ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Акционерное общество «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н. А. Доллежаля» Смирнов В. С.
Из выступления С. В. Кириенко на международной конференции "Уроки Чернобыля: аспекты безопасности и экологии" в Киеве, 18 апреля 2011 г. • «…Мы должны быстрее переходить к новому поколению атомных технологий, к так называемым реакторам естественной безопасности, в которых такая защита и безопасность будет гарантироваться не только и не столько наличием добавочных внешних систем защиты, как самой физикой протекания процесса и конструктивными особенностями реакторов. Это требует ускорения работы, переосмысливания целого ряда решений. . . »
Стагнация и ее причины для традиционной ЯЭ в мире • • Активный рост производства энергии на АЭС второй половины ХХ века в конце 80 -х сменился стагнацией, а с начала 2000 -х пошёл спад (с 18% до 10%). Динамика развития возобновляемых источников энергии в 5 раз за 10 лет. Вывод блоков АЭС из эксплуатации превышает ввод АЭС, уступающий по масштабам и вводу альтернативной энергетике (около 30 -50 ГВт в год по ветровым ЭС). Резкий рост КВЛ в обеспечение требований безопасности. 6 тяжелых аварий за 60 лет. Фукусима - ущерб 125 млрд. долл. Отказ ряда стран от развития ЯЭ (Германия, Швейцария, Бельгия, Италия) Проблема ОЯТ из отложенной перешла в разряд насущной (рост интереса к ЗЯТЦ, заполнение бассейнов выдержки, расширение объектов переработки) • В мире произведено более 380* тыс. тонн ОЯТ (2014 г. ) рост на 10 -12 тыс. т. /год, переработано около 120 тыс. тонн • Увеличены требования по срокам и рискам к хранению ОЯТ** *доклад Генерального директора МАГАТЭ от 29. 01. 2015 **EPA требует от DOE доказать, что Yucca Mountain может безопасно хранить ОЯТ, с учетом последствий возможных землетрясений, извержений вулканов, изменения климата и коррозии контейнеров, на срок с 10 000 до 1 000 лет.
Глобальные вызовы Франция и Китай планируют строительство БР. В ряде стран (Китай, Индия, Швеция, Корея) ведутся разработки плотного уранплутониевого топлива. Состояние ЯЭ в мире – метастабильное Экспорт РФ – технологии ВВЭР с предложением по финансированию Новая авария на новых и действующих АЭС– стагнация и потеря веры в развитые технологии Решение вопроса о развитии ЯЭ определяется 3 -мя ключевыми решениями: детерминированная безопасность Единственный путь переход к ЯЭ решение проблемы ОЯТ конкурентоспособность с БР и ЗЯТЦ РФ на шаг впереди мировых лидеров в разработке новой технологической платформы ЯЭ с ЗЯТЦ на базе реакторов на быстрых нейтронах. 4
Возможности будущей ЯЭ на БР при замыкании ЯТЦ • Будущая крупномасштабная ядерная энергетика (ЯЭ) на быстрых реакторах (БР), работающих в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ), в состоянии остановить рост потребления органических топлив, взять на себя основную долю в приросте производства электроэнергии и решить проблемы энергетического обеспечения устойчивого развития человечества, нераспространения ядерного оружия и оздоровления планеты Земля. 5
Требования к крупномасштабной ЯЭ 1. Исключение тяжелых аварий АЭС (реактивностные, потери охлаждения, пожары, взрывы), требующих эвакуации населения; 2. Замыкание ЯТЦ для полного использования энергетического потенциала уранового сырья, его регенерата и нового энергетического топлива плутония; 3. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному (по отношению к природному сырью) захоронению РАО; 4. Технологическое усиление нераспространения (исключение разделения урана и плутония при переработке ОЯТ БР, отказ от бланкета и обогащения урана); 5. Приведение капитальных затрат при сооружении АЭС с БР, по крайней мере, до уровня АЭС с ТР, обеспечение конкурентоспособности ЯЭ в сравнении с другими видами энергогенерации, а также преимуществ ЗЯТЦ по сравнению с ОЯТЦ; Выполнение этих требований снимает ограничения на масштабы развития ЯЭ. 6
