Решение глобального энергетического кризиса в использовании ядерной энергии…



страница7/12
Дата12.06.2016
Размер2.35 Mb.
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12

15. Перспективы развития АЭС с ВВЭР
Современной реализацией эволюционного развития технологии корпусного водо-водяного реакторостроения для «большой» атомной энергетики России стал проект, получивший обозначение АЭС-2006. Он поло­жен в основу принятой программы строительства атомных электростанций до 2020 г. Выбор параметров и основных характеристик энергоблока и его реактор­ной установки был подчинен главной цели: максимальному использованию опыта и задела серийного сооружения энергоблоков с ВВЭР-1000 [14].

Вносимые в проект АЭС-2006 изменения, включая форсирование мощности и повышение параметров теплоносителя и паросилового цикла, таковы, что су­щественных (а значит, длительных и дорогостоящих) научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ (НИОКР) не требуется.

Обобщающим критерием для формирования техни­ческого облика создаваемого энергоблока стала воз­можность реализации его серийного сооружения. Этот замысел ограничил максимальную мощность энерго­блока уровнем 1200 МВт и не предусматривал исполь­зования энергоблока с ВВЭР-1500, проект которого к этому моменту был практически завершен и в основу которого были заложены все главные технические ре­шения, использованные далее в проекте АЭС-2006.

В условиях принятой программы сооружения головных серийных энергоблоков АЭС-2006 оптимиза­ция некоторых проектных и конструкторских решений была отложена на будущее, что создало предпосылки для многочисленных модернизаций и усовершенство­ваний проекта. Поэтому в качестве ближайшей целевой задачи рассматривается формирование проек­та с условным наименованием АЭС-2006М (или АЭС-2010, или АЭС-ВВЭР-ТОИ). Его отличия от пер­вых четырех энергоблоков на площадках Нововоро­нежской и Ленинградской АЭС № 2 будут опреде­ляться организацией проектирования и завершением необходимых НИОКР. Однако в любом случае именно это исполнение энергоблока с ВВЭР-1200 следует ис­пользовать для завершения объявленной программы строительства АЭС до 2020 г. Таким образом, можно констатировать, что ближняя перспектива развития атомной энергетики в России опирается на эволюцион­ное развитие технологии ВВЭР.

В направление легководных корпусных реакторов (ЛВР) во всем мире вложено сил, времени и средств больше, чем в любое другое реакторное направление. Накоплен бесценный мировой опыт эксплуатации, имеются проверенные на практике технические, кон­струкционные, технологические решения, зарекомен­довавшие себя как положительно, так и отрицательно. Для ЛВР существует множество предложений и прак­тических проработок по их дальнейшему совершен­ствованию. В настоящее время необходимо сформиро­вать образ нового поколения ЛВР, приемлемого для последующего этапа развития атомной энергетики.

Системные исследования перспектив использова­ния энергии деления и потенциала ядерного топлива в мировом энергетическом балансе указывают на то, что среднесрочная и более отдаленная перспективы разви­тия атомной энергетики должны ориентироваться на новые цели, которые будут определять задачи развития реакторных технологий.

Для России главной задачей является формирова­ние оптимальной структуры всего ядерного топливно­го цикла, что в итоге определит место ядерного топли­ва в топливно-энергетическом балансе страны.

При этом главной целью становится обеспечение возможности перехода от использования примерно 1 % добываемого природного урана к практически полному использованию изотопов 238U и 232Th, энергетиче­ский ресурс которых на порядки больше, чем у нефти и газа. Для достижения этого первоочередным являет­ся создание замкнутого ядерного топливного цикла с необходимой промышленной и социальной инфра­структурой. В свою очередь замыкание топливного цикла требует решения задачи полного обращения с облученным ядерным топливом и радиоактивными от­ходами при минимизации угрозы неконтролируемого использования ядерных материалов. В обозримом бу­дущем инновационное развитие реакторов деления должно базироваться на разработке эффективных бридеров на быстрых нейтронах и повышении эффектив­ности топливоиспользования в реакторах на тепловых нейтронах в результате как замыкания топливного цик­ла по плутонию и совершенствования конструкции ак­тивной зоны реакторов, так и перехода в дальнейшем на уран-ториевый топливный цикл. Технология ЛВР (ВВЭР) должна занять должное место при эволюцион­ном и инновационном развитии атомной энергетики, и для нее должны быть сформулированы задачи этих ва­риантов развития.

В период времени после 2020 г., когда в российской атомной энергетике ожидается инновационное разви­тие бридеров на быстрых нейтронах, должны также внедряться реакторы нового поколения на тепловых нейтронах с новыми возможностями. Среди последних приоритетное место могут занять корпусные легковод­ные реакторы как носители традиционной технологии и большого опыта эксплуатации.

