Габараев Б.А., Черепнин Ю.С. Инновационные проекты ядерных реакторов - файл n1.doc

Габараев Б.А., Черепнин Ю.С. Инновационные проекты ядерных реакторов
скачать (3403 kb.)
Доступные файлы (1):
n1.doc3403kb.02.11.2012 14:22скачать

n1.doc



NATO Advanced Research Workshop

«Nuclear Safety and Energy Security»

Инновационные проекты ядерных реакторов
Б.А. Габараев, Ю.С. Черепнин

ОАО «Ордена Ленина НИКИЭТ имени Н.А.Доллежаля»,

г. Москва, Россия

Ереван, Армения, 26-29 мая 2009 г.


Инновационные проекты ядерных реакторов
Б.А. Габараев, Ю.С. Черепнин

ОАО «Ордена Ленина НИКИЭТ имени Н.А.Доллежаля»,

г. Москва, Россия
Согласно опубликованным сценариям развития мирового сообщества, за период с 2000 до 2050 года глобальное потребление первичной энергии возрастет в среднем в 2,5 раза, а потребности в электроэнергии в среднем в 4,7 раза \1,2\. В настоящее время отсутствуют какие-то универсальные способы решения энергетических проблем. Однако, по крайней мере, на ближайшие несколько десятилетий существует ряд реальных возможностей для энергообеспечения устойчивого развития человечества:

Большинство сценариев развития предсказывает существенное и устойчивое увеличение использования ядерной энергии. В течение своей относительно короткой истории, охватывающей всего пятьдесят лет, ожидания и прогнозы относительно развития и использования ядерной энергетики в разных регионах мира драматически изменялись со временем от оценок, полных энтузиазма, до крайне пессимистических. Примечательно, что роль ядерной энергетики подвергалась значительной переоценке даже в ряде стран, в которых она родилась \3\.

В настоящее время практически весь мировой парк ядерных энергоблоков состоит из реакторов на тепловых нейтронах, охлаждаемых водой. Это реакторы II поколения типа PWR, BWR, Candu, а также российские проекты ВВЭР и РБМК. После продолжительного периода стагнации начало XXI века характеризуется появлением устойчивых положительных тенденций в развитии мировой атомной энергетики. Удовлетворение повышенного спроса на энергетическое обеспечение неизбежно потребует применения всех доступных возможностей для энергопроизводства, включая ядерную энергетику, которая имеет огромный потенциал, позволяя обеспечить будущую потребность в энергии, не увеличивая при этом выбросы в атмосферу углекислого газа (СО2) и других загрязняющих веществ.

Сейчас стало понятным, что развитие мировой атомной энергетики может быть реализовано лишь при улучшении ее экономических показателей, повышении безопасности, эффективной переработке радиоактивных отходов и снижении риска распространения ядерного оружия, а также при условии, что в политике общества будет сделан акцент на производство энергии, не ведущей к образованию СО2.

Страны, где есть развитая ядерная энергетика, встали на путь модернизации действующих энергоблоков блоков (второе поколение) и строительства в этот переходной период АЭС по разработанным после Чернобыля проектам третьего поколения. Эти энергоблоки (EPR, AP-1000, ABWR, АЭС-2006) отвечают существующим требованиям и стандартам безопасности и экологии, решают текущие энергетические проблемы. Но они не соответствуют в полной мере сформулированным требованиям, прежде всего, по экономике, топливообеспечению, защите от нераспространения ядерных материалов. На смену им должны прийти новые реакторы и технологии ядерного топливного цикла (Поколение IV), что позволит осуществить постепенный переход к конкурентоспособному и безопасному энергопроизводству с неограниченной ресурсной базой на основе собственной наработки делящихся изотопов.

