Электрические сети энергосистем Турбины тепловых и атомных электростанций Развитие атомной энергетики Анализ мирового энергетического рынка Воздействие радиации на человека Машиностроение для энергетики

Разработка и обоснование концепции высокотемпературного газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах

Целью проекта является разработка, исследование и обоснование концепции газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах с керамической активной зоной, с коэффициентом воспроизводства больше 1, с повышенным уровнем самозащищенности и температурным потенциалом, позволяющим использовать этот реактор в качестве энергоисточника для промышленного производства водорода. Разработка такого реактора рассматривается в контексте создания Новой технологической платформы (НТП) атомной энергетики в качестве ее не первоочередного, но завершающего этапа. Высокотемпературный быстрый реактор - это базовый элемент экологически чистой атомно-водородной энергетики, переход к которой означал бы качественный скачок в развитии современной цивилизации.

Как известно, ядерные реакторы можно классифицировать по разным признакам – быстрые и тепловые, корпусные и канальные, транспортные и стационарные и т.д. Одной из наиболее содержательных является классификация реакторов по типу теплоносителя. Именно выбор теплоносителя решающим образом определяет успех или провал реакторной концепции. За прошедшие полвека существования атомной энергетики были испробованы самые разные теплоносители: легкая и тяжелая вода, щелочные металлы (Nа, K, Li), ртуть, сплав свинца и висмута, газойль, гидротерфенил, дитолилметан и другие органические теплоносители, расплавленные соли урана, углекислый газ, гелий, диссоциирующий газ N2O4. Большинство из этих теплоносителей оказалось неудачными. Опыт показывает, что для того, чтобы реакторная концепция была успешной, теплоноситель должен быть радиационно-стойким и максимально дружественным по отношению к конструкционным материалам и окружающей среде. Любое отступление от этого правила ведет к затяжной, дорогостоящей и, как показывает опыт, безнадежной борьбе с Природой.

Пример такой борьбы − это защита оболочек твэлов от тяжелого жидкометаллического (Pb-Bi) теплоносителя. За пятьдесят лет было испробовано множество способов – подбор и легирование сталей, масса разнообразных покрытий (бериллиация, оксидирование, хромирование, молибденирование, силицирование, алитирование), ингибиторы и т.д. Безуспешно. Наибольшие надежды сегодня возлагаются на оксидную пленку. Для ее создания и поддержания разработана методика, связанная с вводом в теплоноситель кислорода. Однако кислород способен образовывать не только защитную пленку на оболочке, но и окислы Pb-Bi, которые могут блокировать проходное сечение. Да и сама оксидная пленка не столь уж надежная защита - она разрушается из-за механических повреждений, из-за различия коэффициентов линейного удлинения окисла и металла во время термических циклов, вследствие эрозии. Можно ли считать безопасным реактор, над которым постоянно висит угроза растворения оболочек твэлов или зашлаковывания ТВС?

В наибольшей степени указанному выше требованию дружественности к конструкционным материалам и окружающей среде удовлетворяют два теплоносителя – легкая вода и гелий. Именно поэтому практически вся современная атомная энергетика (PWR, BWR, ВВЭР, РБМК) базируется на легководной технологии в разных ее вариантах, а перспектива – освоение температур порядка 1000ºС и выход на атомно-водородную энергетику связывается, прежде всего, с гелием. Даже тяжеловодное направление реакторов CANDU в своей последней версии – (Advanced CANDU Reactor) ACR-700 - отказалось от использования тяжелой воды в качестве теплоносителя и перешло на легководное охлаждение.

Легководная технология не только тотально доминирует в сегодняшней атомной энергетике, но и, очевидно, будет сохранять свое доминирующее положение несколько следующих десятилетий – практически все усовершенствованные реакторы нового поколения, предназначенные для серийного строительства в ближайшие годы (EPR, AP1000, APWR, ABWR, ACR-700, AЭC-2006), с ресурсом работы 60 лет – это реакторы с легководным теплоносителем. Поэтому при обсуждении НТП очень важно проанализировать современные тенденции в развитии именно этого направления.

PWR или BWR? С самого начала в легководном направлении конкурировали две ветви развития: двухконтурные реакторы с водой под давлением − типа PWR, ВВЭР − и одноконтурные корпусные реакторы с кипящим теплоносителем − типа BWR, ВК. К одноконтурным кипящим реакторам с легководным теплоносителем относятся и наши реакторы РБМК и ЭГП-6.

Сегодня PWR и BWR – два самых многочисленных семейства действующих энергетических реакторов. Количественно преобладают реакторы типа PWR – 210 против 92 BWR. Причины первоначального успеха PWR, по сравнению с BWR, состояли в том, что у кипящих реакторов был выявлен ряд проблем, заставлявших сомневаться в их надежности, а именно:

коррозия циркониевых оболочек в кипящем режиме и связанная с этим более высокая, чем в PWR, повреждаемость твэлов и большее радиационное воздействие на окружающую среду;

проблемы с устойчивостью поля энерговыделения из-за сильной обратной связи по плотности воды, что потребовало более сложной, чем в PWR, системы внутриреакторного контроля и профилирования энерговыделения;

большие размеры корпуса, например, корпус ABWR мощностью 1400 МВт(э) имеет диаметр 7,1 и высоту 21 м;

нижнее расположение ОР СУЗ, что делает невозможным пассивное срабатывание аварийной защиты под действием собственной тяжести, и что потребовало разработки специальных гидравлических приводов.

За прошедшие полвека эти проблемы были успешно решены. И надежный твэл, и радиационное воздействие, и выравнивание поля энерговыделения, и устойчивость, и корпус – все это сегодня отработанная промышленная технология.

Вот данные о результатах эксплуатации кипящих реакторов, взятые из журнала Nuclear Engineering International за ноябрь и декабрь 2006 г. Средний коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) по 35 американским BWR за последние 12 месяцев (данные на 01.07.2006 г.) составил 89.1%, по шведским BWR (7 реакторов) – 91.7%. Японские ABWR (Кашивазаки Карива-7,8) отработали по 10 лет со средним КИУМ 79.4%. Последние 12 месяцев блок Кашивазаки Карива-7 отработал с КИУМ 102.3%. Кроме этого блока, еще 6 кипящих реакторов в мире отработали последние 12 месяцев с КИУМ 100% и даже немного выше (за счет форсирования мощности). Таков реальный современный уровень надежности и работоспособности этих реакторов. Для сравнения, КИУМ РБМК за те же 12 месяцев − 72%, ВВЭР − 75.3%.

Средняя коллективная доза на один реактор типа PWR за 1 год в мире составляет 0.8 чел-Зв, на один BWR − 1.5 чел-Зв, на шведских BWR средняя коллективная доза - 0.6 чел-Зв (данные за 2004 г.). Для сравнения, на российских ВВЭР средняя коллективная доза на один блок составляет 1.0 чел-Зв, на РБМК - 3.5 чел-Зв. Средняя годовая коллективная доза от рентгенологических обследований в развитых странах оценивается величиной 1000 чел-Зв на 1 млн. жителей.


На главную