Облик ВВЭР нового поколения обозначили терми­ном «Супер-ВВЭР», однако обнаружилось различное понимание его содержания и сроков реализации. Для выработки единого подхода к проблеме по поручению Росэнергоатома в Курчатовском институте вместе с партнерами — разработчиками ВВЭР было предприня­то изучение этой проблемы. При этом в укрупненном виде для Супер-ВВЭР были обозначены три основные цели:

  • более эффективное использование урана и плуто­ния;

  • снижение инвестиционных рисков;

  • повышение термодинамической эффективности.

Для корпусных реакторов с водяным теплоносите­лем рассматривались следующие направления иннова­ционного развития:

- охлаждение водой докритических параметров с возможностью регулирования спектра нейтронов;

- охлаждение кипящей водой докритических пара­метров;

- использование воды сверхкритического давления в прямоточной одноконтурной и в двухконтурной реак­торной установке;

- пароводяное охлаждение в докритической и закри тической областях давления реактора с быстрым спек­тром нейтронов (БР).

На рисунке 15.1. показаны различ­ные направления инноваций в реакторных технологи­ях России.


Рис. 15.1. Предполагаемая структура атомной энергетики России на период до 2050 г.
Представленный вариант учи­тывает тенденции и динамику развития мирового энер­гетического рынка (и России в том числе) и требует более активного развития реакторных технологий с учетом перспективы.

Желательные сроки конкретных раз­работок могут корректироваться и уточняться доли разных реакторных систем в энерговыработке и топливном балансе и конкретное время их внедрения.

Для обеспечения надежности и устойчивости всей ядерно-энергетической системы представляется принципиально важным формирование и сохранение ее технологической многокомпонентности (по крайней мере двухкомпонентности). В прошедший период раз­вития двумя компонентами являлись ВВЭР и РБМК; в рассматриваемой перспективе параллельно будут раз­виваться как минимум две технологии: ЛВР и БР.
15.1.Улучшенный ВВЭР для работы в замкнутом топливном цикле

За основу взят проект ВВЭР-1200, разрабатывае­мый в настоящее время в соответствии с федеральной целевой программой (АЭС-2006), кардинального изме­нения его облика не предполагается. Планируется дальнейшее эволюционное совершенствование этого проекта: реакторной установки и топлива, включая пе­реход к замкнутому топливному циклу по мере прояс­нения возможностей промышленности для его реали­зации, разработки и внедрения реакторов — наработ чиков делящихся изотопов.

Специального рассмотрения и оптимизации требу­ет переходный период от открытого (частично замкну­того по урану через РБМК) к замкнутому ядерному топливному циклу, когда в развивающейся системе атомной энергетики будет наращиваться доля реакто­ров на быстрых нейтронах и продолжится строитель­ство реакторов на базе ВВЭР. Для этого периода необ­ходимо определить оптимальную производительность и технологии предприятий по переработке топлива, глубину выгорания топлива в тепловых и быстрых ре­акторах, продолжить работу по повышению коэффици­ента использования мощности (КИУМ) и КПД, сниже­нию сроков строительства, решить вопросы маневри­рования (включая общесистемный вариант, когда ма­неврирование осуществляется неядерными мощностя­ми, и вариант применения аккумулирующих систем), разработать современные проекты АЭС малой и сред­ней мощности. Требуется проведение работ по сниже­нию финансовых рисков.

Общие направления усовершенствования реактор­ной установки, топливного цикла и активной зоны сле­дующие:

- возможность работы в открытом топливном цикле с коэффициентом воспроизводства КВ = 0,80...0,85 и расходом природного урана для выработки электричес­кой энергии 130….135 т/ГВт в год в результате спект­рального регулирования изменения реактивности, ис­пользования МОКС-топлива, снижения диаметра твэлов, оптимизации глубины выгорания топлива, умень­шения водоуранового отношения, изменения темпера­туры теплоносителя, минимизации паразитных погло­щений нейтронов;

- повышение термического КПД путем оптимизации конструкции парогенератора и повышения параметров пара;

- переход на двухпетлевую компоновку I контура;

- возможность применения перспективных топлив­ных циклов с различной направленностью: максималь­ной глубиной выгорания топлива до 80 МВт • сут/кг U, длительностью кампании до 24 мес, повышением КИУМ;

- обеспечение маневренных режимов эксплуатации энергоблока;

- внедрение концепции «нулевой» повреждаемости тепловыделяющих элементов.

