Размещено на http://www.allbest.ru/

Министерство образования Республики Беларусь

Учреждение образования

«Международный государственный экологический

университет имени А.Д. Сахарова»

Факультет мониторинга окружающей среды

Кафедра ядерной и радиационной безопасности

Доклад по теме:

Быстрые реакторы. История. Отличия быстрых реакторов от тепловых. 4 поколение реакторов на быстрых нейтронах

Подготовили студенты 4-го курса

ФМОС сп. ЯиРБ Гр.01051

Петухов М.Н.

Семенихина В.И.

Янкович В.В.

Минск, 2014

История развития реакторов на быстрых нейтронах

Слайд 2. Теоретические и экспериментальные исследования по быстрым реакторам (БР) были начаты практически одновременно с работами по созданию реакторов на тепловых нейтронах. Физический пуск первого реактора на быстрых нейтронах под названием «Клементина» - опытный реактор мощностью 25 кВтт с охлаждением ртутью, построенный на площадке Омега (ТА-2) в Лос Аламосе.

Слайд 3. Если не считать установку CLEMENTINE (1946), то первый демонстрационный реактор на быстрых нейтронах EBR-I был запущен 20 декабря 1951 года в Айдахо (США). Теплоносителем в нем служила смесь натрия и калия. В 1963 году на смену ему пришел EBR-II, эксперименты на котором позволили продемонстрировать возможность замыкания ядерного топливного цикла и расширенного воспроизводства плутония-239 вместо добычи урана из недр земли.

Конечно, эти устройства обладали чрезвычайно низкой мощностью, поскольку перед ними стояли другие задачи: отработка технических решений для создания более мощных реакторов. Тот же самый подход использовался и в других странах.

Слайд 4. В 1955 году первый исследовательский быстрый реактор нулевой мощности (при его работе тепло практически не выделялось) был запущен в СССР - в Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) под руководством А.И. Лейпунского (рисунок 1). В том же институте двумя годами позже запустили исследовательский реактор БР-2 с ртутным теплоносителем.

Рис. 1. Александр Ильич Лейпунский

Слайд 5. В 1954-1955 годах реакторы ZEUS и ZEPHYR были опробованы в Великобритании. Быстрый французский реактор RAPSODIE заработал в 1967, а японский JOYO - в 1977 году.

Таким образом, ведущие державы подключились к развитию этой многообещающей технологии. Что же произошло потом? По какой причине исследовательские программы в области развития быстрой энергетики были свернуты?

Многие считают, что свою роль сыграли аварии на исследовательских и энергетических реакторах. Например, в том же США интерес к бридерам упал после аварии на реакторе «Fermi-I» с расплавлением активной зоны (1966). В 1995 году (через год после пуска) из-за разлива натрия из второго контура был остановлен реактор MONJU (Япония).

Слайд 6. Частые технические проблемы и аварии на французских быстрых реакторах Phenix и Superphenix привели к их закрытию в 2009 и 1997 годах соответственно. Эти реакторы были довольно мощными: электрическая мощность Phenix составляла 250 мегаватт, а Superphenix - 1200 мегаватт. Французским специалистам было особенно обидно, что эти мощные установки имели статус исследовательских! Но они и не могли быть надежными источниками электроэнергии.

И вот еще один наглядный пример - в Германии установка с быстрым реактором SNR-300 была построена еще в 1985 году, но так до сих пор и не запущена.

Слайд 7. Бесценный опыт был получен при эксплуатации экспериментальных установок БР-5 (после реконструкции их мощность повысилась, и название стало БР-10) и БОР-60, энергетических реакторов БН-350 и БН-600.

На БР-5 (Физико-энергетический институт, г. Обнинск) были проведены важнейшие исследования в области физики и технологии радиоактивного натрия, работоспособности твэлов. Необходимость выполнения таких исследований понятна: ученые не имели достаточных сведений о том, как поведут себя в условиях реактора различные материалы, насколько они окажутся надежными и как с ними, в конце концов, обращаться.

Реактор БОР-60 (Научно-исследовательский институт атомных реакторов, г. Димитровград) использовался для испытаний ядерного топлива, отработки новых технологий.

Слайд 8. Затем, накопив опыт, перешли к крупной промышленной установке: реактор БН-350 (рисунок 2) заработал в 1972 году в Актау (г. Шевченко, Казахстан). Он не только производил электроэнергию, но и использовался для опреснения воды Каспийского моря, стал экспериментальной базой для крупномасштабного освоения технологии натрия, физических исследований и испытаний топливных сборок и других элементов активной зоны. Результаты его эксплуатации были положены в основу наиболее успешного в настоящее время проекта энергетического реактора на быстрых нейтронах БН-600. Этот реактор уже в течение 30 лет успешно работает на Белоярской АЭС (г. Заречный, Свердловская область; рисунок 3); опыт его эксплуатации сегодня вызывает живейший интерес зарубежных ученых и инженеров.

