Демиург N 2 2014

Предисловие. Во втором номере нашего журнала в 2011 году была опубликована посвящённая отработанному ядерному топливу (ОЯТ) статья, в резюме которой приведено следующее:
        1. Россия – одна из 6 стран мира, способная перерабатывать отработанное ядерное топливо.
        2. Россия – одна из трёх стран мира, продолжающая работы в области бридерных реакторов и расширенного воспроизводства ядерного топлива.
        3. Россия – единственная в мире страна, способная использовать в энергетике «отвальный уран».
        Длительный опыт успешной эксплуатации Белоярской АЭС, работающей на топливе, которое для всего остального мира считается отходами и предметом головной боли в смысле его захоронения, и воспроизводящей из отходов новое ядерное топливо, побудил «Росатом» к дальнейшим шагам в этом направлении. Всё это радикально меняет отношение к отработанному ядерному топливу (ОЯТ). Экономически и политически грамотно замыкать на себя подготовку ядерного топлива для АЭС на тепловых нейтронах для других стран, оставляя у себя «отвальный уран», и принимать на переработку полученное на этих АЭС ОЯТ.
        В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и реализацию проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах. В программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым (БРЕСТ-1200), натриевым (БН-1200) и свинцово-висмутовым теплоносителем (СВБР).
        Здесь речь пойдёт о проекте БРЕСТ – разрабатывающемся в настоящее время проекте реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара.

Проект реактора «БРЕСТ-300»         БРЕСТ – разрабатывающийся в настоящее время в России проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара. Этот проект разрабатывается с конца 80-х годов после специального конкурса, объявленного ГКНТ СССР, однако до сих пор находится в стадии поиска оптимальных решений в области систематизации, организации проектных работ и в части конструкции отдельных элементов реакторной установки и её оборудования. Главный конструктор реакторной установки – НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля.
        Первоначально проектировалась установка БРЕСТ, обеспечивавшая в составе энергоблока электрическую мощность 300 МВт, позже возник и проект с мощностью энергоблока 1200 МВт, однако на данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на менее мощном БРЕСТ-ОД-300 (опытный демонстрационный), в связи с отработкой большого количества новых в этой области конструктивных решений и планами опробования их на относительно небольшом и менее дорогом в реализации проекте. Выбранная мощность 300 МВт (эл.) и 700 МВт (тепл.) является минимально необходимой для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне, равного единице.
Схема закрытого топливного цикла атомной энергетики
        Понимание того, что замкнутый цикл использования ядерного топлива является чрезвычайно перспективным в ядерной энергетике и кардинально увеличит эффективность использования природного урана, пришло ещё несколько десятилетий назад. Суть его в том, что из топлива, отработавшего в реакторах на тепловых нейтронах, может быть наработано новое топливо, с помощью реакторов на быстрых нейтронах.
        Непрерывно образующийся в реакторах с высоким коэффициентом воспроизводства (к которым относятся реакторы на быстрых нейтронах) плутоний-239 активно участвует в цепной реакции деления быстрыми нейтронами, что приводит к значительному сокращению потребности в делящихся материалах в активной зоне и за счёт того, что образующиеся новые делящиеся нуклиды актиноидов не полностью расходуются на участие в этом процессе, а накапливаются, позволяет получать сырьё для нового топлива из уже отработавшего свой ресурс, что весьма привлекательно в экономическом плане.
        Это сырьё можно использовать в смешанном уран-ториево-плутониевом топливе (MOX-топливо), предназначенном для реакторов на тепловых нейтронах, которое после работы в реакторах на тепловых нейтронах вновь воспроизводится в реакторах на быстрых нейтронах, замыкая таким образом цикл использования ядерного топлива и, во-первых, практически исключить зависимость экономической эффективности АЭС от стоимости урана, а во-вторых в немалой степени решить проблему радиоактивных отходов, так как исходные материалы используются практически до полного использования естественного урана.
        Однако серьёзные технические трудности, возникшие на пути создания полномасштабных энергетических реакторов на быстрых нейтронах, привели к отставанию программы их развития на несколько десятилетий, но по-прежнему во всём мире к ним проявляется широкий интерес. В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание «пристанционного топливного цикла», который по их замыслу должен замкнуть цикл использования ядерного топлива, решить проблему радиоактивных отходов и чрезвычайно важную международную проблему нераспространения ядерного оружия.
        В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и осуществления проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем, что, возможно, приведёт к осуществлению проекта БРЕСТ, однако следует отметить, что кроме него в программе будут участвовать и другие инновационные проекты: БН-1200 (с натриевым теплоносителем) и СВБР (со свинцово-висмутовым теплоносителем).
«Естественная безопасность»
        Отличительной особенностью проекта является концепция «Естественной безопасности» – термина, введённого в широкий обиход в научно-технических кругах В.В. Орловым и Е.О. Адамовым, разработчиками проекта БРЕСТ. Под этим понятием подразумевается ядерная и радиационная безопасность за счёт последовательного отказа от любых технических решений, потенциально опасных проектными и запроектными авариями, и организации безопасности за счёт использования природных законов и свойств используемых материалов. Другими словами, в проекте БРЕСТ предполагается, что сам реактор и его топливо будут настолько безопасными, что не потребуют большого количества громоздких технических средств, систем и автоматики для обеспечения безопасности, то есть упрощение устройства и удешевление АЭС.
        Вышеуказанное понятие не является нововведением для ядерной энергетики и широко используется уже несколько десятилетий, имея в нормативной технической документации название «внутренняя самозащищённость», на которой в немалой степени основана безопасность практически всех современных реакторов. В её основе – обратные нейтронно-физические связи реакторов (к примеру, отрицательные температурные, мощностные и другие эффекты реактивности), на которых основана устойчивость реакторов.
        Таким образом, концепцию «естественной безопасности» нужно рассматривать не в качестве оригинальной идеи, а в развитии устойчивого направления в конструировании ядерных реакторов, возможно качественного прорыва в этом направлении, по крайней мере, по утверждениям его создателей.
Особенности конструкции
        Реактор является установкой бассейнового типа, то есть корпус реактора конструктивно исключается – в шахту из теплоизоляционного бетона (изнутри покрытого металлическим слоем) залит свинец (теплоноситель), в который опущены активная зона, парогенератор, насосы и другие системы. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счёт создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней.