При осуществлении изменения спектра нейтронов в ходе кампании реактора для увеличения энерговыра­ботки возможно применение тепловыделяющих сбо­рок (ТВС) с подвижными вытеснителями, изменяющи­ми водоурановое отношение в активной зоне. В качес­тве вытеснителя могут использоваться стержни с диок­сидом урана при естественном (или отвальном) содер­жании 235U. В них достигается высокий коэффициент воспроизводства топлива — около 2,0. Средний коэф­фициент воспроизводства для такой ТВС составит око­ло 0,81, а коэффициент конверсии — примерно 0,94.

К моменту готовности всей структуры атомной энергетики к замыканию топливного цикла должен быть разработан оптимальный топливный цикл для тех реакторов, которые к тому времени будут спроектиро­ваны, построены и продемонстрируют свою работо­способность и надежность.

В ближнесрочной перспективе планируются опти­мизация и эволюционное усовершенствование техно­логии ВВЭР как по мощностям, так и по экономичес­кой эффективности для сохранения и повышения кон­курентоспособности на мировом рынке, включая по­вышение термического КПД путем оптимизации тер­модинамического цикла паротурбинной установки и модернизации оборудования машинного зала. Эти ра­боты предполагается проводить в рамках проекта АЭС-2010, однако те технические решения, которые не смогут быть реализованы в нем, целесообразно приме­нить в проекте реактора Супер-ВВЭР.

Параллельно целесообразно разработать проекты энергоблоков в широком диапазоне электрической мощ­ности (200….1800 МВт), которые можно будет свободно размещать по условиям безопасности, а продолжитель­ность их сооружения будет не более 3,5—4,0 лет.

При формировании мощностного ряда на базе кор­пусных легководных реакторов проявились два направ­ления: первое на основе традиционной конструкции ВВЭР, второе с привлечением опыта и технологии судо­вого реакторостроения. Требования унификации и зада­чи улучшения экономических показателей изготовления оборудования и сооружения энергоблоков сформирова­ли концепцию «стандартного модуля» или «стандартной петли» фиксированной мощности как для одной, так и для другой конструктивной схемы (прорабатывается проект двухпетлевого ВВЭР-600 на базе петли ВВЭР-1200; предлагается компоновка энергоблоков с реакторами ВБЭР электрической мощностью 200….600 МВт на основе стандартного модуля, обеспе­чивающего электрическую мощность 100 МВт).
15.2. Одноконтурный кипящий реактор с быстрорезонансным спектром нейтронов (ВК-М)

В водоохлаждаемых реакторах ужесточение ней­тронного спектра и повышение коэффициента воспро­изводства могут быть достигнуты благодаря утесне­нию решетки твэлов и соответствующему уменьше­нию водотопливного отношения. Это направление лег­ководной реакторной технологии принято называть ре­акторами с уменьшенным замедлением нейтронов RMWR (Reduced Moderation Water Reactor).

Наиболее просто этот принцип реализуется в кипя­щем реакторе, где сокращение доли замедлителя до­стигается не только утеснением решетки твэлов, но и существенным уменьшением плотности кипящего теп­лоносителя. Концепция кипящего водоохлаждаемого реактора с тесной решеткой твэлов и повышенным ко­эффициентом воспроизводства была предложена япон­скими специалистами. Переход от стандартной квад­ратной решетки твэлов реакторов BWR к тесной треу­гольной решетке (расстояние между твэлами примерно 1,0….1,3 мм), введение торцевых воспроизводящих бланкетов и внутренней аксиальной воспроизводящей прослойки позволили достичь значения коэффициента воспроизводства, близкого к единице или даже превы­шающего ее (0,95….1,05).

Ключевой физической проблемой для быстрых ре­акторов с натриевым и в еще большей степени с водя­ным теплоносителем является обеспечение отрица­тельного пустотного эффекта реактивности. Для ее ре­шения авторы концепции RMWR, так же как и в натри­евых быстрых реакторах, предложили использовать уплощенную активную зону.

Российские специалисты вместо уплощения актив­ной зоны предлагают специальную гетерогенную ком­поновку. В ней наряду с тепловыделяющими сборками (размер под ключ 225 мм) с тесной решеткой твэлов (диаметр твэла 13,5 мм, расстояние между твэлами 1,3 мм), содержащими уран-плутониевое (МОКС) топ­ливо, имеются ТВС с уран-ториевым топливом (UO2 + Тh2), с малым (около 1 %) начальным содержанием 233U или 235U и увеличенным водотопливным отноше­нием (диаметр твэла 12,6 мм, расстояние между твэла­ми 2,2 мм). Именно уран-ториевые сборки обеспечива­ют отрицательную составляющую эффекта реактив­ности при обезвоживании активной зоны.