Требование естественной безопасности • БР нового поколения в условиях крупномасштабной ЯЭ должны обладать свойствами, исключающими тяжёлые аварии (неконтролируемый быстрый рост мощности с разрушением топлива, потеря теплоносителя и отвода тепла, пожары, паровые и водородные взрывы) с выбросами радиоактивности и токсичности, требующих эвакуации и, тем более, отселения населения даже при реализации множественных отказов (исходных событий и аварийных последовательностей с вероятностью более 10 -7 ). • Указанные свойства должны достигаться, преимущественно, протекающими в установке физическими процессами, используемыми материалами и конструктивными решениями, а не последовательным наращиванием дорогостоящих инженерных систем обеспечения безопасности. 7
Не существует абсолютной безопасности • Естественная безопасность не исключает обычных аварий, связанных с отказом систем, оборудования или ошибками персонала. Развитие таких аварий ограничено глубоко эшелонированной защитой, системами безопасности, и они не приводят к опасным для жизни населения выбросам радиоактивности и токсичности. • Такие аварии с последствиями вплоть до вывода блока из эксплуатации по аварийной причине носят экономический характер, а нанесенный ими ущерб, не превышающий стоимости самого блока АЭС, должен покрываться страховыми отчислениями. 8
Выбор инновационной ядерной технологии • Опыт ЯЭ и исследования, выполненные в НИКИЭТ при участии других институтов, дают достаточные основания для выбора реакторной технологии, наиболее близко стоящей к удовлетворению требований крупномасштабной ЯЭ и не уходящей слишком далеко от освоенного технологического уровня в ядерной технике. Это технология БРЕСТ – БР естественной безопасности с плотным и теплопроводным нитридным уран-плутониевым топливом и тяжелым жидкометаллическим свинцовым теплоносителем. 9
Основания для разработки и создания БРЕСТ-ОД-300 • «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» Одобрена Правительством Российской Федерации в 2000 г. • Федеральная целевая программа (ФЦП) «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 -2015 годов и на перспективу до 2020 года» и проект «Новая технологическая платформа: замкнутый ядерно-топливный цикл с реакторами на быстрых нейтронах» . Утверждены Правительством Российской Федерации в 2010 г. • Проект «ПРОРЫВ» , объединяющий проекты по стратегическому решению целевых задач формирования технологий ядерной энергетики естественной безопасности на основе реакторов на быстрых нейтронах и замкнутого ядерного топливного цикла (2011 г. ) • Приоритетные задачи ФЦП и проекта «ПРОРЫВ» – «Разработка и сооружение опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах с нитридным топливом и свинцовым теплоносителем» и «Разработка и обоснование технологических и проектно-конструкторских решений на промышленный пристанционный модуль переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах» 10
Концепция реактора БРЕСТ-ОД-300 • Опытно-демонстрационный реактор БРЕСТ-ОД-300 тепловой мощностью 700 МВт разрабатывается также и как прототип, к котором будут реализованы основные технические решения, предполагаемые к использованию в реакторах коммерческой мощности: интегральная компоновка первого контура, свинцовый теплоноситель, нитридное топливо, малый запас реактивности. • Закладываемая преемственность физических принципов и конструктивных решений позволит снизить затраты, а также сроки на разработку и обоснование последующих коммерческих реакторов. • Концепция реактора БРЕСТ родилась более четверти века назад как возможность гармонизировать противоречащие другу требования – безопасность и экономичность ЯЭ. Автор концепции В. В. Орлов. 11
Цель создания БРЕСТ-ОД-300 – проверка и обоснование тех концептуальных решений, которые обеспечивают выполнение требований к БР будущей крупномасштабной ЯЭ и могут быть продемонстрированы только на работающем реакторе с нейтронными и тепловыми характеристиками, близкими к характеристикам будущих коммерческих реакторов. Возможность реализации работы БРЕСТ в «равновесном топливном режиме» является основополагающим концептуальным решением, требующим обоснования в ходе опытной эксплуатации прототипа.