В рамках международных проектов по атомной энергетике ИНПРО и Поколения IV проанализированы меры, необходимые для сохранения атомной энергетики в качестве серьезной альтернативы снижения выбросов парниковых газов, и удовлетворения возрастающей потребности в электроэнергии. В результате специалисты пришли к мнению, что для успеха широкомасштабного развертывания атомной энергетики необходимо решить четыре ключевые проблемы:

Стоимость. На свободном рынке стоимость энергии, произведенной на новых атомных станциях, пока неконкурентоспособна по сравнению с энергией, произведенной из угля и природного газа. Однако эта разница может быть уменьшена за счет разумного снижения капитальных и эксплуатационных затрат, затрат на техобслуживание, а также сокращения времени строительства. Торговля выбросами углерода, например, если решение об этом будет принято правительством, может дать атомной энергетике определенные стоимостные преимущества.

Безопасность. Уроки, извлеченные из аварий на Три Майл Айленд и в Чернобыле заставили принять дополнительные меры по повышению безопасности АЭС во всем мире для того, чтобы решить проблему с наиболее вероятными (проектными) и тяжелыми (запроектными) авариями. Конструкция современных реакторов позволяет достичь очень низкого уровня серьезных аварий. За исключением эксплуатации реактора мы меньше знаем о безопасности топливного цикла в целом.

Отходы. Геологическое размещение отходов технически возможно, однако это должно быть уточнено и продемонстрировано на практике.

Нераспространение ядерного оружия. Нынешний международный режим гарантий не соответствует проблемам безопасности расширенного развития атомной энергетики, как это предусмотрено сценариями глобального развития. Существующая система переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в которую входят извлечение и переработка плутония, несет риск несанкционированного распространения ядерного оружия.

Критичным фактором будущего развития атомной энергетики является выбор топливного цикла: какой вид топлива используется, какие типы реакторов «сжигают» топливо и какие методы используются для захоронения отработанного топлива. Выбор затрагивает все четыре ключевые проблемы, с которыми сталкивается атомная энергетика: стоимость, безопасность, риск распространения ядерного оружия и захоронение отходов. В настоящее время интерес представляют три репрезентативных варианта топливных циклов:

Ядерная энергетика может стать устойчивым источником мирового энергообеспечения на многие десятилетия, если будет способна решить существующие проблемы. По сравнению с другими энерготехнологиями ЯЭ обладает важными принципиальными особенностями, которые позволяют ей взять на себя существенную часть прироста энергетических нужд, стабилизируя или даже сокращая потребление органического топлива:

Глобальный спрос на электроэнергию в ближайшие 50-100 лет можно будет удовлетворить с помощью реакторов нового IV поколения, которые будут свободны от недостатков своих предшественников и будут обеспечены неисчерпаемыми сырьевыми ресурсами собственной наработки \4\. Пока таких реакторных систем еще нет, работа над ними только началась и ведется в рамках международных проектов Поколение IV и ИНПРО, где Россия является активным участником. К настоящему времени уже произведен отбор шести реакторных концепций, способных удовлетворить поставленным требованиям. Для серийного развертывания будет рекомендована одна или две реакторные системы из шести. Ожидается, что этот выбор произойдет после окончания исследований не раньше 2025 года (табл..1).

Таблица 1

Обзор программ по системам IV поколения




Спектр нейтронов

Топливный цикл

Мощность

Применения

Сверхвысокотем-пературный реактор (VHTR)

Тепловой

Открытый

Средняя

Производство электроэнергии, водорода, технологического тепла

Реактор на воде сверхкритических параметров (SCWR)

Тепловой, быстрый

Открытый, замкнутый

Большая

Производство электроэнергии

Газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR)

Быстрый

Замкнутый

От средней до большой

Производство электроэнергии и водорода, сжигание долгоживущих радиоактивных изотопов (актинидов)

Быстрый реактор с охлаждением расплавом свинца (LFR)

Быстрый

Замкнутый

От малой до большой

Производство электроэнергии и водорода, сжигание долгоживущих радиоактивных изотопов (актинидов)

Быстрый реактор с натриевым охлаждением (SFR)