Органы системы управления и защиты в виде по­глощающих стержней из карбида бора с обогащением 80 % по 10В размешаются только в кассетах с уран-то­риевым топливом с более мягким нейтронным спект­ром и, соответственно, с большей эффективностью бо­ра, чем кассеты с МОКС-топливом. В воспроизводя­щие бланкеты загружается обедненный уран (0,2 % 235U).

Разработки новых тепловых схем для предлагаемо­го реактора не требуется, так как в данной реакторной установке используется классическая тепловая схема одноконтурного кипящего реактора с хорошо извест­ными параметрами теплоносителя. Современный ки­пящий реактор типа ABWR имеет КПД около 34,5 %.
15.3. Водо-водяной реактор сверхкритического давления (ВВЭР-СКД) в одноконтурном исполнении и с двухзаходной активной зоной

Многие годы обсуждается и прорабатывается кон­цепция повышения параметров легководного теплоно­сителя до сверхкритических. Для корпусных легковод­ных реакторов это позволит не только увеличить тер­модинамическую эффективность установки, но и ис­пользовать возможности значительного уменьшения и оперативного изменения плотности воды для спект­рального регулирования процесса в активной зоне с улучшением воспроизводства ядерного топлива.

Ожидается, что наибольшее упрощение и удешев­ление конструкции реакторной установки можно полу­чить в одноконтурном исполнении. В то же время при сверхкритических параметрах воды проблема радиаци­онного загрязнения паротурбинного контура становит­ся более серьезной, чем для традиционного кипящего реактора.

В двухзаходном прямоточном реакторе ВВЭР-СКД теплоноситель сначала подается в периферийную зону с резонансно-тепловым спектром (состоит из 150 ТВС). Здесь плотность теплоносителя уменьшается примерно с 700 до 200 кг/м3. Перепад энтальпии в ней составляет в среднем 1300….1400 кДж/кг.

Далее теплоноситель попадает в нижнюю напор­ную камеру, откуда, изменив направление на противо­положное, поступает в центральную зону (состоит из 91 ТВС). Плотность теплоносителя, движущегося снизу вверх, в этой зоне уменьшается в среднем до 100 кг/м3 , что обеспечивает большую долю МОКС- топлива и быстрорезонансный спектр нейтронов в ней. Перепад энтальпии составляет в среднем 700….800 кДж/кг.

Для создания реакторной установки со сверхкрити­ческим давлением необходимо выполнить следующие специфические мероприятия:

- разработку конструкции ТВС активной зоны с уче­том проблем коррозии оболочек твэлов и существенно­го падения давления в пучках ТВС по высоте;

- разработку и верификацию прецизионных нейтронно-физических расчетных кодов и прецизионные про­странственно-временные нейтронно-физические рас­четы активной зоны с подробным пространственно- энергетическим разбиением с учетом обратных связей от термогидравлики теплоносителя и термомеханики твэлов; комплекс расчетов для варианта использования в качестве топлива энергетического плутония;

- разработку и верификацию CFD-кодов для возмож­ности проведения прецизионных пространственно - распределенных расчетов гидродинамики и теплооб­мена СКД-теплоносителя в ТВС активной зоны и в ре­акторе; трехмерные расчетные исследования термогид­равлических процессов ТВС активной зоны и во всем реакторе с учетом особенностей конструкции внутрикорпусного устройства (ВКУ);

- моделирование устойчивости РУ и ядерной энерге­тической установки (ЯЭУ);

- моделирование аварийных процессов РУ и ЯЭУ; экспериментальную проверку аварийных систем;

- разработку процедуры пуска, останова и переходов на режимы с пониженной мощностью РУ;

- экспериментальные исследования и расчетные оценки радиолиза в реакторе и разработку систем от­вода продуктов радиолиза из реактора;

- экспериментальные исследования и расчетные оценки массопереноса и активации продуктов корро­зии, а также радиационной безопасности обслужива­ния оборудования паропроизводящей установки;

- проведение комплекса экспериментально-аналити­ческих исследований для изучения процессов корро­зии оболочек твэлов и других конструкционных эле­ментов реактора, а также разработки новых конструк­ционных материалов и технологии ведения водно-хи­мического режима (ВХР);

- разработку ВХР с учетом массопереноса продуктов коррозии из регенеративных подогревателей, коррозии и радиолиза в реакторе;

- разработку ядерной паросиловой установки: турбо­генератора, тепловой схемы, расчет теплообменного оборудования и поведения всей ЯЭУ в стационарных, переходных и аварийных режимах.

