Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении

Вид материала

Документы

Содержание О гарантированной безопасности атомной энергетики. Ресурсная база для производства ядерного топлива. Рис.1. Принципиальная схема реактора БН-350 Рис.2. Принципиальная схема быстрого энергетического реактора БН-600 Белоярская АЭС с реактором БН-600 Технико-экономические показатели быстрых реакторов.

Подобный материал:

• Руководитель Роскосмоса Владимир Поповкин поразил депутатов Госдумы своим откровенным, 548.14kb.
• Лекция №4 Тема: «Авария на чаэс», 173.57kb.
• Е. П. Ртуть, человек, окружающая среда (краткий очерк), 834.08kb.
• Опыт эксплуатации и планы дальнейшего использования ру бор-60, 140.38kb.
• Заречный, Свердловская область, 65.37kb.
• Под действием нейтронного облучения конструкционные материалы оболочек твэлов реакторов, 169.68kb.
• А. Д. Ефанов Оргкомитет конференции, 33.74kb.
• Репроцессинг отработанного ядерного топлива в регенерированное сырье для аэс, 80.44kb.
• Роль Великого Новгорода в становлении российской государственности Роль Великого Новгорода, 210.52kb.
• IV. химические реакторы, 323.69kb.

Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении

«большой» атомной энергетики


Митенков Ф.М.

Академик РАН

Научный руководитель ФГУП «ОКБМ», Н.Новгород

Введение

Потребление энергии – важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века, когда потребление энергии в мире увеличилось почти в 15 раз, достигнув к концу прошлого столетия абсолютной величины около 9,5 млрд. тонн нефтяного эквивалента (т.н.э.). Около 80% мирового энергопотребления обеспечивается сжиганием угля, нефти, природного газа. В XXI веке рост мирового энергопотребления, несомненно, будет продолжаться, особенно в развивающихся странах, для которых экономическое развитие и повышение качества жизни населения неизбежно связаны со значительным увеличением количества потребляемой энергии, в первую очередь, ее наиболее универсального вида – электричества. К середине XXI века прогнозируется удвоение мирового энергопотребления и утроение потребления электроэнергии.

Общая тенденция роста энергопотребления усиливает зависимость большинства стран от импорта нефти и природного газа, обостряет конкуренцию за доступ к источникам энергоресурсов, порождает угрозу глобальной безопасности. Одновременно возрастает озабоченность экологическими последствиями энергопроизводства, в первую очередь, из-за опасности недопустимого загрязнения атмосферы выбросами продуктов сжигания углеводородного топлива.

Поэтому в не столь уж отдаленном будущем человечество будет вынуждено перейти на использование альтернативных «безуглеродных» технологий энергопроизводства, которые дадут возможность надежно в течение длительного времени удовлетворять растущие потребности в энергии без недопустимых экологических последствий. Однако приходится признать, что известные на сегодня альтернативные технологии, использующие возобновляемые источники энергии, такие как ветровая, солнечная, геотермальная, приливная и др., по своим потенциальным возможностям не могут рассматриваться в качестве базовых для крупномасштабного энергопроизводства.

По мнению многих ученых и специалистов, к числу которых относится и автор настоящей статьи, реальным энергетическим выбором человечества в XXI веке станет широкое использование ядерной энергии на основе реакторов деления^*. Атомная энергетика могла бы уже сейчас взять на себя значительную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии. Сегодня она обеспечивает около 6% мирового потребления энергии, в основном, в сфере производства электроэнергии, где ее доля составляет около 18 % (в России – около 16%).

Для более широкого использования ядерной энергии, с тем чтобы она стала основным базовым энергоисточником уже в текущем столетии, необходимы следующие условия:

• атомная энергетика должна отвечать требованиям гарантированной безопасности для населения и окружающей среды;
  
• располагаемые природные ресурсы для производства ядерного топлива должны обеспечить функционирование «большой» атомной энергетики по меньшей мере в течение нескольких столетий;
  
• технико-экономические показатели атомной энергетики не должны уступать лучшим известным энергоисточникам на углеводородном топливе.
  

Кратко охарактеризуем практическую реализуемость атомной энергетики, отвечающей перечисленным требованиям.