Рис.2. Энергоблок с реактором БН-350

Рис. 3. Белоярская АЭС

Слайд 9-10. Все типы быстрых реакторов выведенных из эксплуатации, эксплуатируемых и находящихся в проекте представлены в таблице 1.



Таблица 1. «Основные технические характеристики быстрых реакторов



Принцип работы реакторов на быстрых нейтронах

Слайд 11. В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенным 235U топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей

из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный 228U или 232Th). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Основное назначение реактора на быстрых нейтронах - производство оружейного плутония (и некоторых других делящихся актинидов), компонентов атомного оружия. Но подобные реакторы находят применение и в сфере энергетики, в частности, для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония 239Pu из 238U с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Слайд 12. Реактор-размножитель, ядерный реактор, в котором «сжигание» ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реакторе-размножителе, нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (например, 235U), взаимодействуют с ядрами помещенного в реактор сырьевого материала (например,238U), в результате образуется вторичное ядерное топливо (239Pu). В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топливо представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, сжигается 235U, воспроизводится 233U), в реакторе типа реактор - конвертер - изотопы разных химических элементов (например, сжигается 235U, воспроизводится 239Pu).

В быстрых реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15% изотопа 235U . Такой реактор обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного горючего (в нем наряду с исчезновением атомов, способных к делению, происходит регенерация некоторых из них (например, образование 239Pu)). Основное число делений вызывается быстрыми нейтронами, причем каждый акт деления сопровождается появлением большого (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые при захвате ядрами 238U превращает их (посредством двух последовательных в--распадов) в ядра 239Pu, т.е. нового ядерного топлива. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего (235U) в реакторах на быстрых нейтронах образуется 150 ядер 239Pu, способных к делению. (Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т.е. на 1 кг 235U получается до 1,5 кг Pu). 239Pu можно использовать в реакторе как делящийся элемент.

С точки зрения развития мировой энергетики, преимущество реактора на быстрых нейтронах (БН) состоит в том, что он позволяет использовать как топливо изотопы тяжелых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th, которых в природе значительно больше, чем 235U - основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего 235U. Отметим, что в обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

Слайд 13. БН - ядерный реактор, на быстрых нейтронах. Корпусной реактор-размножитель. Теплоносителем первого и второго контуров обычно является натрий. Теплоноситель третьего контура - вода и пар. В быстрых реакторах замедлитель отсутствует.

К достоинствам быстрых реакторов можно отнести большую степень выгорания топлива (т.е. больший срок кампании), а к недостаткам - дороговизну, из-за невозможности использования простейшего теплоносителя - воды, конструкционной сложности, высоких капитальных затрат и высокой стоимости высокообогащенного топлива.

Высокообогащенный уран - уран с содержанием изотопа урана-235 по массе равным или более 20 %. Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо достижение максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах. Теплосъём в таком реакторе можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например натрия, калия или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы. Обычно используются жидкие металлы, например, расплав натрия (температура плавления натрия 98 °C). К недостаткам натрия следует отнести его высокую химическую активность по отношению к воде, воздуху и пожароопасность. Температура теплоносителя на входе в реактор - 370 оС, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293.

Типы быстрых реакторов

Слайд 14. Реакторы на быстрых нейтронах можно разделить по его конструкции на два типа: реактор бассейнового типа и петлевого типа. Конструкции данных реакторов представлены на рисунке 4.

Рис. 4. Конструкционные особенности бассейнового и петлевого типа быстрых реакторов

По используемому теплоносителю быстрые реакторы разделяются на газоохлаждаемые и использующие в качестве теплоносителя жидкий металл.

Реактор с газовым охлаждением

Слайд 15. В реакторе на быстрых нейтронах с газовым охлаждением активная зона, контуры циркуляции гелия и парогенератор размещаются в корпусе высокого давления из предварительно напряженного железобетона.

Рис. 5. Реактор с газовым охлаждением

Основные компоненты реакторной установки и их конфигурация такие же, как и для реакторов на тепловых нейтронах с газовым охлаждением. Особенностью быстрого реактора с гелиевым охлаждением является необходимость использования высокого давления (порядка 70 - 100 атм) для переноса тепла из активной зоны реактора в парогенератор. Поскольку гелий не активируется и не реагирует с водой в парогенераторе, отпадает необходимость в промежуточных теплообменниках. При этом достигается значительное упрощение конструкции всей системы, если не считать необходимости в компрессорах для создания высокого давления газа, на что уходит до 7 % вырабатываемой энергии. При давлении 8 - 12 МПа гелий имеет очень хорошие термодинамические свойства, необходимые для охлаждения быстрых реакторов, у которых энергонапряженность в активной зоне составляет порядка 280 кВт/л. Благодаря хорошим нейтронно-физическим свойствам гелия, в GFR упрощается система регулирования реактора и может быть получен высокий коэффициент воспроизводства - порядка 1,4 и даже выше. В 1960-е годы Савелий Фейнберг из Курчатовского института показал, что в таких реакторах коэффициент воспроизводства теоретически может достигать даже значения 2,0. Определенным недостатком гелиевого охлаждения можно считать небольшой положительный температурный коэффициент реактивности.