Направленность научно-иссле­довательских работ сохраняется и для других рассмот­ренных вариантов реакторов со сверхкритическим дав­лением теплоносителя.
15.4. Двухконтурный вариант ВВЭР-СКД с однозаходной активной зоной (реактор В-670 СКДИ)

Двухконтурная схема установки позволяет избе­жать радиационного загрязнения паротурбинного кон­тура, а одновременное снижение температуры первич­ного теплоносителя существенно упрощает выбор и разработку конструкционных материалов для активной зоны реактора. Подразумевается поэтапное освоение сверхкритических параметров воды в атомной энерге­тике.

В двухконтурной ЯЭУ В-670 СКДИ используется реактор с интегральной компоновкой активной зоны, ВКУ и парогенераторов в корпусе реакторного мо­ноблока.

Температура на входе в активную зону несколько ни­же псевдокритической (375 °С), на выходе из нее — не­сколько выше (395 °С). В реакторе реализуется естест­венная циркуляция теплоносителя благодаря раздвину­той топливной решетке и существенному снижению плотности теплоносителя при нагреве в активной зоне.

В РУ В-670 СКДИ используется спектральный спо­соб поддержания критичности в процессе кампании: спектр нейтронов смещается из резонансно-тепловой области в тепловую. Для этого плотность теплоносите­ля в течение кампании постепенно повышается, что обеспечивается снижением температуры теплоносите­ля в ПГ при заданной тепловой мощности реактора пу­тем увеличения расхода питательной воды. Последнее приводит к уменьшению перегрева пара в ПГ и повы­шению теплоотдачи со стороны II контура. В результа­те температура теплоносителя на входе в активную зо­ну и средняя температура в ней снижаются.

Все ТВС активной зоны имеют одинаковую кон­струкцию. Материал оболочек твэлов, дистанционирующей решетки и чехла — сталь ЧС-68 или ЭП-172.

Реакторная установка размещена в защитной обо­лочке, имеющей форму цилиндра, ограниченного свер­ху куполом. Диаметр оболочки около 34, высота 55 м.

Внутри защитной оболочки расположен страховоч­ный корпус, предназначенный для локализации паро­водяной смеси при течи из I контура. Он является до­полнительным барьером для выхода продуктов деле­ния в окружающую среду. Расчетное давление в нем 0,55 МПа.

Ожидается, что по экономическим показателям РУ В-670 должна значительно превосходить как находя­щиеся в эксплуатации, так и проектируемые реактор­ные установки, что обусловлено переходом от петле­вой компоновки к интегральной. При этом реализуют­ся следующие преимущества:

- более простая схема установки и саморегулирова­ние расхода теплоносителя через кассеты активной зо­ны при естественной циркуляции;

- отсутствие сложного дорогостоящего оборудова­ния;

- существенное снижение массы парогенераторов;

- использование страховочного корпуса при малой протяженности I контура;

- снижение стоимости защитной оболочки, посколь­ку при наличии страховочного корпуса она должна быть рассчитана только на внешние нагрузки (при этом отпадает необходимость использовать двойную оболочку);

- уменьшение расхода электроэнергии на собствен­ные нужды;

- возможность серийного производства основного оборудования;

- возможность приблизить станцию к потребителю и использовать в качестве АТЭЦ благодаря высокой бе­зопасности.

Поддержание в течение кампании критичности ак­тивной зоны регулированием спектра нейтронов дает возможность исключить целый класс аварий, обуслов­ленных выбросом органов регулирования, так как в этих режимах они находятся в верхнем положении.


15.5. Пароводоохлаждаемый энергетический реактор на быстрых нейтронах ПВЭР-650

С 1977 г. в РНЦ «Курчатовский институт» совмест­но с ВНИИАМ и ОКБ «Гидропресс» проводилась раз­работка реактора с быстрорезонансным спектром ней­тронов и охлаждением пароводяной смесью в докритической области давления с закризисным паросодержанием — ПВЭР.

В таком реакторе в результате использования тепла фазовых переходов (испарения влаги в активной зоне) существенно повышается энергоемкость пароводяной смеси и значительно снижается температура стальных оболочек твэлов (до 500…..550 °С в горячем пятне), а также уменьшаются общий расход теплоносителя и за­траты на его циркуляцию. Температура пара на выходе из реактора составляет 360….400 °С, давление — 10….16 МПа, КПД паротурбинного цикла — 36….37 %. Путем выбора входных параметров пароводяной смеси (высокие паросодержание и массовая скорость) удает­ся значительно снизить аксиальный градиент темпера­туры оболочек твэлов, способствующий высыханию жидкой пленки на его поверхности.

Экспериментальные исследования теплогидравлических процессов в ТВС подтвердили возможность ор­ганизации требуемого теплосъема пароводяной сме­сью с входным паро содержанием 0,35...0,60 при дав­лении 16 МПа.