О гарантированной безопасности атомной энергетики. Несмотря на то, что вопросы безопасности атомной энергетики рассматривались и достаточно эффективно решались с момента ее зарождения системно и на научной основе, в период ее становления в мире имели место аварийные ситуации с недопустимыми выбросами радиоактивности, в том числе две крупномасштабные аварии: на АЭС «Три Майл Айленд» (США) и на Чернобыльской АЭС (СССР). В связи с этим Мировое Сообщество ученых и специалистов-атомщиков под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) разработало рекомендации, соблюдение которых практически исключает недопустимые воздействия на окружающую среду и население при любых физически возможных авариях на АЭС. В частности, рекомендации предусматривают, что если в проекте с достоверностью не обосновано, что расплавление активной зоны реактора физически исключается, то такая авария должна постулироваться и доказываться, что предусмотренные в конструкции реактора физические барьеры гарантированно исключают недопустимые последствия такой аварии для окружающей среды. Рекомендации МАГАТЭ вошли составной частью в национальные нормативы по безопасности атомной энергетики многих стран мира. Некоторые инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации современных быстрых реакторов, кратко описаны ниже.

Ресурсная база для производства ядерного топлива. Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых «тепловых» ядерных реакторах, в которых используется водяной или графитовый замедлитель нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах и его ограниченными запасами на Земле. Поэтому долговременная стратегия развития «большой» атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых «быстрых» ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций для последующего возврата в цикл невыгоревших делящихся изотопов.

В «быстром» реакторе бóльшая часть делений ядерного топлива вызывается быстрыми нейтронами с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название «быстрый реактор»). При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа урана-235, но и урана-238 – основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов «теплового реактора» очень низка. Принципиально важно, что в «быстром» реакторе при каждом акте деления ядер образуется дополнительное количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превращения U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239. Это превращение происходит в результате ядерной реакции:


+ ¹n_o ^{β- β-} .


Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется больше вторичного плутония, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название «бридинг» (от англ. breed – размножать). С этим термином связано принятое в мире название быстрых реакторов с плутониевым топливом – реакторы-бридеры.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что этот процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и, тем самым, почти в 100 раз увеличить энергетический «выход» из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Поэтому общепризнанно, что использование быстрых реакторов-бридеров – необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений. В нашей стране инициатором исследований и разработок по быстрым реакторам был академик Украинской Академии наук Александр Ильич Лейпунский, который до своей кончины (1972 г.) был научным руководителем Обнинского Физико-энергетического института (ФЭИ).

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей, как то: высокая энергонапряженность топлива, необходимость обеспечения его интенсивного охлаждения, высокий уровень рабочих температур теплоносителя и элементов конструкции реактора и оборудования, большие потоки быстрых нейтронов и вызванные ими радиационные повреждения конструкционных материалов и др. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, Франции, Великобритании и Германии.

Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды –теплоносителя – для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на его повышенную химическую активность по отношению к воде и водяному пару. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства, низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионно-эрозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота поддержания его чистоты в процессе эксплуатации.

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 г. на восточном побережье Каспийского моря. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии (рис.1). Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная мощность шла на опреснение морской воды. Заметим, что одной из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем является наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, что диктуется соображениями безопасности реактора.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1988 гг. в составе Мангышлакского энергокомбината и завода опреснения морской воды в г.Шевченко (ныне – Мангистаус, Казахстан), превысив на 5 лет свой проектный ресурс.

Рис.1. Принципиальная схема реактора БН-350

1 – напорная камера реактора; 2 - активная зона; 3 - промежуточный теплообменник; 4 – фильтр системы очистки натрия; 5 - баки слива проточек циркуляционных насосов; 6 – циркуляционный насос натрия первого контура; 7 – циркуляционный насос натрия второго контура; 8 – испаритель парогенератора; 9 – пароперегреватель


Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае аварийной разгерметизации натриевых трубопроводов могла возникнуть пожароопасная ситуация. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР было начато проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором исключались натриевые трубопроводы большого диаметра и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора (рис.2). Это позволило практически исключить возможность разгерметизации первого натриевого контура, что в свою очередь снизило пожароопасность установки, повысило уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Рис.2. Принципиальная схема быстрого энергетического реактора БН-600