Основной проблемой реактора на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением является разработка и испытание соответствующего топлива. Работа над GFR в рамках программы Generation-IV использует преимущества высокотемпературных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах - для сжигания минорных актиноидов и наработки топлива (бридинг). Тепловые потоки в таком реакторе могут быть выше, чем в тепловом реакторе с газовым охлаждением. Топливо из микрочастиц (система TRISO) в графитовых призмах теплового реактора не может быть использовано в быстром из-за замедления нейтронов в графите. Выбор топлива ограничен необходимостью иметь большую плотность делящихся и малое количество паразитных материалов - чтобы не уменьшать показатели воспроизводства, и достаточную прочность, чтобы продукты деления не попадали в теплоноситель.

Слайд 16. В качестве топлива для быстрого реактора с газовым охлаждением рассматривается композитное керамическое топливо или соединения актиноидов, покрытые керамикой. Рассматриваются также активные зоны на базе пластинчатых топливных сборок или призматических блоков. В общем и целом можно заключить, что разработка топлива для быстрого реактора с газовым теплоносителем находится на начальной стадии. Стоит отметить, что вследствие прозрачности и химической инертности гелия появляется возможность визуального наблюдения за работой реактора и перегрузкой в нем топлива. Применение гелия в целом упрощает конструирование реактора и целиком снимает проблему коррозии реакторных материалов.

К проблемам GFR также следует отнести высокую текучесть гелия и сложность контроля его утечки. Кроме того, при аварийном падении давления естественная циркуляция оказывается малоэффективной для отвода остаточного тепловыделения. Нужна надежная дополнительная система аварийного охлаждения.

Следует также отметить, что разработка GFR может принципиально привести к созданию установок, которые окажутся во много раз более экономичными, чем быстрые реакторы-размножители с жидкометаллическим охлаждением. Представляется вполне реальным проект быстрого бридерного реактора с газовым охлаждением для работы в прямом энергетическом цикле, в котором газовый теплоноситель из реактора будет поступать прямо на газовую турбину, связанную с динамомашиной. Разработка такого цикла могла бы существенно снизить капитальные затраты на строительство быстрых реакторов-размножителей. В этом смысле успешная реализация совместного российско-американского проекта реактора «Газовая турбина - модульный гелиевый реактор» (ГТ-МГР) могла бы решить часть этих проблем.

Реактор с жидкометаллическим теплоносителем (на примере свинцового теплоносителя)

Слайд 17. Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем предусматривается в двухконтурном исполнении. В качестве теплоносителя во втором контуре рассматривается вода-пар.

Рис. 6. Реактор со свинцовым охлаждением

При отказе от высоких темпов воспроизводства в PbFR с умеренной напряженностью температура оболочек твэлов в «горячей точке» снижается до 650 єС, приемлемой для сталей ферритно-мартенситного класса, мало распухающих и стойких в свинцовой среде при поддержании в ней соответствующей активности кислорода.

Некоторые системы безопасности, необходимые для АЭС с PbFR, не являются освоенными и широко применяемыми, поэтому потребуется представительное расчетное и экспериментальное подтверждение их работоспособности. Еще одна специфическая проблема безопасности двухконтурной реакторной установки со свинцовым теплоносителем состоит в том, что в случае расплавления активной зоны топливо реактора будет всплывать. Разработка технических решений по управлению процессом перемещения топлива и его локализации с гарантированным исключением образования вторичных критических масс представляется довольно сложной.

Быстрые реакторы эксплуатируемые в мире.

Слайд 18. MONJU

Слайд 19. MONJU - реакторная установка (РУ) петлевого типа с реактором на быстрых нейтронах, в качестве теплоносителя используется жидкий натрий.

Схематическое изображение реактора приведено на рис. 1.

«Холодный» натрий поступает через входной патрубок в напорную камеру реактора. Через раздающий коллектор натрий подается в тепловыделяющие сборки (ТВС) активной зоны. Пройдя активную зону, натрий подогревается и поступает в верхнюю камеру, где омывает колонну системы управления и защиты (СУЗ). Поднимается вверх до зоны перелива разделительной обечайки и поступает в выходной патрубок. В результате петлевой компоновки РУ промежуточные теплообменники и циркуляционные насосы вынесены из бака реактора.

Рис.7. Конструктивные особенности верхней камеры

Основные элементы конструкции верхней камеры реактора MONJU представлены на рис. 2. Характерной особенностью камеры является наличие цилиндрической разделительной обечайки с двумя рядами отверстий, отделяющей основной объем верхней камеры от выходных патрубков и формирующей опускную щель. Еще одна особенность конструкции заключается в наличии крайне затесненной надзонной области, состоящей из направляющих регулирующих стержней, подводящих трубок (ПТ), перфорированной плиты (ПП) и чехлов надзонных термопар (НТ). Азимутальную асимметрию в конструкцию вносит перегрузочная машина.