Технические решения концепции ПВЭР основаны на опыте конструирования и эксплуатации корпусных ре­акторов под давлением типа ВВЭР и БН. Для активной зоны (АЗ) и воспроизводящих экранов ПВЭР выбрано смешанное диоксидное топливо, совместимое с легко­водным теплоносителем, без акцента на расширенное воспроизводство, но с приоритетом показателей самоза­щищенности. Схема АЭС двухконтурная. Петлевая ком­поновка I контура предусматривает наличие главного циркуляционного насоса (ГЦН), парогенераторов и гид­роемкостей системы аварийного охлаждения реактора в каждой петле. Оборудование I контура расположено под защитной оболочкой. Рециркуляция пара через реактор осуществляется совместной работой пародувок и ГЦН, так что приготовление смеси происходит в специальных смешивающих устройствах на входе в ТВС. Индивиду­альные для каждой ТВС смесители, расположенные в нижней части АЗ, могут быть настроены различным об­разом, так чтобы обеспечить наиболее эффективные ус­ловия теплосъема в реакторе.

До 1986 г. была выполнена серия теплогидравлических экспериментов по исследованию и обоснова­нию характеристик пароводяного теплоносителя. Так­же в обоснование нейтронно-физических характерис­тик ПВЭР в Физико-энергетическом институте (г. Об­нинск) были проведены эксперименты на критических стендах по моделированию различных состояний ак­тивной зоны: номинальное, без теплоносителя и состо­яние АЗ, залитой водой. Рассматривались варианты ак­тивных зон с диоксидным топливом. Результаты экспе­риментов включены в базу данных для верификации расчетных кодов.

15.6. Двухконтурная схема реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого СКД-теплоносителем (реактор ПСКД-600)



Наилучшие показатели топливоиспользования мо­гут быть достигнуты в СКД-реакторах, работающих в быстром спектре нейтронов. Переход с одноконтурной схемы реакторной установки на двухконтурную позво­ляет получить в I контуре паровой СКД-теплоноситель с достаточно низкой плотностью для достижения быс­трого спектра нейтронов. Так, в активной зоне реакто­ра ПСКД-600 при умеренном значении объемной энер­гонапряженности (160 кВт/дм ) и с более низким, чем у натриевых БР, подогревом теплоносителя (100....110 °С) средняя плотность теплоносителя не превы­шает 140 кг/м3.

Применение конструкции ТВС с плотной решеткой твэлов позволяет обеспечить в активной зоне спектр нейтронов, близкий к спектру в реакторах типа БН.

Появляется возможность реализовать режим самообес­печения топливом в замкнутом топливном цикле, ис­пользуя МОКС-топливо в АЗ и оксид урана, направля­емого в отвал, в торцевых и боковых бланкетах.

Во II контуре ядерно-энергетической установки ПСКД-600 планируется использовать достаточно ком­пактную паросиловую установку с СКД-турбиной.

Основными принципиальными решениями, исполь­зуемыми в конструкции ЯЭУ с реактором ПСКД-600, являются:

- СКД/СКД-двухконтурная схема ядерно-энергети­ческой установки с прямоточным парогенератором; паровой СКД-теплоноситель в I контуре; жесткие ограничения температур в I контуре: теп­лоноситель — 390/500 °С, конструкционные материа­лы — не выше 650 °С (с учетом факторов перегрева);

- применение аустенитных и ферритно-мартенситных сталей в качестве конструкционных материалов;

- сниженная, по сравнению с реактором БН, энерго­напряженность в активной зоне (160 кВт/дм );

- тесная топливная решетка с относительным шагом размещения твэлов 1,12;

- применение боковой и торцевых зон воспроизвод­ства;

- перегрузка ТВС без их перестановок в активной зоне. Расчеты гидродинамики и теплообмена ТВС ПСКД-600 показали, что рабочие температуры оболо­чек твэлов находятся в диапазоне 387...575 °С. Уро­вень температур оболочек твэлов вследствие факторов перегрева, по первичным оценкам, не превышает 650 °С. Чехлы ТВС работают в более мягких условиях — их температура не выше 500 °С.

На основе полученных расчетных данных темпера­турных режимов максимально напряженных ТВС бы­ли выбраны следующие конструкционные материалы (как приемлемые для использования):

- для оболочки твэлов — сталь аустенитного класса ЧС-68ХД;

- для чехлов — ферритно-мартенситная дисперсионно-упрочненная сталь ЭП-450ДУО.