1 – напорная камера теплоносителя, 2 – активная зона реактора, 3 - насос первого натриевого контура, 4 – промежуточный теплообменник, 5 – фильтр системы очистки натрия, 6 - рекуператор, 7 - насос второго контура, 8 - буферная емкость, 9 - парогенератор, 10 - питательный насос, 11 - деаэратор, 12 - конденсатный насос, 13 - конденсатор, 14 - турбогенератор, 15 - турбина.


Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 г. в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция (табл.1).

Белоярская АЭС с реактором БН-600

Таблица 1. Коммерческие быстрые реакторы

Характеристика	БН-600 (Россия)	Super-Phenix-I* (Франция)	Проекты
			БН-800** (Россия)	БН-1800 (Россия)	Super-Phenix-II (Франция)	CDFR (Англия)
Электрическая мощность, МВт	600	1200	880	1800	1500	1300
Тепловая мощность, МВт	1470	3000	2100	4000	-	3230
Температура теплоносителя на выходе из реактора, ºС	550	540	547	575	545	540
Давление пара, МПа	14,0	18,0	14,0	250	18,0	16,0
Температура пара, ºС	500	490	490	525	490	490
Коэффициент воспроизводства	1,3	1,18	1,0-1,35	~1,0	1,15	1,25
* Остановлен. ** Строится на Белоярской АЭС.

Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения безопасности как при нормальной работе, так и при различных аварийных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключения недопустимых воздействий на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных защитных систем, использования локализующих систем, ограничивающих последствия потенциально возможных аварий.

Самозащищенность реактора основана, в первую очередь, на действии отрицательных обратных связей, стабилизирующих процесс деления ядерного топлива при отклонениях температуры и мощности реактора, а также – на свойствах используемых в реакторе материалов. Для иллюстрации внутренне присущей быстрым реакторам безопасности укажем некоторые их особенности, связанные с использованием в них натриевого теплоносителя. Натрий имеет высокую температуру кипения (883ºС при нормальных физических условиях), что позволяет поддерживать в корпусе реактора давление, близкое к атмосферному. Это упрощает конструкцию реактора и повышает его надежность. Корпус реактора не подвергается в процессе работы большим механическим нагрузкам и коррозионному воздействию теплоносителя, поэтому его разрыв еще менее вероятен, чем в существующих реакторах с водой под давлением, где он относится к классу гипотетических. В то же время реализация такой аварии в быстром реакторе не представляет опасности с точки зрения надежного охлаждения ядерного топлива, поскольку корпус окружен равнопрочным герметичным страховочным кожухом, а объем возможной утечки натрия в этот кожух незначителен. Разгерметизация трубопроводов любого размера в быстром реакторе интегральной конструкции также не приводит к опасной ситуации. Благодаря значительной теплоемкости теплоносителя, находящегося в реакторе, рост средней температуры натрия в реакторе в случае полного прекращения отвода тепла в пароводяной контур не превышает 30 градусов в час. С учетом значительного запаса до температуры кипения натрия это дает резерв времени, достаточный для принятия мер по ограничению последствий подобной маловероятной аварии.

В современном проекте реактора БН-800, в котором использованы основные инженерные решения БН-600, реализованы дополнительные конструктивные решения, обеспечивающие сохранение герметичности реактора и исключение недопустимого воздействия на окружающую среду, даже при постулированной маловероятной аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Многолетняя эксплуатация быстрых реакторов подтвердила достаточность и эффективность предусмотренных мер обеспечения безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, переоблучением персонала и, тем более, местного населения. Быстрые реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе, они легко управляются. Освоена технология натриевого теплоносителя, которая эффективно нейтрализует такой его недостаток, как пожароопасность. Утечки и горение натрия уверенно обнаруживаются, а их последствия надежно локализуются. В последние годы все более широкое применение в проектах быстрых реакторов находят системы и устройства пассивного принципа действия, способные перевести реактор в безопасное состояние без вмешательства персонала и подвода энергии извне.