Рис.8. Реактор Феникс

Слайд 21-22. Феникс - реактор на быстрых нейтронах бассейнового типа с натриевым теплоносителем с тепловой мощностью 563 МВт и электрической мощностью 250 МВт. Был введен в эксплуатацию в 1973 году и остановлен в 2009. С 1993 года он работал на пониженной мощности, 350 МВт тепловой и 140 МВт электрической.

Блок реактора представлен на рисунке 1.

Верхняя крышка плиты поддерживает все корпусы, обеспечивает биологическую защиту, и позволяет прохождение компонентов.

Основной корпус, 11,8 м в диаметре, позволяет прокачку около 800 тонн натрия первого контура,. Корпус с двойной оболочкой, приваренный к верхней части основного корпуса, сделан с целью предотвратить любую возможную утечку натрия.

Холодный натрий подается через две гидравлические перегородки. Три вертикальных первичных насоса обеспечивают циркуляцию натрия, натрий попадает в холодный бассейн, и сбрасывается в diagrid через три патрубка.

Активная зона состоит из массива гексагональных сборок, с шириной 127 мм, и общей длиной 4,3 м. Каждая сборка содержит 217 стержня. В качестве топлива используется смешанный оксид урана и плутония. В активной зоне, центральной зоне деления, состоящей из двух зон, с различными значениями обогащения, окружен кольцевыми плодородными зонами, а в дальнейшем стальными отражателями, и боковыми стержнями нейтронной защиты.

Контроль реактора был обеспечен, на начальном этапе, посредством 6 контролирующих стержней и двух различных приводных механизмов. Еще стержень, расположенный в центре средней линии, был добавлен в 1996 году.

Слайд 23. Шесть промежуточных теплообменников, связанных попарно в три вторых контура, удаляет тепло, выделяемое ядром. Это прямые теплообменники. Первичный натрий циркулирует снаружи труб.

Три вторичные петли служат для передачи тепла от промежуточных теплообменников к парогенераторам (см. рис. 2).

Каждый второй контур несет около 140 тонн натрия и состоит из одного механического насоса, Каждый второй контур питает парогенератор, состоящий из трех частей: испарителя, пароперегревателя и повторного обогревателя.

Замена топлива осуществляется после останова реактора, первичная температура натрия устанавливается 250 ° С (см. рис. 3).

Слайд 24. Некоторые технические характеристики изложены в таблице.

Таблица 2. Технические характеристики реактора Феникс

Параметр	1974-1993 (563 МВт)	1993-2009 (350 МВт)
Тепловая мощность (МВт)	563	345
Валовая электрическая мощность (МВт)	250	142
Чистая электрическая мощность (МВт)	233	129
Поток нейтронов в центре активной зоны (н/см2*с)	7*1015	4,5*1015
Температура натрия на выходе из первого контура (°C)	560	530
Температура натрия на входе первого контура (°C)	400	385
Температура натрия на выходе второго контура (°C)	550	525
Температура перегретого пара (°C)	512	490
Давление турбинного пара (барн)	163	140

Слайд 25. Основное устройство Бн-800

Слайд 26. Энергоблок состоит из реакторной установки на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и одной турбоустановки.

Особенностью реакторной установки типа БН является интегральная компоновка первого контура, когда основное оборудование и активный теплоноситель первого контура сосредоточены в баке реактора.

Тепловая схема энергоблока с реактором БН-800 - трехконтурная.

Первый контур включает три петли, каждая из которых имеет главный циркуляционный насос (ГЦН-1), управляемый обратный клапан и два промежуточных теплообменника (ПТО).

Второй контур (промежуточный) также включает три петли, каждая из которых состоит из двух ПТО, модульного парогенератора (ПГ), буферной емкости, ГЦН-2 и трубопроводов. Теплоносителем в промежуточном втором контуре является натрий.

Третий контур (паро-водяной) состоит из трёх секций модульного ПГ и одного турбоагрегата.

ГЦН-1 каждой петли подает натрий в напорную камеру реактора и далее в тепловыделяющие сборки (ТВС) активной зоны и зоны воспроизводства, а также на охлаждение корпуса реактора, нейтронной защиты и внутрибаковой биологической защиты. Натрий, нагретый в активной зоне реактора до температуры 547 оС, поступает в ПТО каждой петли, где передает тепло натрию второго контура, и возвращается на вход ГЦН-1. Натрий второго контура, нагретый в ПТО данной петли до температуры 505 оС, поступает в модульный ПГ, где генерирует и перегревает пар.

Сепарация и промежуточный перегрев пара, отработавшего в цилиндре высокого давления турбины, осуществляется в СПП.

Для исключения попадания радиоактивного натрия первого контура во второй контур давления натрия второго контура принято выше давления натрия первого контура. Проектом предусматривается поддержание разности давлений в контурах как за счет создания соответствующего давления в газовых полостях контуров, так и за счет компоновки оборудования.