Однако необходимо отметить, что имеющиеся в на­стоящее время жаропрочные стали и сплавы еще не могут быть с уверенностью использованы в активных зонах СКД-реакторов. Создание нового поколения слабопоглощающих конструкционных материалов для ак­тивной зоны, которые могли бы надежно работать в аг­рессивных условиях высоких температур и больших давлений СКД-теплоносителя в сочетании с интенсив­ным воздействием флюенса нейтронов, является важ­ной и сложной задачей НИОКР.

Центральным вопросом, на который необходимо ответить при рассмотрении представленных вариан­тов, является вопрос отнесения каждого из них к ус­ловной категории Супер-ВВЭР. Предложенное концеп­туальное решение формирует либо оптимальное пер­спективное развитие технологии корпусных водо-водяных реакторов в России на последующие 15—20 лет, либо представляет собой самостоятельную техноло­гию энергетического реакторостроения. Анализ науч­но-технических и технологических проблем, которые могут быть сформулированы для каждого из предложе­ний, позволяет оценить их с этой точки зрения.

Наиболее близкими к Российским корпусным легководным реакторам в мировой атомной энергетике являются кипящие корпусные реакторы BWR. Пробле­мы, сдерживавшие их распространение, за прошедшие десятилетия были решены. Достоинства, обусловлен­ные одноконтурной схемой реакторной установки, реа­лизованы в благоприятных эксплуатационных и техни­ко-экономических показателях. Кроме того, такие ус­тановки обладают инновационным потенциалом при достижении названных ранее целей.

Основные направления инноваций связаны с есте­ственной циркуляцией теплоносителя и ожидаемыми в связи с этим упрощением конструкции и повышением безопасности, а также с переходом на быстрый спектр нейтронов с увеличением коэффициента воспроиз­водства топлива до 1 и более.

Инициативные предложения российских специа­листов направлены на реализацию разновидности кор­пусного кипящего реактора (основана на опыте созда­ния корпусных ВВЭР и использовании кипящей воды в РБМК), в которой обеспечивается высокий коэффи­циент воспроизводства вторичного ядерного топлива вследствие перехода на жесткий спектр нейтронов.

Переход в предлагаемом реакторе на быстрый спектр нейтронов требует выбора оптимального реше­ния для бридеров. Представляется, что его поиск ва­жен, но избыток числа оптимальных решений вреден, если сроки реализации определены жесткими вре­менными рамками.

Оптимизация бридеров имеет свои специфические критерии, и они лишь в малой степени затрагивают це­ли развития корпусного легководного направления.

Особого внимания требует переход в легководном реакторе на сверхкритическое давление. Привлека­тельность этого направления проявилась, в частности, в том, что оно включено в перечень системы Генерации-4, которая предложена для международного со­трудничества. Очевидно, что при освоении этого на­правления необходимо решить следующие проблемы. Во-первых, требуется достаточно полное понимание термогидравлических процессов в теплоносителе. Зна­ния, полученные при довольно широком внедрении сверхкритических параметров пара в органической энергетике, недостаточны для ответа на все вопросы, которые возникают при использовании реакторной ус­тановки. Экспертные оценки показывают, что мини­мальный срок получения ответов на них составляет 7—8 лет при целенаправленном обеспечении исследо­ваний. Во-вторых, необходимо создать новые конст­рукционные материалы активной зоны. Эта проблема сложнее первой, и для ее решения требуется не менее 15 лет.

В связи с этим появилось предложение поэтапного освоения сверхкритических параметров в атомной энергетике: начать следует с двухконтурной установки с умеренными температурами теплоносителя, что об­легчит выбор конструкционных материалов и прибли­зит сроки реализации.

Существование в области сверхкритического давле­ния узкого диапазона температуры теплоносителя, где его плотность сильно изменяется, дает потенциальную возможность оперативного изменения нейтронного спектра и обеспечения регулирования уровня воспроиз­водства вторичного ядерного топлива в такой системе. Однако термогидравлические проблемы работы в этой области параметров требуют специального изучения.

Таким образом, переход на сверхкритическое дав­ление в ЛВР представляет собой логичное направле­ние их инновационного развития, но сложность и объ­ем существующих проблем вызывают необходимость международной кооперации для их решения. Оценки времени и усилий, требуемых для их реализации, не позволяют рассматривать эти предложения как при­оритетные при использовании в проекте инновацион­ного Супер-ВВЭР. По всем признакам это самостоя­тельное перспективное направление энергетического реакторостроения, требующее целенаправленных уси­лий и организации НИОКР.