РАВНОВЕСНЫЙ РЕЖИМ Равновесный топливный режим – это работа БРЕСТ с малым запасом реактивности + собственный замкнутый ТЦ с выделением при регенерации лишь ПД и добавлением только обедненного урана. Условия реализации «равновесного режима» : ü достижение такого значения КВА, при котором с учетом всех процессов, сопровождающих работу реактора в интервале между перегрузками (выгорание U-238, накопление ПД, распухание топлива, деформация ТВС в радиационном и температурном полях, вынос продуктов коррозии из зоны, и др. ), обеспечивается Δρtot<<βэф и возможность работы с малым запасом реактивности; ü переработка облученного топлива, заключающаяся лишь в выделении ПД и замещении их и части регенерата на отвальный (обедненный) уран без корректировки изотопного состава Pu и MA, а также плотности и массы загружаемого топлива. ü При работе в «равновесном топливным режиме» «выгорает» лишь уран 238, а массы и изотопные составы Pu и MА в загружаемом (свежем) и выгружаемом (выгоревшем) топливе практически совпадают. 13
Свойства естественной безопасности свинцового теплоносителя и нитридного топлива • Использование в БРЕСТ высококипящего (Ткип>2000 К), радиационностойкого, мало активируемого свинцового теплоносителя, инертного при контакте с водой и воздухом не требует высокого давления в контуре, исключает аварии с потерей теплоносителя, пожарами, паровыми и водородными взрывами. • Использование плотного (γ=14, 3 г/см 3), теплопроводного (λ≈20 Вт/(м·град)) нитридного топлива, совместимого со свинцовым теплоносителем и сталью оболочек твэлов, позволяет работать при относительно низких рабочих температурах топлива (Т≤ 1000°C), малом запасе тепловой энергии, малом выходе из топлива газовых ПД и их давлении на оболочку. • Сочетание свойств свинцового теплоносителя и нитридного топлива отвечает условиям достижения полного воспроизводства делящихся нуклидов в активной зоне БРЕСТ (КВА>1) и стабилизации размножающих свойств реактора по кампании в пределах βэф, что позволяет работать при малом запасе реактивности, исключить аварии с выходом в критическое состояние на мгновенных нейтронах, ведущее к неконтролируемому росту мощности. 14
Свойства естественной безопасности свинцового теплоносителя и нитридного топлива • Малое замедление нейтронов тяжелым свинцом позволяет без ухудшения физических характеристик реактора раздвинуть решетку твэлов, увеличить проходное сечение теплоносителя в ТВС и уровень мощности, отводимый естественной циркуляцией свинца, а неограниченный по времени отвод тепла непосредственно от свинцового контура естественной циркуляцией воздуха со сбросом тепла в атмосферу исключает перегрев контура при отводе остаточного тепла. • В результате только за счет особенностей баланса нейтронов в цепной реакции БР, природных свойств и качеств основных компонентов БРЕСТ – свинца, топлива и конструкционных материалов, а также технических решений, способствующих их реализации, естественным образом исключены два класса наиболее тяжелых аварий: с неконтролируемым ростом мощности и с потерей отвода тепла. • В таком естественном решении проблемы безопасности в крайне тяжелых авариях и заключается суть естественной безопасности реактора БРЕСТ. 15
Свинцовый теплоноситель, нитридное топливо и равновесный топливный режим работы – вот ТРИ КИТА, на которых основан принцип естественной безопасности БРЕСТ. • Равновесный режим предполагает замыкание ТЦ с малым временем расхолаживания ОЯТ (~1 г. ) и использованием специфической технологии регенерации, заключающейся лишь в относительно грубой очистке (К~10) облученного топлива от ПД. При этом U, Pu и MA не разделяются, а остаются в смеси, к которой добавляется обедненный уран в количестве, равном массе выделенных ПД. Полученная смесь направляется на изготовление очередной партии догружаемого топлива. • Ни на одном из этапов ТЦ плутоний не выделяется и не добавляется к смеси. Поэтому можно лишь уменьшить содержание (Pu+MA) в топливе разбавлением обедненным U.
Реализация в РУ БРЕСТ принципа естественной безопасности, состоящего в исключении наиболее тяжелых аварий с потерей теплоносителя и быстрым, неконтролируемым ростом мощности не за счет наращивания средств защиты и инженерных барьеров безопасности, а за счет природных закономерностей и внутренне присущих реактору свойств, это – путь к обеспечению экономичности, а исключение выделения Pu и его наработки в экранах, сжигание и трансмутация МА в реакторе – путь к нераспространению ядерного оружия и радиационноэквивалентному захоронению РАО.
• Для обоснования возможности работы РУ БРЕСТ в равновесном топливном режиме требуется решение вопросов, связанных не только с обеспечением высокой точности расчета физических характеристик, но и высокой точности изготовления топлива, твэлов, ТВС, с изучением поведения топлива и элементов конструкции активной зоны при работе реактора, с отработкой технологии регенерации топлива и методов контроля изотопного состава. • Многие из этих вопросов могут быть решены лишь при опытной эксплуатации прототипа БРЕСТ и его ТЦ, характеристики которых по составу топлива, удельной мощности, конструкции твэлов и ТВС, параметрам теплоносителя, технологиям регенерации и фабрикации должны быть близки к ожидаемым характеристикам и технологиям коммерческих энергоблоков с РУ БРЕСТ
Почему мощность прототипа принята равной N=700 МВт(т) (300 МВт(э) )? 21 ТВС N=110 МВт(т) Х(Pu)=20% КВА=0, 65 45 ТВС N=240 МВт(т) Х(Pu)=17, 6% КВА=0, 80 77 ТВС N=400 МВт(т) Х(Pu)=16, 1% КВА=0, 95 109 ТВС N=550 МВт(т) Х(Pu)=15, 2% КВА=1, 01
Выбранная мощность прототипа N=300 МВт(э) (700 МВт(т)) близка к минимальной мощности, при которой в быстром реакторе со свинцовым теплоносителем и уран-плутониевым нитридным топливом можно создать условия, обеспечивающие возможность работы в «равновесном топливном режиме» (с КВА 1, 06), при умеренных удельной мощности топлива (W 45 к. Вт/кг) и подогреве свинца ( Т=120°С), обеспечивающих приемлемое выгорание топлива (Bmax~10% т. а) за кампанию ~5 лет и высокий КПД термодинамического цикла ( > 40%). Примерно такие же проектные характеристики предусмотрены в реакторах коммерческой мощности N 1000 МВт(э).
Конструкция БРЕСТ • Реактор бассейновой конструкции имеет интегрально – петлевую компоновку оборудования свинцового контура, размещенного в центральной и 4 -х периферийных облицованных сталью полостях бетонного корпуса. • В центральной полости установлена активная зона вместе с отражателем, органами СУЗ, хранилищем ОТВС, обечайкой, разделяющей потоки горячего и холодного свинца. • В 4 -х периферийных полостях (по числу петель) – блоки ПГ-ГЦН, теплообменники систем аварийного и нормального расхолаживания, фильтры и другое вспомогательное оборудование. Полости гидравлически связаны между собой, обеспечивая циркуляцию свинца. 21
БРЕСТ-ОД-300 (поперечное сечение) 22
Основные элементы и технические характеристики РУ ГЦНА Коллектор САОР Тепловая мощность, МВт 700 Электрическая мощность, МВт 300 Паропроизводительность, т/ч, не менее Теплоноситель первого контура, объем, м 3 1480* Давление газа над уровнем СТ: - избыточное, МПа - максимальное, Мпа Средняя температура СТ на входе/выходе из активной зоны, °С Парогенератор Корпус Зона активная свинец 1000 0, 0 03 -0, 005 0, 02 420/540 Средняя температура СТ на входе/выходе из парогенератора, °С 340/505 Количество петель 4
24
Контур циркуляции свинцового теплоносителя • Особенностью конструкции контура является схема циркуляции свинца, сводящая к минимуму возможность попадания паровых или газовых пузырей в активную зону с реализацией положительного эффекта реактивности и роста мощности. • Циркуляция свинца через активную зону и парогенераторы осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней "холодного" и "горячего" теплоносителя. • На своем пути по контуру поток свинца дважды входит в контакт со свободным газовым уровнем, где и происходит сепарация захваченных потоком свинца пузырей. • При такой схеме циркуляции снижается неравномерность расхода теплоносителя при отключении одного или нескольких насосов и обеспечивается инерция расхода через активную зону за счет разности уровней при быстрой остановке всех насосов. 25
Схема циркуляции свинцового теплоносителя 26
Схема циркуляции (развёртка) 27
Дополнительные меры безопасности • Принятая схема циркуляции теплоносителя за счет создаваемой насосами разности уровней холодного и горячего свинца исключает попадание в активную зону паровых и газовых пузырей, вызывающих рост мощности, и обеспечивает инерцию расхода теплоносителя при отключении насосов. • Большая теплоемкость свинцового контура, аккумулирующего выделяемое тепло, обеспечивает плавное прохождение аварийных и переходных процессов без заметного роста температуры компонентов контура. • Интегральная компоновка свинцового контура в металлобетонном корпусе, низкое давление и высокая температура плавления свинца (327°С) исключают потерю теплоносителя, а пассивный отвод тепла от контура естественной циркуляцией воздуха исключает перегрев топлива при расхолаживании реактора. 28
Конструкция активной зоны • Активная зона набирается из шестигранных ТВС бесчехловой конструкции со стержневыми гладкими твэлами, с дистанционированием решетками. Все элементы конструкции ТВС, включая оболочки твэлов, выполнены из радиационно- и коррозионно -стойкой стали ферритно-мартенситного класса. • Активная зона выполнена в виде двух радиальных зон – центральной (ЦЗ) и периферийной (ПЗ), отличающихся конструкцией ТВС. Отличие заключается лишь в том, что в ТВС ЦЗ установлены твэлы с меньшим диаметром, а в ТВС ПЗ – с большим при одном и том же составе топлива, количестве и шаге твэлов. Такой способ профилирования топливной загрузки и расхода свинца способствует выравниванию как мощностей ТВС , так и подогревов в них теплоносителя. • Использование во всех ТВС топлива одного и того же состава при условии КВА~1 обеспечивает стабильность выровненных распределений мощностей и подогревов по кампании. 29
Топливная загрузка • В качестве основного топлива стартовой и двух первых партий догружаемого топлива рассматривается смесь нитридов обедненного урана и плутония (U-Pu)N, получаемого в результате переработки ОЯТ ВВЭР и последующей 20÷ 25 -летней выдержки для распада 241 Pu. • Масса топливной загрузки и соотношение масс U и Pu в топливе выбираются из условия полного воспроизводства Pu в активной зоне (КВА≈1, 05) и работы реактора с минимальным (<βэф) и стабильным запасом реактивности до перегрузки топлива. • Рассматривается работа реактора в режиме ежегодных частичных перегрузок топлива, с кампанией топлива 5÷ 6 лет, суммарным временем выдержки, регенерации и изготовлении топлива 2 г. Начиная с третьей перегрузки (через 3 г. ), в активную зону догружается первая партия регенерированного топливо, а через 7÷ 8 лет реактор работает только на регенерате собственного переработанного топлива, разбавленном отвальным ураном. • При работе реактора с КВА~1 выгорает лишь 238 U, а подпитка реактора осуществляется только отвальным ураном. 30
Активная зона Гладкостержневые твэл, дистанционируемые решётками Уран-плутониевое нитридное топливо Конструкционный материал – сталь ЭП 823 31 Значе ние 12, 0 Загрузка 239 Pu+241 Pu, кг 1830 Эффективная доля запаздывающих нейтронов ( эф), % Оперативный запас реактивности на Nном, эф ( с учетом Np эффекта) Коэффициент воспроизводства топлива в активной зоне (КВА) Средняя энергонапряженность топлива, к. Вт/кг(к. Вт/л) Средняя линейная мощность по активной зоне, к. Вт/м Бесчехловые шестигранные ТВС Параметр для стартовой загрузки Плотность топлива, г/см 3 (20 ˚ С) Содержание плутония в топливе, % вес. Полная загрузка нитридного топлива, кг Загрузка 238 U, кг 0, 368 13, 2 20580 16840 0, 65 1, 06 34 (136) 25
Активная зона РУ БРЕСТ-ОД-300 ( 84 шт) (60 шт) 32
Состав и конструкция РО СУЗ • Часть ТВС ЦЗ наряду с твэлами содержит рабочий орган (РО) системы управления и защиты (СУЗ), размещенный в вертикальном канале центральной части ТВС. По конструкции ТВС с РО СУЗ отличаются только материалом поглотителя. Если в РО АЗ и РО КР используется карбид бора с естественным содержанием изотопа В -10 (n, α), то в РО АР используется гафнат диспрозия (n, γ). • Приводы РО СУЗ расположены на верхней поворотной пробке, а сами РО в выведенном положении находятся под активной зоной. При перегрузках топлива РО расцепляются с приводами и под воздействием силы Архимеда вводятся в активную зону. • Совокупность РО АЗ образуют первую независимую систему остановки реактора, а совокупность РО КР и РО АР – вторую. Часть РО АЗ выполнены с пассивными инициаторами срабатывания. Эти РО АЗ вводятся в зону и заглушают реактор при недопустимом росте температуры свинца на выходе из активной зоны вследствие снижения расхода теплоносителя или роста мощности. 33
КОНСТРУКЦИИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК Твэлы: контейнерного типа с таблетками из смешанного (U-Pu)N с газовым подслоем. ТВС: бесчехловые с дистанционирующими решётками 34
Изделия активной зоны Конструктивная схема твэла Конструктивная схема ПЭЛ РО АЗ/КР Конструктивная схема ПЭЛ РО АР 35
Блоки свинцового отражателя и СПОС • Часть прилегающих к активной зоне блоков бокового отражателя выполнена в виде заглушенных сверху и открытых снизу вертикальных каналов со столбами свинца, уровень которых отслеживает напор (расход) теплоносителя и влияет на утечку нейтронов. Совокупность этих каналов образует систему пассивной обратной связи (СПОС) реактивности (и мощности) реактора с расходом (напором) теплоносителя через активную зону, что является важным фактором безопасности реактора и его управления. • Одинаковая геометрия чехлов ТВС и блоков отражателя, а также единые камеры входного и выходного коллекторов, объединяющие потоки холодного и горячего свинцового теплоносителя на входе и выходе из зоны и отражателя при необходимости допускают замену ТВС на блоки отражателя и наоборот, тем самым уменьшая или увеличивая размеры активной зоны. • Такая гибкая конструкция предусмотрена на случай замены типа загружаемого топлива, размещения в активной зоне устройств с облучаемыми образцами или экспериментальных ТВС. 36
Cтабильность полей энерговыделения Мощность ТВС после первой (300 эф. сут. ) и после пятой (1500 эф. сут. ) перегрузки, МВт 37
Характерные температуры Характеристика с учётом факторов перегрева Распределения температуры внутренней поверхности оболочки твэлов на выходе из активной зоны в ТВС ЦЗ без учета факторов перегрева Средняя температура теплоносителя на выходе из активной зоны, ºС Температура теплоносителя в горячейке, ºС Максимальная температура наружной поверхности оболочки, ºС Максимальная температура внутренней поверхности оболочки, ºС Максимальная температура оболочки пэл КР-АЗ, °С Максимальная температура оболочки пэл АР, °С Тип ТВС ЦЗ 573 РО ЦЗ 563 ПЗ 571 613 607 626 641 652 660 651 656 557 (для полностью погруженного) 495 (для полностью погруженного) Распределения температуры теплоносителя по ячейкам в поперечном сечении на выходе из активной зоны в ТВС ЦЗ без учета факторов перегрева 38
Изменение реактивности по кампании при выгорании топлива (Δρ<0, 5βэф) 39
Расчетное моделирование работы реактора с малым запасом реактивности Изменение запаса реактивности по кампании 40
Основные эффекты реактивности Эффект реактивности Топливная загрузка (вид топлива) Значение, ∆(1/Kэфф) (U-Pu)N Мощностной при переходе с N=0 на N=Nном -4, 4· 10 -3 / (1, 2· эфф) Мощностной при переходе с N=0, 3·Nном на N=Nном -2, 2· 10 -3 / (0, 6· эфф ) Нептуниевый эффект -0, 7· 10 -3 / (0, 2· эфф ) Полный эффект при выходе на N=Nном -5, 1· 10 -3 / (1, 4· эфф ) Оперативный запас реактивности при Nном 1, 5· 10 -3 / (0, 4· эфф ) Суммарный запас реактивности при Т=380°С 6, 6· 10 -3 / (1, 8· эфф ) Эффективная доля запаздывающих нейтронов, эфф 3, 68· 10 -3 Полная эффективность УПОС – 0, 7· эфф 41
Эффективности РО СУЗ Характеристика Значение Эффективность всех РО АЗ, эф 5, 7 Эффективность РО АЗ без одного (центрального), эф 4, 9 Эффективность 3 -х РО ПАЗТ, эф 2, 4 Эффективность группы из 3 -х РО АР, эф 1, 1 (0, 4) Эффективность 2 -х групп из 6 АР, эф 2, 0 (0, 8) Эффективность 6 центральных КР, эф 4, 8 Эффективность 12 периферийных КР, эф 6, 7 Эффективность 18 КР, эф 11, 8 Эффективность ВСО (6 АР + 18 КР), эф 14, 0 Суммарная эффективность РО СУЗ, эф 19, 0 Подкритичность при вводе в зону всех РО СУЗ, % 6, 4 Подкритичность при выводе из активной зоны РО АЗ, % 4, 4 42
АВАРИИ «UTOP» и «ULOF» Принятые температурные ограничения по оболочке твэла и топлива На основании экспериментальных данных и экспертных оценок в качестве температурных пределов повреждения твэлов с учетом факторов перегрева были приняты: Максимальная температура оболочки твэла Т=650 С – эксплуатационный предел; Максимальная температура оболочки твэла Т=800°С – предел безопасной эксплуатации. Макс. температура топлива: Т=2800°С – предел безопасной эксплуатации. . 43
Ввод полного запаса реактивности Δρ=0, 4·β за t=30 с при N=Nном и G=Gном Срабатывание при достижении Твых=620°С 2 -х ПАЗ-Т (без одного) с задержкой Δt=10 c 44
Ввод полного запаса реактивности Δρ=0, 4·β за 30 с при N=Nном и G=Gном Стабилизация мощности только температурными обратными связями 45
ПОТЕРЯ ТЕПЛООТВОДА при срабатывании СПОС и ПАЗ-Т (Т>620°С c задержкой Δt=10 c) 46
ПОТЕРЯ ТЕПЛООТВОДА при срабатывании только СПОС 47
План площадки энергокомплекса 48
Этапы ЗЯТЦ БРЕСТ-ОД-300 • облучение (кампания) топлива в реакторе (5 -6 лет) с ежегодной частичной перегрузкой 1/5 – 1/6 части топлива (замена ОТВС на топливо из регенерата); • • внутриреакторная выдержка облученных ТВС (ОТВС) в течение ~1 г. ; • корректировка состава топливной смеси с замещением выделенных ПД на отвальный уран; • • • изготовление нитридных таблеток; выгрузка ОТВС из реактора и транспортировка в здание ПЯТЦ; разделка ОТВС, извлечение топлива и отделение стальных элементов ОТВС; (неводная) пирохимическая переработка (регенерация) топлива с грубой очисткой изотопов топливной смеси (U-Pu-MA) от ПД; изготовление твэлов и ТВС; временное хранение ТВС; транспортировка и загрузка ТВС в реактор. короткое время внереакторной части ЗТЦ (пристанционный цикл) ~1 года. Все технологические процессы и оборудование, используемые при регенерации и изготовления топлива разрабатываются для дистанционных условий обслуживания в горячих камерах. 49
Схема топливного цикла в энергокомплексе Работа топлива в реакторе БРЕСТ Выдержка топлива Рефабрикация топлива (1 год) Регенерация топлива Подпитка природным или обедненным ураном Отходы 50
Принципиальная схема регенерации топлива реактора БРЕСТ 51
БАЗОВЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К ТЕХНОЛОГИИ ЯЭ Качественное изменение уровня безопасности – исключение тяжёлых аварий АЭС (реактивностные, потеря охлаждения, пожары, взрывы), требующих эвакуации и отселения населения Существенное изменение топливной базы – независимость от добычи природного урана за счет замыкания ЯТЦ с БР - полное использование энергетического потенциала уранового сырья Доказательное решение проблемы радиоактивных отходов – последовательное приближение к радиационно-эквивалентному (по отношению к природному сырью) захоронению РАО Снижение риска распространения ядерных материалов – технологическое усиление нераспространения (отказ от выделения Рu при переработке ОЯТ БР и обогащения урана) Обеспечение конкурентоспособности ЯЭ в сравнении с другими видами электрогенерации. 52
Оценка радиационной безопасности в авариях с разгерметизацией твэлов • Для исходного события, которое может привести к разгерметизации оболочек всех твэлов в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-300, была проведена консервативная оценка возможных радиационных последствий такой аварии для окружающей среды и населения. • Предполагалось, что в этой ситуации сохраняется проектная плотность контура циркуляции теплоносителя, а и системы локализации аварии работают в штатном режиме. Поэтому выход радиоактивных продуктов деления из газовой полости реактора в окружающую среду происходит с задержкой по времени. В расчетах высота выброса была принята равной 100 м. Оценивалось изменение мощности эффективной дозы облучения взрослого населения вдоль оси распространения радиоактивного облака на уровне земли по мере удаления от энергоблока. • Расчеты показали, что при этом максимальная годовая эффективная доза облучения взрослого населения на границе промплощадки (500 м от места выброса) составит примерно 0, 6 м. Зв. При этом уровень облучения персонала не превысит установленные правилами предельные значения. • По шкале INES данное событие может быть квалифицировано как инцидент второго или максимум третьего уровня, поскольку выброс радиоактивных веществ в окружающую среду не превышает пятикратного допустимого суточного выброса и не требует для населения принятия специальных мер защиты (укрытия, иодной профилактики, эвакуации. ) 53
Достижения радиационной эквивалентности Переработка всего объема облученного топлива тепловых реакторов с заданным фракционированием для передачи плутония, минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления в топливный цикл быстрых реакторов. Полный рецикл всех делящихся материалов (U, Pu, MA) с воспроизводством Pu, сжиганием U и МА, трансмутацией долгоживущих продуктов деления (Tc, I). Глубокая очистка подлежащих захоронению РАО от плутония, америция и некоторых других долгоживущих нуклидов (потери актинидов в РАО не более 0, 1 -0, 01%); Длительная контролируемая выдержка высокоактивных РАО в специальном хранилище (~200 лет) для снижения их биологической опасности (в ~100 раз) с последующим заключением РАО в устойчивые минералоподобные композиции и их окончательным захоронением без нарушения долговременного природного радиационно – миграционного баланса Земли. 54
Технологическая поддержка нераспространения • • Демонстрация возможности работы БРЕСТ в равновесном топливном режиме с CBR~1, 05, малым запасом реактивности Δρ~βef, полным обеспечением себя плутонием, стабильным распределением мощности; Исключение урановых экранов (с заменой на свинцовые) и возможности наработки в них плутония оружейного качества. Исключение выделения Pu за счет использования специфических технологий регенерации и рефабрикации топлива, заключающихся только в относительно грубой очистке облученного топлива от FP, добавлении к очищенной топливной смеси (U-Pu-МА) обедненного U, нитрировании и изготовлении нового топлива и ТВС. Создание высокого радиационного барьера на пути хищения топлива за счет наличия в нем MA и оставшихся FP. Исключение транспортировки топлива вне площадки АЭС при размещении на ней производств ЗТЦ. Постепенное исключение из ЯЭ технологии обогащения урана. В рассматриваемом ЗТЦ в реакторе БРЕСТ сгорает U-238, а Pu-239, являясь составной частью топлива, играет роль катализатора. 55