Перед заполнением натриевые контуры вакуумируются, заполняются инертным газом (аргоном) и разогреваются. Разогрев реактора производится горячим газом с помощью систем газового разогрева. Остального оборудования и трубопроводов - с помощью электрообогрева до 250 оС. Конденсатор турбины охлаждается водой из водохранилища.

Слайд 27. Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга, на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем управления и защиты, перегрузки ТВС, контроля активной зоны. Корпус реактора заключен в страховочный кожух, исключающий возможность вытекания натрия из реактора даже при разрывах его корпуса. Активная зона и зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами «под ключ» 96 мм.

Слайд 28. Тепловыделяющая сборка состоит из твэлов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках и хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. Твэлы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенной окиси урана (или смеси окиси урана) и окиси плутония, а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси "отвального" урана. Твэлы зоны воспроизводства заполнены брикетами из "отвального" урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.

Слайд 29. Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (бланкетом), заполненными воспроизводящим материалом - обедненным ураном, содержащим 99,7 - 99,8 % 238U (Рис. 9).

Рис. 9. Картограмма загрузки реактора БН-800 1-ТВС активной зоны с малым обогащением топлива ураном 235; 2-ТВС активной зоны со средним обогащением; 3-ТВС активной зоны с большим обогащением; 4-ТВС внутренней зоны воспроизводства; 5-ТВС внешней зоны воспроизводства; 6-Хранилище отработавших сборок; 7-Стержни автоматического регулирования; 8-Стержни аварийной защиты; 9-Компенсирующие стержни; 10-Фотонейтронный источник.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20 - 27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

Слайд 30. Накопленный опыт НИОКР и опыт эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем указывает на следующие, безусловно подтвержденные свойства внутренне присущей безопасности:

· Устойчивая отрицательная обратная связь по мощности и температуре, определяемая отрицательными значениями температурного и мощностного эффектов реактивности; отсутствие отравления реактора после его останова.

· Незначительные изменения пространственного распределения нейтронных потоков в процессе нормальной эксплуатации и динамических режимах при возмущениях по входным параметрам (температура и расход теплоносителя, реактивность); исключительная простота управления реактором.

· В корпусе реактора давление близко к атмосферному. В то же время температура кипения натрия при этом примерно на 300 оС превышает максимальную температуру теплоносителя в наиболее напряженной сборке.

· Разгерметизация трубопроводов первого контура любого размера в полностью интегральном реакторе не приводит к ядерноопасным авариям.

· Большая теплоемкость первого контура реактора. Расчеты, подтвержденные прямыми экспериментами на БН-350 и БН-600, показывают, что в условиях полного прекращения теплоотвода от первого контура после срабатывания аварийной защиты рост средней температуры натрия в первом контуре реактора не превышает 30 оС/час. С учетом большого запаса до температуры кипения натрия это даёт резерв времени для принятия мер по ограничению последствий данной запроектной аварии.

· Незначительное уменьшение коэффициента теплоотдачи натрия при переходе в режим естественной циркуляции.

· Эффективная естественная циркуляция, обеспечивающая отвод остаточного тепловыделения от активной зоны при потере принудительных источников циркуляции.

Слайд 31-32.



Таблица 3.

Слайд 33. В проекте блока дополнительно к вышеперечисленным свойствам внутренне присущей безопасности и самозащищенности быстрых реакторов реализованы следующие меры:

· внедрение в проект реактора активной зоны с нулевым значением натриевого пустотного эффекта реактивности (Натриевый пустотный эффект реактивности также является результатом эффективного изменения плотности жидкого натрия при его закипании. Однако здесь отчетливо проявляется специальная компонента, которая очень слабо присутствует и в других эффектах изменения плотности -это компонента смещения или изменения спектра. Натриевый пустотный эффект на плутониевом оксидном топливе связан с тем, что при образовании пустот (пузырьков) спектр нейтронов становится более жестким (т.е. растет средняя энергия нейтронов). Но с ростом энергии возрастает количество вторичных нейтронов на деление нf (на каждый МэВ добавка примерно 0.3-0.4), которое на плутонии так равно нf =3.2. Поскольку в быстрых ректорах коэффициент размножения можно просто выразить как Кэфф=нf*У f /Уа , то этот рост ведет к прямому росту К. Тем не менее, на урановом оксидном топливе, где нf=2.9, эффект остается отрицательным.), параметры которой обоснованы многолетними расчетными и экспериментальными исследованиями, в том числе и на БФС;

· внедрение в проект реактора специальных технических устройств, самопроизвольно (без вмешательства автоматики) ограничивающих максимальный интегральный вылив натрия 1-го контура при гильотинном разрыве внешних трубопроводов вспомогательных систем, не имеющих страховочного кожуха;

· Слайд 34. разработка в составе проекта РУ пассивно срабатывающих стержней аварийной защиты (ПАЗ) в авариях с потерей принудительного расхода; конструкция полномасштабного макета этого органа была испытана на водяном стенде;

· разработка в составе проекта поддона для улавливания и охлаждения расплавленного топлива в гипотетических ситуациях;

· Слайд 35. разработка в составе проекта высокоэффективной системы защиты парогенератора.