Рис. 1. Общий вид реактора БРЕСТ-300         К особенностям реактора следует также отнести конструкцию твэлов. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счёт изменения обогащения урана в твэлах, то в реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра (9,1мм, 9,6мм, 10,4мм). В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80кг как «собственных» актиноидов, так и полученных из облучённого ядерного топлива других АЭС.
        Другой особенностью проекта является примыкание комплекса по переработке облучённого топлива непосредственно к реактору. Это даёт возможность передавать топливо на переработку, исключая дорогостоящую и небезопасную дальнюю его транспортировку.
Осуществление естественной безопасности
        Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость (ядерную безопасность) без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях. Это планируется осуществить за счёт:

использования кипящего при высокой температуре (~ 2000 К), радиационно-стойкого и слабо-активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного при контакте с водой и воздухом, что должно позволить осуществить теплоотвод при низком давлении и исключить пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и перегревах теплоносителя;
использования плотного (теоретическая плотность – 14,3 г/см³) мононитридного топлива, работающего при относительно низких температурах (максимальная температура менее 1150К при температуре плавления 3100К), что должно обеспечивать малые величины радиационного распухания (примерно 1% на 1% выгорания топлива) и выхода газовых продуктов деления (менее 10% от образовавшихся), тем самым должно исключаться контактное воздействие топлива на оболочку твэлов, которая нагружается лишь к концу кампании избыточным газовым давлением менее 2 МПа;
использованием бесчехловых ТВС с широкой решёткой твэлов в активной зоне умеренной энергонапряжённости (максимальная примерно 200 МВт/м³), что должно исключать потерю теплоотвода при локальном перекрытии проходного сечения в ТВС и обеспечивать высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя;
выбора конструкции активной зоны со свинцовым отражателем, состав и геометрия которых должны обеспечивать полное воспроизводство топлива (коэффициент воспроизводства около 1), небольшие по величине и отрицательные мощностной, температурный и пустотный эффекты реактивности, которые должны позволять иметь небольшой суммарный запас реактивности для исключения неконтролируемого разгона реактора на мгновенных нейтронах при непредусмотренном выводе из активной зоны органов регулирования;
использования устройств пассивной обратной связи реактивности с расходом теплоносителя через активную зону (УПОС) в виде каналов, связанных с первым контуром и заполненных свинцом до определённого уровня, зависящего от расхода теплоносителя через активную зону и влияющего на утечку нейтронов и реактивность;
использования пассивной системы внешнего воздушного аварийного охлаждения реактора через корпус;
конструкции контура охлаждения с наличием разных уровней в опускной и подъёмной ветвях, что обеспечивает плавный переход к естественной циркуляции при нарушении принудительной.