Если же ограничить профиль ре­актора Супер-ВВЭР инновационными рамками с оп­равданным использованием традиционной технологии ВВЭР, то представляется реальным следующий набор конкретных целей и задач:

- возможность работы в открытом топливном цикле с коэффициентом воспроизводства 0,80….0,85 и расхо­дом природного урана на выработку электрической мощности 130….135 т/ГВт в год;

- повышение термического КПД путем оптимизации конструкции парогенератора и максимального повы­шения параметров пара;

- уменьшение (насколько это возможно) количества поглотителей в активной зоне в процессе выгорания;

- индустриальное производство модулей энергоблока и сокращение продолжительности сооружения до 3,5—4,0 лет;

- обеспечение эксплуатационных возможностей (ма­неврирование, топливные циклы до 24 мес) и КИУМ более 90 %;

- широкий диапазон электрической мощности — 500...1800 МВт;

- свободное размещение энергоблоков по условиям безопасности.

Снижение расхода природного урана до 130...135 т/ГВт в год возможно в результате перехода к частично замкнутому топливному циклу с использова­нием МОКС-топлива. Для современной конструкции ТВС при глубоких выгораниях топлива коэффициент воспроизводства составляет 0,35....0,49, при не очень глубоких выгораниях и тесной топливной решетке он достигает значения 0,8.

В перспективном реакторе следует реализовать дав­но существующую идею регулирования спектра ней­тронов в процессе эксплуатации, что повышает вос­производство ядерного горючего и улучшает использо­вание топлива. Это возможно при изменении водоуранового отношения с помощью вытеснителей (ней­тральные композиции, воспроизводящий плутоний, ес­тественный и обедненный уран, торий) и использова­нии системы подвижных кассет (опробовано в уста­новках ВВЭР-440).

Одновременно необходимо совершенствовать топ­ливо и обеспечить его работоспособность при высоких значениях выгорания (до 80 МВт сут/кг U).

В системе замкнутого топливного цикла при нали­чии эффективных бридеров реактор ВВЭР можно ис­пользовать как дожигатель при невысоких темпах раз­вития атомной энергетики. При разработке инноваци­онного проекта ВВЭР необходимо решить текущую за­дачу: обеспечить высокий коэффициент воспроизводс­тва или глубокое выжигание делящихся изотопов. Стремление накопить больше делящихся изотопов зна­чительно ухудшает показатели текущей кампании по выработке энергии. И наоборот, высокие показатели энерговыработки в текущей кампании возможны при дожигании делящихся изотопов и малом коэффициен­те воспроизводства.

Совершенствование топлива должно заключаться не только в повышении обогащения диоксидного топ­лива выше 5 %, но и в создании инертных топливных матриц, а также керметного и ториевого топлива.

В будущем для замыкания топливного цикла в про­ектах необходимо предусмотреть технологию транспортно-технологических операций с учетом радиоак­тивности свежего топлива.

При разработке проекта Супер-ВВЭР предлагается сосредоточиться на двух направлениях:

- эволюционное развитие с модернизацией традици­онной технологии ВВЭР;

- инновационное развитие с переходом на сверхкри­тические параметры теплоносителя.

Основным содержанием работ по корпусным легко­водным системам следующего поколения должно быть выполнение базовых НИОКР, которые для эволюционного направления поз­волят сформировать технические предложения по про­екту АЗ, РУ и АЭС. Для инновационного направления необходимо обеспечить изучение обобщенных базовых проблем создания ВВЭР-СКД, выбор конструктивно-проектного облика ядерной пароперегревательной ус­тановки и создание научно-технического задела для перехода к конкретному проектированию.

Проводимые параллельно вариантные конструктив­ные проработки в основном должны выявлять приори­тетные исследования и направления.
Каталог: sites -> default -> files -> publications
publications -> Международный учет и международные стандарты финансовой отчетности: перспективы развития и сотрудничества
publications -> Конкурентоспособность и качество продукции: теоретический аспект
publications -> Серия публикаций: Концепция стратегии устойчивого развития: формирование казахстанской модели
publications -> Определение географической долготы по кульминационной высоте Луны
publications -> Фантастика как отражение основных тенденций развития культуры
publications -> "утратить благопристойность" от своего "богатства" !!!»- прочитав монографию «Код Евразии»
publications -> Довгаль Наталья Николаевна
publications -> Развитие стратегического партнерства в Алматинской академии экономики и статистики Под стратегическим партнерством
publications -> Оао «снпс актобемунайгаз», тоо «Казахойл», тоо «Казахтуркмунай», умг «Актобе», предприятия горнорудной и химической промышленности, Донской гок и актюбинский завод ферросплавов ао «тнк казхром», ао «азхс», а также зао «Актобе тэц»


Поделитесь с Вашими друзьями:
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   12


База данных защищена авторским правом ©uverenniy.ru 2019
обратиться к администрации

    Главная страница