Рис. 10 Реактор БН-800

Слайд 36. Проект реактора БН-800 наследует все основные принципиальные технические решения, которые были реализованы в реакторе БН-600. В то же время в проект РУ БН-800 введены принципиально новые решения, направленные на дальнейшее повышение уровня безопасности реакторов типа БН, а именно:

· дополнительная «пассивная» защита из трех гидравлических взвешенных в потоке натрия поглощающих стержней, падающих в активную зону при снижении расхода до 50% от номинального;

· система отвода остаточных тепловыделений через воздушные теплообменники, присоединенные к каждой из петель второго контура, и также работающая на пассивном принципе;

· локализующее устройство для сбора и удержания фрагментов активной зоны в случае ее расплавления в запроектных авариях, предотвращающее попадание топлива на днище корпуса реактора и его выход за пределы первого контура. Повторная критичность в этом случае исключается;

· натриевая полость в верхней части ТВС активной зоны, выполненная для обеспечения НПЭР <в эфф. при использовании смешанного оксидного или нитридного топлива;

· пассивные устройства для разрыва «сифонов» при течах натриевых трубопроводов первого контура, выходящих за пределы корпуса реактора.

В результате этих мероприятий реактор получил высокую устойчивость к запроектным авариям. В связи с этим реальный опыт по усовершенствованным системам безопасности на примере действующего реактора БН-800 будет являться важным этапом развития БН.

Использование таких новых технических решений, как увеличение мощности реактора с 1470 МВт (тепл.) в БН-600 до 2100 МВт (тепл.) в БН-800 в практически неизменном корпусе реактора, использование паро-парового промперегрева пара, усовершенствование и сокращение числа вспомогательных систем и т.д., привело к существенному снижению удельной металлоемкости проекта (с 4.3 т/МВт (тепл.) в БН-600 до 2.7 т/МВт (тепл.) в БН-800), т.е. к повышению конкурентоспособности БН.

Усовершенствованный реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ

В настоящее время в России разработан (институт энерготехники им. Н.А.Долежаля) проект быстрого реактора естественной безопасности и экономичности с топливом UN-PuN и со свинцовым теплоносителем «БРЕСТ» с пристанционным топливным циклом для крупномасштабной энергетики будущего. Электрическая мощность 300 и 1200 МВт.

БРЕСТ - энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара.

Преимущества реакторной установки: естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения; долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана; нераспространение ядерного оружия за счет исключения наработки плутония оружейного качества и пристанционной реализации технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония; экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия; экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U, высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства.

Слайд 39. Естественная радиационная безопасность обеспечена:

- использованием высококипящего (Ткип=2024К), радиационно стойкого и слабо активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного при контакте с водой и воздухом, что позволяет осуществлять теплоотвод при низком давлении и исключает пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и любых перегревах теплоносителя;

- использованием плотного (с=14,3 г/см3) и теплопроводного мононитридного топлива, работающего при низких температурах (Тмах<1150К при Тпл=3100К), что обеспечивает малые величины радиационного распухания (~1% на 1% выгорания) и выход газовых продуктов (<10% от образовавшихся), тем самым исключается контактное воздействие топлива на оболочку, нагружая ее лишь к концу кампании избыточным газовым давлением < 2 МПа;

- использованием бесчехловых ТВС с широкой решеткой твэлов в активной зоне умеренной энергонапряженности (максимальная ~200 МВт/м3), исключающим потерю теплоотвода при локальном перекрытии проходного сечения в ТВС, обеспечивающим высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя;

Рис 11. Реактор Брест-300

- выбором конструкции активной зоны со свинцовым отражателем, состав и геометрия которых обеспечивают полное воспроизводство топлива (КВА~1), небольшие по величине и отрицательные мощностной, температурный и пустотный эффекты реактивности, небольшой суммарный запас реактивности, исключающий неконтролируемый разгон реактора на мгновенных нейтронах при несанкционированном взводе всех органов регулирования в любом состоянии реактора;

- использованием пассивных систем защиты реактора прямого действия по расходу и температуре теплоносителя на входе и выходе из активной зоны;

- использованием пассивной системы внешнего воздушного аварийного охлаждения реактора через корпус;

- высокой теплоаккумулирующей способностью свинцового контура.

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и

контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов. Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.