Технико-экономические показатели быстрых реакторов. Особенности натриевой технологии, дополнительные меры безопасности, консервативный выбор проектных решений первых реакторов БН-350 и БН-600 стали причинами повышенной их стоимости по сравнению с реакторами, охлаждаемыми водой. Однако главной задачей создания первых быстрых реакторов было представительное подтверждение их работоспособности, безопасности и надежности. Эта задача и была решена созданием и успешной эксплуатацией указанных реакторов. При создании следующей реакторной установки БН-800 для энергоблока, рассматривавшегося в качестве серийного для массового использования в атомной энергетике, ее технико-экономическим характеристикам было уделено более пристальное внимание. В результате удалось существенно сблизиться по удельным капитальным затратам с основным типом реакторов, используемых в современной атомной энергетике России, – ВВЭР-1000.

Проблема достижения конкурентоспособности быстрых реакторов в современных условиях выходит на первый план. К настоящему времени можно считать установленным, что быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют большой потенциал технико-экономического совершенствования. Определены основные направления улучшения их экономических характеристик при одновременном повышении уровня безопасности. К их числу относятся:

• повышение единичной мощности реактора и основных компонентов энергоблока;
  
• совершенствование конструкции основного оборудования;
  
• переход на закритические параметры пара с целью увеличения термодинамического КПД цикла преобразования тепловой энергии;
  
• оптимизация системы обращения со свежим и отработавшим топливом;
  
• увеличение глубины выгорания ядерного топлива;
  
• создание активной зоны с высоким внутренним коэффициентом воспроизводства (до КВ≈1);
  
• увеличение срока службы до 60 и более лет.
  

Совершенствование отдельных видов оборудования, как показали конструкторские проработки, выполненные в ОКБМ, может оказать весьма существенное влияние на улучшение технико-экономических показателей и реакторной установки, и энергоблока в целом. Например, проработки по совершенствованию системы перегрузки реактора БН-1800 показали возможность значительного уменьшения металлоемкости этой системы. Замена модульных парогенераторов на корпусные оригинальной конструкции позволяет значительно уменьшить площадь, объем и материалоемкость парогенераторного отделения энергоблока.

Влияние мощности реактора и технологического совершенствования оборудования на металлоемкость и уровень капитальных затрат можно видеть из табл.2.


Таблица 2. Эволюция удельных экономических показателей реакторных установок типа БН

Параметр	БН-600 (эксплуати-руется)	БН-800 (строится)	БН-1800 (концептуальный проект)
Мощность реактора, МВт: тепловая электрическая	1470 600	2100 880	4000 1780
Удельные затраты металла по реакторной установке, отн.ед.	1	0,7	0,33
Удельные кап.вложения в сооружение одноблочной АЭС, отн.ед.	1	0,9	0,48

Реализация потенциала технико-экономического совершенствования быстрых реакторов, естественно, потребует определенных усилий со стороны научных и проектных организаций и промышленных предприятий. Так, для увеличения глубины выгорания ядерного топлива потребуется разработка и освоение производства более радиационно-стойких конструкционных материалов активной зоны реактора. Работы в этом направлении в настоящее время ведутся.

Избыток нейтронов в быстрых реакторах и их энергетический спектр, в котором делятся все трансурановые элементы (актиноиды), образующиеся в ядерном топливе, позволяют осуществить в них эффективное «сжигание» наиболее опасных и долгоживущих радионуклидов из отходов топливного цикла. Это имеет принципиальное значение для решения проблемы обращения с радиоактивными отходами атомной энергетики. Дело в том, что период полураспада актиноидов далеко выходит за рамки имеющихся научных данных, используемых для обоснования сроков стабильности геологических формаций, рассматриваемых в настоящее время в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие открывает возможность радикального решения проблемы захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики. Кроме этого, переработка облученного ядерного топлива в таком цикле позволяет многократно уменьшить физический объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Таким образом, формирование структуры атомной энергетики, включающей, наряду с «тепловыми», быстрые реакторы-бридеры, работающие в замкнутом топливном цикле, позволит создать безопасную энерготехнологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества.