять, 3 - отправить). При этом будут использоваться 8000 контейнеров с высокоактивным ядерным топливом, что потребует трудно прогнозируемых в настоящее время мер по обеспечению безаварийности, радиационной безопасности и соблюдению режима нераспространения (50-100 кг плутония в контейнере).

При сжигании минорных актиноидов в реакторе в хранилище РАО будут находиться только продукты деления, которые после выдержки 150 – 200 лет могут быть захоронены в места добычи урана, не требуя дальних перевозок высокоактивных веществ.

Таким образом, АЭС превращается в ядерный энергетический комплекс, состоящий из АЭС, пристанционного ядерного топливного цикла и хранилища РАО.

Конструкция реакторной установки БРЕСТ-1200. Реакторная установка БРЕСТ-1200 представляет собой двухконтурный парогенерирующий энергоблок, в состав которого входят реактор с парогенераторами (ПГ), насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, системой управления и защиты (СУЗ), бетонная шахта с тепловой защитой, паротурбинная установка, системы теплоотвода при расхолаживании, разогрева реактора, защиты реакторной установки от превышения давления, очистки теплоносителя первого контура, очистки газа и другие вспомогательные системы.

В качестве топлива рассматривается хорошо совместимое со свинцом и материалом оболочки твэла высокоплотное (14,3 г/см3) и высокотеплопроводное (20 Вт/мК) мононитридное смешанное топливо (UN – PuN – МА), а материал оболочки - хромистая сталь ферритно-мартенситного класса.

Для снижения температуры топлива и выхода продуктов деления из топлива под оболочку зазор между топливом и оболочкой залит свинцом, обеспечивающим хороший тепловой контакт топлива с теплоносителем.

С целью увеличения проходного сечения по теплоносителю, повышения уровня мощности, отводимой естественной циркуляцией свинца, исключения потери охлаждения в аварийных ТВС при перекрытии расхода все ТВС выполняются бескожуховыми.

Вместо обычного выравнивания радиального распределения энерговыделения обогащением топлива применено трехзонное выравнивание подогревов свинца и температур оболочек твэлов путем профилирования энерговыделения и расхода свинца в ТВС за счет использования твэлов разного диаметра, но с одинаковым содержанием плутония в загружаемом топливе. Это обеспечило хорошее выравнивание и стабильность температур свинца на выходе из активной зоны и температур оболочек твэлов.

Использование химически инертного, высококипящего расплавленного свинца позволило отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему с паровым перегревом пара и с догревом питательной воды до 340оС острым паром.

Отвод тепла от активной зоны реактора осуществляется принудительной циркуляцией свинца насосами. Циркуляция через активную зону и ПГ осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней "холодного" и "горячего" теплоносителя. При этом исключается неравномерность расхода свинца через ПГ при остановке одного или нескольких насосов и обеспечивается инерция расхода при быстрой остановке насосов за счет выравнивания уровней теплоносителя в напорной и всасывающей камерах (~20 c).

Для снижения последствий аварии с разрывом труб ПГ применена интегрально-петлевая компоновка первого контура, при которой ПГ и ГЦН вынесены за пределы основного корпуса реактора. Такая компоновка вместе с выбранными схемой циркуляции свинца и сбросом пара из корпуса реактора в барботеры исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку корпуса реактора. Невысокое давление в свинцовом контуре и относительно высокая температура замерзания свинца способствуют самозалечиванию трещин, что исключает аварии с потерей охлаждения, расплавлением твэлов, истечением радиоактивного свинца в помещения РУ.

Большие размеры и вес реактора создают проблемы изготовления, транспортировки, монтажа и обеспечения сейсмической устойчивости конструкции. В БРЕСТ-1200 принято бассейновое расположение реактора и ПГ непосредственно в бетонной шахте с тепловой защитой без металлического корпуса. Поддержание температуры бетона в допустимых пределах обеспечивается естественной циркуляцией воздуха в нём.

Теплоотвод в систему аварийного расхолаживания осуществляется естественной циркуляцией воздуха в трубах Фильда, расположенных непосредственно в свинце в шахтах ПГ. Отводимая такой системой мощность 1%.

Расчеты аварийных ситуаций, включая крайние, подтверждают устойчивость реактора к ним и исключение радиоактивных выбросов, требующих эвакуацию населения.

Для обоснования работоспособности ЯЭК БРЕСТ-1200 необходимо создать опытно-демонстрационный ЯЭК, основные задачи которого: физические и теплогидравлические исследования; освоение теплоносителя; ресурсные испытания; демонстрация устойчивости реактора к тяжёлым аварийным исходным в т.ч. и без срабатывания СУЗ; освоение ПЯТЦ и технологий обращения с РАО.

В связи с этим разработан проект ЯЭК РУ БРЕСТ-ОД-300 с ПЯТЦ для площадки Белоярской АЭС. В его составе технические проекты РУ, парогенератора, насоса, перекрытия, шахты реактора, перегрузочной машины; систем РУ – разогрева, приема, подготовки и заполнения теплоносителем, компенсации давления, очистки радиоактивного газа, обработки теплоносителя газовыми смесями, воздушного охлаждения шахты, нормального и аварийного расхолаживания, локализации течи парогенератора; проекты АЭС и ПЯТЦ - генплан; технологические решения; главный корпус; машзал и второй контур; строительные решения; проект организации строительства; предварительное обоснование обеспечения безопасности; оценка воздействия на окружающую среду; проектно-изыскательские работы; технические проекты оборудования ПЯТЦ - разделка ТВС; регенерация топлива; изготовление твэлов и ТВС; оборудования по переработке РАО.

Конструкция ЯЭК БРЕСТ-ОД-300 отличается от БРЕСТ-1200 только мощностью и габаритами оборудования.

Пристанционный ядерный топливный цикл. Технический проект ПЯТЦ БРЕСТ-ОД-300 разрабатывался на принципах естественной безопасности:

- детерминистическое исключение тяжелых радиационных, ядерных аварий при переработке и фабрикации ядерного топлива путем создания ядерно-безопасных аппаратов. Критическая масса сферы с бетонным отражателем из топлива равновесного состава составляет приблизительно 1100 кг, а в переработке находиться до 3 облученных ТВС с общей массой ядерного материала около 373 кг;

- уровень радиоактивности топлива 50-500 Ки/кг облегчает его защиту от краж;

- исключение технологий обогащения урана и выделения плутония, отказ от межобъектовой транспортировки свежего и облучённого ядерного топлива;

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

- U-Pu топливо равновесного состава с добавлением обедненного или природного урана. Годовая производственная программа цикла предусматривает регенерацию и рефабрикацию 29 ТВС БРЕСТ-ОД-300 и 259 ТВС БН-800.

В технический проект оборудования пристанционного цикла входят - аппарат для растворения ТВС; установка для регенерации топлива (электролизер); установка получения мононитридов; установка кассетного пресса; печи удаления связующего и спекания непрерывного действия; оборудование камеры сборки, герметизации и контроля твэлов; оборудование участка изготовления ТВС; проекты систем управления.

В 2001 году была проведена экспертиза ЯЭК БРЕСТ-ОД-300. 107 специалистов и независимых экспертов в течение года анализировали проект. Экспертиза не выявила принципиальных проблем, препятствующих осуществлению проекта. Ранее энергетическим отделением РАН проводилась экспертиза, подтвердившая правильность выбранной технологии. Ядерная технология БРЕСТ способна стать основой развития крупномасштабной ядерной энергетики 21 века.