Слайд 40. Реактор БРЕСТ отличается от эксплуатируемых в настоящее время аппаратов в конструктивном плане. Реактор относится к установкам бассейнового типа. Свинец как теплоноситель предпочтителен для реакторов с умеренными нагрузками, так как не вступает во взаимодействие с водой и воздухом, не горюч, радиационно стоек, слабо активируем. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счет создаваемой насосами разности уровней нагретого и «охлажденного» вещества. К особенностям реактора следует также отнести конструкцию твэлов. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счет изменения обогащения урана в твэлах, то в реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра (9,1 мм, 9,6 мм, 10,4 мм). В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию "сжигать" до 80 кг как "собственных" актиноидов, так и полученных из облученного ядерного топлива тепловых АЭС.

Другой особенностью проекта является примыкание комплекса по переработке облученного топлива непосредственно к реактору. Это дает возможность передавать топливо из газового пространства реактора на передел, исключая дорогостоящую и небезопасную дальнюю его транспортировку. Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях. Анализ возможных вариантов развития событий, даже таких тяжелых, как ввод полного запаса реактивности или отключение всех насосов при одновременном отказе органов защиты, позволяет сделать вывод: энергоблок БРЕСТ обладает высоким уровнем безопасности.

Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором типа ВВЭР. Учитывая высокий уровень безопасности АЭС с реакторами БРЕСТ, их можно располагать недалеко от городов, используя не только как АЭС, но и как АТЭЦ.



Таблица 4. Технические характеристики реакторов БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200

Существует, однако, не мало «узких мест», связанных с использованием свинцовой технологии на быстрых реакторах: в большом объеме интегральной схемы «БРЕСТ» не обеспечивается равномерность поддержания кислородного потенциала в узком разрешенном диапазоне. Чтобы обеспечить работоспособность тепловыделяющих элементов, необходимо найти оптимальное для заданного уровня и диапазона изменения температур содержание кислорода в теплоносителе и стабильно поддерживать его на этом уровне в течение всего срока эксплуатации реакторной установки; не известна работоспособность конструкционных материалов в свинце при принятой температуре и при высоком облучении нейтронами; не изучено влияние облучения в реальных реакторных условиях на поведение в свинце тепловыделяющих элементов и топливной композиции. Сама по себе проблема смешанного нитридного топлива требует значительных усилий и времени для ее разрешения.

Рис. 12. Реактор БРЕСТ-1200

Слайд 42. Безопасный быстрый реактор РБЕЦ

Поиск безопасного и экономичного быстрого реактора-бридера - одна из важнейших задач при разработке и оптимизации структуры будущей крупномасштабной ядерной энергетики. В качестве шага к повышению безопасности быстрого реактора, Курчатовский институт разработал концепцию активной зоны для быстрого натриевого реактора с расширенным воспроизводством ядерного топлива и с рядом модификаций, включая: широкую решетку твэл; тепловыделяющие сборки (ТВС) без чехла; низкое гидравлическое сопротивление активной зоны; низкий подогрев теплоносителя (100-150°С); гетерогенную компоновку U-Pu активной зоны с коэффициентом воспроизводства (КВА) близким к 1 и др. Проект обещает лучшие параметры нейтронного баланса и безопасности по сравнению с традиционными быстрыми натриевыми реакторами.

Слайд 43. Известные недостатки натрия стимулировали поиск новых теплоносителей, которые позволили бы в большей степени реализовать позитивные качества быстрых реакторов-размножителей, а также приблизить их размещение к потребителю для использования не только электричества, но и тепла, производимого АЭС. Был выбран свинцово-висмутовый теплоноситель. Основными проблемами, требующими решения для реактора с Pb-Bi теплоносителем, являются высокая коррозионная и эрозионная активность теплоносителей на основе свинца по отношению к конструкционным материалам, а также высокий удельный вес, затрудняющий надежное дистанционирование твэл, обеспечение сейсмической устойчивости АЭС и ограничивающий скорость теплоносителя. Для практического решения проблемы коррозии выбран способ управления содержанием кислорода в теплоносителе для создания на поверхности конструкционных материалов защитного оксидного слоя Fe3O4. Минимизация запаса реактивности на выгорание в течение всей кампании была выбрана как одна из принципиальных характеристик перспективных быстрых реакторов, которая значительно повышает безопасность реактора. Выгорание и воспроизводство топлива в активной зоне сбалансировано, т.е. коэффициент воспроизводства в активной зоне (КВА) близок к 1 и, таким образом, минимизируется положительная реактивность, которая может быть несанкционированно введена в активную зону. Малый запас реактивности на выгорание топлива позволяет минимизировать вес системы управления реактивностью и, таким образом, выровнять поля энерговыделения и температуры в активной зоне по кампании по сравнению с традиционным натриевым реактором.

Например, переход в РБЕЦ на более широкую решетку по сравнению с традиционной тесной решеткой натриевого реактора улучшил пустотный, плотностной, температурный и мощностной эффект реактивности, уменьшила запасенную в топливе энергию и понизило температуру в активной зоне, уменьшил подогрев теплоносителя в активной зоне, привел к более равномерному распределению нейтронного потока и поля температур с активной зоне, увеличил естественную циркуляцию и т.д.

