Тезисы международного

Вид материала

Тезисы

Содержание Концептуальные основы выбора перспективного ядерного реактора для энергетической станции малой мощности ГНЦ РФ-ФЭИ, г. Обнинск, Россия

Подобный материал:

• М. В. Ломоносова Российское Общество Ириса Задачи Международного сотрудничества ирисоводов, 114.55kb.
• Е. А. Тюгашев (Новосибирск) Образование и наука на пороге третьего тысячелетия. Тезисы, 13.34kb.
• Правила составления тезисов Тезисы кратко сформулированные основные положения исследовательской, 24.79kb.
• Тезисы докладов и заявки на участие, 104.97kb.
• Международный общественный благотворительный, 2426.77kb.
• Тема Понятие, принципы и система, 472.12kb.
• Тезисы вступительного слова "Чистая вода и современные технологии: практика реализации, 53.07kb.
• Тезисы докладов участников III международного конгресса «Россия и Польша: память империй, 1372.37kb.
• Юрий Юрьевич Черноскутов тезисы, 32.2kb.
• Тезисы докладов, принятые Оргкомитетом для опубликования в Материалах форума, 1066kb.

Концептуальные основы выбора перспективного ядерного реактора для энергетической станции малой мощности

Дубинин А.А., Иванов Е.А., Ионкин В.И., Матков А.Г., Пышко а.п., Хоромский В.А.

ГНЦ РФ-ФЭИ, г. Обнинск, Россия

Рассматривается проблема выбора и оценки эффективности применения автономных ядерных источников малой мощности (менее 1МВт эл). Для таких уровней мощности целесообразно использование установок, способных к длительной работе без обслуживания, удовлетворяющих повышенным требованиям безопасности.

Рассматриваемая установка относится к малой атомной энергетике. В этой области в стране и за рубежом за десятилетия развития разработан и создан ряд энергоустановок различной мощности и назначения. В последние годы в результате процессов конверсии ранее, в основном, закрытые достижения и наработки в области специальной малой энергетики - судовой, космической и др. - стали доступными для использования в энергетике гражданского назначения.

В настоящей работе представлены результаты проработки автономного атомного источника энергии - атомного электрического модуля (АЭМ) на основе реакторов с жидкометаллическим охлаждением, имеющего нетрадиционную для АС малую мощность - 50 кВт и обладающего более благоприятными по сравнению с АС ММ с ВВР комплексом определяющих характеристик, - массогабаритных показателей, надёжности и безопасности.

Разрабатываемый атомный электрический модуль может быть использован для длительного, надёжного, безопасного и экономически оправдываемого снабжения электроэнергией стандартных параметров различных автономных энергопотребителей - промышленных, сельскохозяйственных, бытовых и др. объектов в различных регионах страны и за рубежом.

АЭМ в номинальном режиме должен обеспечивать производство электроэнергии стандартных параметров - 220 В/50 Гц - при мощности 50 кВт. Длительность работы топливной загрузки АЭМ - не менее 10 лет в пересчёте на номинальную мощность. Должна быть обеспечена возможность транспортировки АЭМ с места использования после выработки ресурса на центральную базу технического обслуживания в соответствии с требованиями действующей нормативной документации по перевозке радиоактивных и делящихся материалов. АЭМ должен иметь минимум наземных сооружений. Сброс тепла от АЭМ осуществляется в окружающее воздушное пространство, водоём или грунт. АЭМ сохраняет работоспособность при снижении температуры ниже нуля С (вплоть до -50С). Время ввода АЭМ в действие из холодного состояния (включая разогрев блока) не должно превышать одних суток. Конструкция железобетонного бункера должна практически исключать несанкционированный доступ к энергоустановке. При выборе принципиальной и конструктивной схем АЭМ, вида топлива, типа исполнения и др. должно учитываться требование снижения, по возможности, капитальных затрат и времени создания модуля.

В технологическую и компоновочную схемы АЭМ заложены технические решения, обеспечивающие полную ядерную, радиационную и пожарную безопасность установки.

Для предотвращения выхода радиоактивности в окружающую среду предусмотрена система барьеров безопасности. В нее входят оболочки твэлов, корпус реактора, второй корпус ЕЦ, корпус внутренней капсулы, герметичная внешняя защитная капсула, подземный бетонный водонепроницаемый бункер.

Компоновка реакторного блока, система корпусов и расположения элементов системы преобразования обеспечивают во внутреннем корпусе капсулы:

- надежное заполнение теплоносителем активной зоны, локализацию и предотвращение радиоактивных утечек;

- надежную естественную циркуляцию в системе аварийного расхолаживания и съем остаточного тепловыделения в случае аварийной остановки реактора.

Энергоустановки с быстрыми натрий-калиевыми (натриевыми) реакторами малой мощности имеют свои специфические особенности. Они более безопасны по сравнению с энергоустановками на других типах реакторов: низкий уровень энергонапряженности, низкое давление в контуре практически исключают возможность появления быстроразвивающихся течей или неплотностей в корпусе реактора и другом оборудовании с теплоносителем; большой ресурс активной зоны исключает необходимость ее замены в течение всего срока работы энергоустановки; динамическая устойчивость, присущая таким реакторам при изменении температуры и мощности, позволяет использовать автоматизированные системы управления; в рассматриваемых реакторах на быстрых нейтронах реактивностная обратная связь по мощности отрицательная, что обусловливает устойчивость в работе реактора и, соответственно, ядерную безопасность.

Успешному решению вопросов радиационной безопасности при данном типе реакторов способствует ряд факторов: малый вынос топлива и продуктов деления в теплоноситель при разгерметизации оболочек твэл (особенно при применении UN) и хорошее их удержание в натрий-калиевом теплоносителе; очень малая скорость коррозии конструкционных материалов обусловливает сравнительно низкую радиоактивность продуктов коррозии; в таких установках имеются большие возможности выноса остаточного тепловыделения из реактора и аккумуляции его в оборудовании и теплоносителе при авариях.

Защитная азотная атмосфера в внутреннем корпусе капсулы и в герметичной наружной капсуле исключают возможность загорания натрий-калиевого теплоносителя в случае его протечек.

Радиационная защита АЭМ обеспечивает следующие условия эксплуатации:

- во время работы реактора суммарная мощность дозы на внешней поверхности крышки бункера не превышает 6 мкр/час и удовлетворяет требованиям НРБ-96;

- через месяц после остановки АЭМ большой корпус капсулы с реактором и радиационной защитой соответствует II транспортной категории (не более 50 мр/час в каждой точке внешней поверхности капсулы) для транспортировки установки в хранилище радиоактивных материалов без использования специальных защитных транспортных контейнеров;

- через месяц после остановки реактора уровень активации окружающей среды (грунт, бетонные стены и крышка бункера) соответствуют естественному радиационному фону и полностью выполняются условия зеленой лужайки без проведения специальных мероприятий.

Изготовление и сборочно-монтажные работы агрегатов АЭМ, расположенных в герметичной большой капсуле, производятся полностью в заводских условиях, что не только выгодно экономически, но и, через гарантии качества, повышают безопасность.

На месте монтажа АЭМ производится установка большой капсулы в подземный бетонный бункер и стыковка с блоком преобразования, находящимся в доступном для обслуживания помещении.


* * *