Быстрый

Замкнутый

От средней до большой

Производство электроэнергии, сжигание долгоживущих радиоактивных изотопов (актинидов)

Реактор на расплаве солей (MSR)

Тепловой

Замкнутый

Большая

Производство электроэнергии и водорода, сжигание долгоживущих радиоактивных изотопов (актинидов)


Перспектива развития атомной энергетики обоснованно связывается сегодня с ядерной технологией, базирующейся на быстрых реакторах и замкнутом топливном цикле. Последнее означает переработку отработавшего топлива АЭС и использование наработанного в энергетических реакторах плутония. Это позволит примерно в 100 раз увеличить энергетический потенциал топливных ресурсов атомной энергетики. Важно, что уникальные физические свойства быстрых реакторов позволяют также выжигать наиболее долгоживущие радиоактивные отходы атомной энергетики, которые затрудняют решение проблемы их захоронения. Поэтому быстрые реакторы выбраны для реализации «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» и в качестве перспективной энерготехнологии в рамках международной программы ведущих ядерных стран «Поколение IV».
В итоге, можно представить следующие этапы развития ядерных технологий в XXI веке:

● Краткосрочный (десять - двадцать лет):

-эволюционное развитие реакторов и технологий топливного цикла (ЛВР, водные методы переработки), разработка и опытная эксплуатация улучшенных и инновационных технологий реакторов и топливного цикла (БН, ВТГР, малые реакторы, сухие методы переработки).

● Среднесрочный (тридцать - сорок лет)

- активный рост ядерной энергетики, расширение масштабов в четыре/пять раз, демонстрация и освоение инновационных технологий; высокотемпературные реакторы, малые реакторы, реакторное производство водорода и опреснение воды.
● Дальнесрочный (пятьдесят-сто лет)

- широкомасштабное развертывание инновационных технологий реакторов на быстрых нейтронах и топливного цикла естественной безопасности, расширенное воспроизводство топлива, замкнутый U-Pu и Th-U циклы, использование полезных и выжигание опасных изотопов, долговременная геологическая изоляция РАО, .

В современной тематике НИКИЭТ имеются существенные заделы и разрабатываются проекты следующих инновационных систем: быстрые реакторы естественной безопасности с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (БРЕСТ); упрощенные корпусные кипящие реакторы с естественной циркуляцией теплоносителя (ВК-300); усовершенствованные канальные реакторы с внутренне присущими свойствами безопасности (МКЭР); транспортабельные автономные атомные станции для электро- и теплоснабжения удаленных и труднодоступных районов (Унитерм); многоцелевые реакторы малой мощности (РУТА, РУТА-ИТ /5,6,7\. Ниже приведены краткие описания некоторых из них, могущих представлять интерес для участников конференции.

Ядерно-энергетическая технология БРЕСТ.
Базовым инновационным реактором для развития крупномасштабной ядерной энергетике может стать реактор БРЕСТ-1200 (рис. 1) электрической мощностью 1200 МВт. В реакторах БРЕСТ естественная безопасность обеспечивается:




Рис. 1. БРЕСТ-1200:

1 - парогенератор; 2 - теплоизоляция; 3 - напорная камера; 4 - механизм перегрузки;
5 - поворотные пробки; 6 - верхняя плита; 7 - газовый объем; 8 - циркуляционный насос;
9 - стенка бетонной шахты; 10 - опорная решетка; 11 - активная зона



Реализация указанных принципов позволяет отказаться от ряда инженерный систем безопасности и существенно удешевить реакторную установку по сравнению с другими концепциями быстрых реакторов. Сравнительные экономические оценки затрат на сооружение и эксплуатацию реакторов БРЕСТ показали, что уровень этих затрат не выше, чем у легководных реакторов.
Корпусной кипящий реактор

с естественной циркуляцией теплоносителя (ВК-300).
Проект ВК-300 ориентирован на использование освоенных в России технологий, с учетом готовности промышленности к изготовлению и поставке оборудования и элементов реактора при проведении наименьшего объема НИОКР. Энергоблок с корпусным кипящим реактором ВК-300 предназначен для комбинированной выработки электроэнергии и тепла (рис.2). Турбоустановка, работающая по одноконтурной схеме с реактором, оптимизирована на условия теплофикационного режима. Реактор ВК-300 – это корпусной кипящий аппарат с интегральной компоновкой: сепараторы пара циклонного типа размещены внутри корпуса реактора. Большая часть тепломеханического оборудования АТЭЦ (турбина, теплообменное оборудование, насосы) также имеет действующие прототипы. Вместе с тем, в проекте ВК-300 применен ряд инновационных решений.

Охлаждение активной зоны во всех режимах осуществляется при естественной циркуляции теплоносителя. Оригинальная схема циркуляции и многоступенчатой сепарации теплоносителя в реакторе позволяет увеличить расход естественной циркуляции за счет уменьшения гидравлического сопротивления контура благодаря снижению массового расхода через циклонные сепараторы в результате отбора (перед входом в сепараторы) и возврата в опускной тракт части влаги из потока теплоносителя.

Опыт использования атомных энергоисточников с одноконтурными схемами для теплоснабжения:

  • Работа прототипной установки ВК-50 в режиме АТЭЦ

  • Опыт эксплуатации Билибинской АТЭЦ

  • Отпуск тепла на АЭС с реакторами РБМК





1 - реактор ВК-300, 2 - подача пара на турбину, 3 – турбоустановка, 4 - подача питательной воды в реактор,
5 - теплофикационная установка,
6 - потребитель тепла


Опыт эксплуатации атомных энергоисточников подтверждают, что на базе кипящего реактора ВК-300 может быть создан надежный и безопасный источник теплоснабжения

Основные технические характеристики

Наименование

Значение

Установленная мощность энергоблока:

  • в конденсационном режиме, МВт

  • в теплофикационном режиме:

  • по электроэнергии, МВт

  • по теплу, Гкал/ч

250

150

400

Тепловая мощность реакторной установки, МВт

750

Теплопроизводительность теплофикационной установки, Гкал/ч

400

Схема энергоблока

одноконтурная

Тип турбины

T-150/250-6, 6/50

Рис.2. Энергоблок с реакторной установкой ВК-300

Высокий уровень безопасности энергоблока обеспечивается системой технических и организационных мер, в том числе за счет: последовательной реализации концепции глубоко эшелонированной защиты; использования и развития свойств внутренней самозащищенности реактора; организации функционирования систем безопасности на основе принципов: резервирования, пространственной и функциональной независимости, единичного отказа, разнообразия.

Дозовые нагрузки на население на расстоянии 5 км от АТЭЦ при нормальной эксплуатации составляют сотые доли процента от санитарной нормы. В основных положениях проекта АТЭЦ с РУ ВК-300 обоснованы размеры санитарной зоны, ограниченной пределами площадки станции, зона планирования защитных мероприятий – 3 км, зоны планирования мероприятий по обязательному отселению населения не требуется. Таким образом, совокупность свойств безопасности РУ и энергоблока позволяют размещать АС с РУ ВК-300 вблизи населенных пунктов и водных источников.

КАНАЛЬНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ (МКЭР)
Энергоблоки с реакторами МКЭР разрабатывались как эволюционное развитие отечественных водографитовых реакторов большой мощности – РБМК. При разработке РУ с МКЭР учтены современные и международные требования по безопасности АЭС, в частности требования и критерии МАГАТЭ в области безопасности для инновационных реакторов. Основными требованиями при разработке РУ c МКЭР являются эффективная и безопасная эксплуатация АС.

При разработке атомных энергоблоков с канальными реакторами типа МКЭР предполагалось, что они должны прийти на смену завершающим свой срок службы АЭС с РБМК – 1000. Энергоблоки с реакторами МКЭР разрабатываются в виде моноблоков как технологические комплексы, предназначенные для безопасного и экономически эффективного производства электроэнергии, тепла и изотопной продукции. Разработка проектов энергоблоков с РУ типа МКЭР применительно к площадке Ленинградской АЭС велись объединённым коллективом специалистов НИКИЭТ (Москва), ВНИПИЭТ (С Петербург), РНЦ КИ и МО АЭП (Москва) при активном участии специалистов Ленинградской АЭС.

Работы по проектированию реакторных установок с МКЭР начались с 1989 года, когда было выпущено техническое предложение на разработку канального кипящего водографитового реактора повышенной безопасности МКЭР-800. К настоящему моменту времени выпущены эскизный проект АС с РУ МКЭР-800 электрической мощностью 860 МВт, основные положения АС с РУ МКЭР-1000 электрической мощностью 1000 МВт и техническое предложение по реакторной установке с МКЭР-1500 электрической мощностью 1500 МВт.

Реакторные установки МКЭР-800 и МКЭР-1000 конструктивно подобны (см. рис. 3).

Предложенная компоновка позволила сократить максимальные диаметры трубопроводов циркуляционного контура до 300 мм. При этом в отличие от РБМК-1000, циркуляционный контур МКЭР-800 (МКЭР-1000) не содержит обратных клапанов, отсечной и быстродействующей арматуры, что упрощает эксплуатацию РУ и, за счет исключения аварий, вызванных отказами оборудования циркуляционного контура, повышает надежность и безопасность энергоблока. Циркуляция теплоносителя  естественная, интенсифицируемая струйными водо-водяными насосами (инжекторами).





1 - контайнмент;
2 - бак СПР;
3 - кран мостовой;
4 - РЗМ;
5 - помещение паропроводов;
6 - реакторный зал;
7 - барабан-сепаратор;
8 - короб КГО;
9 - пароводяная коммуникация;
10 - напорный трубопровод;
11 - раздающий коллектор;
12 - коммуникация водяная;
13 - реактор



Рис. 3. РУ МКЭР-1000 (800). Поперечный разрез
Энергоблок МКЭР представляет собой моноблок реактор-турбина. Деаэраторы блока рассчитаны на давление 1,2 МПа. Питательные насосы, объединенные общим напорным коллектором, через регуляторы питания подают питательную воду к напорным патрубкам инжекторов. Каждая циркуляционная петля реакторного контура имеет свой регулятор питания.

Перегрузка топлива и изотопной продукции может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе без снижения мощности разгрузочно-загрузочной машиной, входящей в состав перегрузочного комплекса. Биологическая защита реактора спроектирована таким образом, что в центральном зале на работающем реакторе эквивалентная мощность дозы не превышает 29 мкЗв/ч (2.9 мбэр/ч), что обеспечивает возможность пребывания персонала в центральном зале.

Проведенные исследования показали, что тепловая мощность реактора равная 3000 МВт по технико-экономическим показателям можно считать предельной, которую целесообразно снимать естественной циркуляцией теплоносителя, интенсифицируемой водо-водяными струйными насосами. Поэтому в реакторе большей мощности МКЭР-1500 активная зона охлаждается в режиме принудительной циркуляцией теплоносителя, развиваемой циркуляционными насосами.

Атомные станции для электро- и теплоснабжения
удаленных и труднодоступных районов (Унитерм)

Зона децентрализованного энергоснабжения занимает около двух третей территории России. На рассматриваемой территории находится большое число мелких изолированных потребителей с нагрузками до 3-5 МВт электрических это более 6000 ДЭС, суммарной установленной мощностью более 3000 МВт и высокими удельными расходами топлива 500-600 г.у.т./кВт.ч. Решение энергообеспечения таких регионов возможно за счет использования АС малой мощности, работающих в течение всего срока службы реакторной установки (РУ) без перегрузки активной зоны, обеспечивающих экологическую чистоту и исключающих распространение ядерных материалов. К таким станциям относится АСММ «Унитерм», предлагаемая НИКИЭТ. Теплогидравлические схемы РУ и АС «Унитерм» предусматривают использование трех взаимосвязанных гидравлических контуров, в последнем из которых размещены все потребители тепловой энергии (турбогенераторная установка и бойлеры системы отопления или технологического пара).

В основу разработки реакторной установки «Унитерм» заложен принцип использования максимально апробированных технических решений, характерных для созданных по проектам НИКИЭТ реакторов интегрального типа (рис.4). Реактор объединяет в едином корпусе все элементы системы первого контура: активную зону, промежуточные теплообменники, компенсатор объема, органы регулирования и аварийной защиты. Это позволяет полностью исключить из состава станции неотключаемьие трубопроводы системы первого контура и достичь предельно компактного расположения источников ионизирующего излучения и потенциально опасной рабочей среды теплоносителя первого контура. Конструктивное исполнение реактора обеспечивает охлаждение активной зоны и передачу тепла за счет естественной конвекции теплоносителя первого контура.

В реакторной установке «Унитерм» нет подвижных элементов, перемещаемых при ее работе: циркуляционных насосов, органов регулирования, клапанов и другой оперативной арматуры. Все изменения в режимах функционирования осуществляются под воздействием естественных процессов. Используемые в РУ системы безопасности пассивны, т.е. не требуют для осуществления своих функций внешних энергетических затрат. При срабатывании аварийной защиты активной зоны органы компенсации реактивности вводятся в нее под действием силы тяжести и энергии сжатых пружин. Постоянно действующая автономная система отвода мощности отводит остаточные тепловыделения и расхолаживает установку. Безопасность установки обеспечивается свойствами внутренней самозащищенности РУ и активной зоны, ее низкой напряженностью, наличием пяти барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов:

топливная матрицы твэлов; оболочка твэлов; граница первого контура; страховочный корпус; защитная оболочка (контайнмент) РУ. Наиболее привлекательными качествами для «Унитерма» является работа в режиме слежения за нагрузкой и вне зависимости от внешних обстоятельств, таких как короткое замыкание на линии электропередач, полное отключение потребителей от тепла и электричества, отсутствие перегрузки активной зоны в течение 25 лет эксплуатации и необходимости иметь хранилище отработанного топлива, воздушное охлаждение систем безопасности и конденсаторов турбин. После выработки установленного срока службы тепловой блок РУ эвакуируется с места размещения и доставляется на специализированное предприятие для разборки и утилизации.



Рис. 4. Реактор УНИТЕРМ
1-бак железоводной защиты; 2 - баллоны хранения газообразных радиоактивных отходов;
3- система подачи жидкого поглотителя; 4 – защитная оболочка; 5 – оболочка противоударной
защиты; 6 – теплообменник системы расхолаживания; 7 – парогенерирующий агрегат; 8 – блоки биологической защиты; 9 – хранилище жидких и твердых радиоактивных отходов; 10 – фундамент

Список литературы


  1. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Guidance for the evaluation of innovative nuclear reactors and fuel cycles. IAEA-TECDOC-1362. June 2003.

  2. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Methodology for the Assessment of innovative nuclear reactors and fuel cycles, Report of Phase 1B (first part) of the International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO), IAEA-TECDOC-1434, Vienna ( 2004).

  3. The Future of Nuclear Power. An Interdisciplinary MIT Study, 2003.

  4. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy System. DOE USA. 2002.

  5. Белая книга атомной энергетики. Под редакцией проф.. Е.О.Адамова. Москва. 2001 г.

  6. Развитие канального направления в отечественном реакторостроении. Черкашов Ю.М. Материалы международной конференции «Канальные реакторы: проблемы и решения»- Москва, 2004 г.

  7. АСММ Унитерм – безопасность и надежность получения энергии – Шишкин В.А., Гречко Г.И., Адамович Л.А. Труды международной научно-практической конференции «Малая энергетика-2006», Москва, 2006г.




Учебный материал
© bib.convdocs.org
При копировании укажите ссылку.
обратиться к администрации