В проекте РБЕЦ мощностью 900 МВт(т), 340 МВт(э), реализована трехконтурная схема охлаждения. РБЕЦ состоит из следующих основных систем (Рис.13) система первого контура, конструкционно выполненная в виде моноблока (теплоноситель Pb-Bi, температура 500оС, давления гелия 0.09 МПа); система второго (промежуточного) контура (теплоноситель Pb-Bi, температура 380оС); система паротурбинного контура (теплоноситель - вода, температура воды, 260оС, температура пара 460оС, давление пара 15 МПа);

Таблица 5. Основные характеристики РБЕЦ

Установка помещается в герметичную железобетонную защитную оболочку, которая может быть частично или полностью углублена в землю для повышения сейсмоустойчивости оборудования и для создания наиболее оптимальных условий для локализации и исключения последствий гипотетических аварий.

Рис. 13. Общий вид реактора РБЕЦ

Длительность топливного цикла 4 года, наработка топлива 160 кг.

Слайд 45. Активная зона реактора РБЕЦ (Рис.15) состоит из 253 гексагональных бесчехловых ТВС. Центральная зона низкого содержания состоит из 121 ТВС с 28,5%-ым содержанием плутония в топливных твэл. Зона высокого содержания состоит из 132 ТВС с 37,1%-ым содержанием плутония в топливных твэл. Активная зона окружена 126 сборками бокового экрана с воспроизводящими твэл из карбида обедненного урана. 192 сборки нейтронного отражателя установлены вокруг активной зоны. Топливная таблетка с центральным отверстием диаметром 1,2 мм и с внешним диаметром 7,9 мм состоит из смешанного уран-плутониевого окисного топлива с плотностью 9,03 г/см3.

Рис 14. ТВС реактора РБЕЦ

Высота активной части твэл выбрана равной 1500 мм для достижения значения КВА, близкого к единице.

Рис.15. Активная зона РБЕЦ

Слайд 46. Ядерная безопасность реактора РБЕЦ обеспечивается следующими характеристиками:

1) Отрицательные и высокие по значению мощностной и температурный эффекты и коэффициенты реактивности;

2) Выгорание и воспроизводство топлива в активной зоне сбалансированы, таким образом, минимизирована величина запасенной реактивности, которая может быть введена в реактор;

Использование двух независимых систем управления реактивностью: активной и пассивной,

каждой из которых достаточно для приведения и удержания реактора в подкритическом состоянии при любых нормальных и аварийных условиях, в предположении о несрабатывании наиболее эффективного органа регулирования.

3) Анализ риска ядерного распространения позволяет утверждать, что в ближайшие десятилетия максимальный риск скрытого изготовления ядерных боеприпасов (вследствие, более высокой доступности и низкой возможности контроля) возможен в тех случаях, когда потенциальный террорист будет ориентироваться на использование в качестве исходного материала низкообогащенный уран. Концепция многокомпонентной ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах, покрывающими потребности реакторов остальных типов в подпитке плутонием или 233U за счет их наработки в воспроизводящих экранах выглядит достаточно привлекательно с точки зрения режима нераспространения. В этом случае нет необходимости расширять добычу урана и его обогащение, то есть те элементы ядерного топливного цикла, которые привносят в проблему нераспространения наибольший риск.

нейтрон быстрый реактор брест

Остальные существующие и проектируемые быстрые реакторы в мире

Слайд 47. Во Франции продолжаются работы по проекту ASTRID - демонстрационному быстрому натриевому реактору IV поколения мощностью 600 МВт. На пуск блока можно рассчитывать к середине следующего десятилетия. ASTRID должен сыграть роль реактора-прототипа для серии французских коммерческих быстрых натриевых установок, которую планируется развернуть к 2050 г.

Работы по альтернативному проекту газоохлаждаемого быстрого реактора ALLEGRO также продолжаются, но ведутся на дальнюю перспективу. Вместе с французами над ALLEGRO трудится консорциум из четырех стран - Венгрии, Польши, Словакии и Чехии.

Слайд 48. Позиция Соединенных Штатов остается выжидательной: продолжаются «научно обоснованные» исследования с привлечением университетов, национальных лабораторий, промышленности и международной кооперации, но пока строиться быстрые реакторы или перерабатывающие заводы не будут. В Аргоннской национальной лаборатории работают над проектом AFR-100. Это модульный натриевый реактор с компактной активной зоной мощностью 100 МВт (э). 

Япония, несмотря на Фукусиму, не намерена отказываться от продолжения работ по созданию реакторов IV поколения и готова сохранить для исследований быстрый натриевый реактор Monju.

Слайд 49. Италия и Румыния объединили усилия (конечно, за европейские деньги) для создания демонстрационного быстрого реактора со свинцовым теплоносителем. Речь идет о реакторе ALFRED мощностью 125 МВт (э). Резонно предположить, что Италия участвует в проекте технологиями, а Румыния - территорией.

Размещено на Allbest.ru

...