Экономическая конкурентоспособность • Ожидаемая экономическая конкурентоспособность АЭС с РУ типа БРЕСТ обеспечивается за счет упрощения конструкции РУ и систем безопасности АЭС, высокой эффективности использования ядерного топлива и производимого тепла (КПД). • Низкое давление в контуре свинцового теплоносителя допускает вместо корпусной бассейновую конструкцию РУ и интегральную компоновку контура в бетонном корпусе, что, по предварительным оценкам, снижает стоимость строительства. • Размещение производств ТЦ на площадке АЭС также может оказаться экономически выгодным за счет уменьшения времени расхолаживания и транспортировки ОЯТ, что в итоге ведет к снижению количества циркулирующего в ЗТЦ топлива, одну из основных составляющих стоимости топливного цикла • Поскольку БРЕСТ-ОД-300 является прототипом реактора коммерческой мощности БРЕСТ-1200, их конструктивное исполнение и технические характеристики максимально приближены друг к другу, о чем свидетельствуют данные таблицы. 56 • .
Преемственность характеристик активной зоны прототипа в будущем реакторе коммерческой мощности Характеристика Тепловая мощность, МВт Электрическая мощность, МВт Конструкция ТВС Число ТВС Диаметр активной зоны, мм Высота активной зоны, мм Диаметр твэлов, мм Шаг твэла, мм Топливо активной зоны Масса топливной загрузки, (U+Pu+МА)N, т т. м. Масса загрузки (Pu)/ (Pu 239+Pu 241), т Кампания топлива, эфф. суток Средне значение КВА в цикле Среднее/макс. выгорание топлива, МВт·сут. /кг Температура входа/выхода свинца, С Максимальная температура оболочки твэл, С Температура пара на выходе/выходе ПГ, С Давление на выходе из ПГ, МПа Расчетный срок службы, лет БРЕСТ–ОД-300 БРЕСТ– 1200 700 300 Бесчехловая 169 2420 1100 9, 7; 10, 5 13, 4 (U+Pu+МА)N 19, 4 2, 6/1, 8 1500 -1800 ~1, 06 54/100 420/540 650 340/505 18 30 2800 1200 Бесчехловая 569 4710 1100 9, 1; 9, 7 13, 0 (U+Pu+МА)N 58, 7 7, 8/5, 6 1500 -1800 ~1, 05 72/137 420/540 650 340/520 24, 5 60 57
Этапы разработки проекта РУ и ее ЗЯТЦ 58
Заключение • Работы по проекту БРЕСТ-ОД-300 с ЗЯТЦ, рассматриваемого в качестве прототипа коммерческих реакторов типа БРЕСТ – основы будущей крупномасштабной ядерной энергетики, показали, что создание таких реакторов позволяет обеспечить: • – качественное изменение уровня безопасности, исключающей наиболее радиационно опасные аварии за счет сочетания внутренне присущих БР и его компонентам свойств и качеств естественной безопасности; • – независимость от топливных ресурсов и от добычи U. • – снижение риска распространения ядерных материалов; • – доказательное решение проблемы радиоактивных отходов; • – обеспечение конкурентоспособности с другими видами генерации электроэнергии. 59
Заключение • Два класса наиболее тяжелых аварий было рассмотрено: с вводом полного запаса положительной реактивности и полной потерей принудительного отвода тепла от активной зоны. • Показано, что ни одно из этих исходных событий и даже их сочетание с наложением отказов систем и элементов нормальной эксплуатации и безопасности не приводят к росту мощности и температур, ведущих к плавлению топлива и кипению теплоносителя. • Даже в авариях с разгерметизацией оболочек всех твэлов с выходом газовых и летучих продуктов деления в свинцовый контур и газовую полость реактора при сохранения герметичности газового контура и штатной работы системы локализации не происходит выброса радиоактивности, требующего эвакуации населения, проживающего за границей площадки АЭС. 60
СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ 61
Скачать презентацию ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ РОСАТОМ Акционерное общество
МИФИ РУ БРЕСТ ест безоп.ppt