        В разработке проекта принимают участие ОАО «НИКИЭТ», ОАО «СПб АЭП», ОАО «ГСПИ», ОАО «ВНИИНМ», ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ, ОАО «НИИАР», ОАО «СвердНИИхиммаш», концерн «Росэнергоатом», ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ", ОАО "ИК" ЗИОМАР, Всероссийский теплотехнический институт (ОАО «ВТИ»), ОАО ЦКБМ и многие другие.
Особенности и преимущества РУ БРЕСТ:
        К преимуществам проекта относятся:
    естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения;
        долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;
        исключение наработки плутония оружейного качества и пристанционная реализация технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония, что способствует нераспространению ядерного оружия;
        экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия;
        экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U, высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства.
       Естественная радиационная безопасность обеспечена:
    использованием высококипящего (Т_кип=2024 К), радиационно стойкого и слабо активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного при контакте с водой и воздухом, что позволяет осуществлять теплоотвод при низком давлении и исключает пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и любых перегревах теплоносителя;
        использованием плотного (g_теор=14,3 г/см³) и теплопроводного (l=20 Вт/м•К) мононитридного топлива, работающего при низких температурах (Т_мах<1150 К при Т_пл=3100 К), что обеспечивает малые величины радиационного распухания (~1% на 1% выгорания) и выход газовых продуктов (<10% от образовавшихся), тем самым исключается контактное воздействие топлива на оболочку, и лишь к концу кампании она нагружается избыточным газовым давлением < 2 МПа;
        использованием бесчехловых ТВС с широкой решеткой твэлов в активной зоне умеренной энергонапряженности (максимальная ~200 МВт/м³), исключающим потерю теплоотвода при локальном перекрытии проходного сечения в ТВС, обеспечивающим высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя;
        выбором конструкции активной зоны со свинцовым отражателем, состав и геометрия которых обеспечивают полное воспроизводство топлива (КВА~1), небольшие по величине и отрицательные мощностной, температурный и пустотный эффекты реактивности, небольшой суммарный запас реактивности (Dk/k<b_эф), исключающий неконтролируемый разгон реактора на мгновенных нейтронах при несанкционированном взводе всех органов регулирования в любом состоянии реактора;
        использованием пассивных систем защиты реактора прямого действия по расходу и температуре теплоносителя на входе и выходе из активной зоны;
        использованием пассивной системы внешнего воздушного аварийного охлаждения реактора через корпус;
конструкцией контура охлаждения с наличием разных уровней в опускной и подъемной ветвях, что обеспечивает плавный переход к естественной циркуляции при аварийном отключении принудительной;
        высокой теплоаккумулирующей способностью свинцового контура.
        Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, не преодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:
    самоход всех органов регулирования;
        отключение (заклинивание) всех насосов первого контура;
        отключение (заклинивание) всех насосов второго контура;
        разгерметизация корпуса ректора;
        разрыв трубопроводов второго контура по любому сечению или трубок парогенератора;
        наложение различных аварий;
        неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания и др.
        Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.
        В качестве одной из таких аварий (произошедшей вследствие диверсии) рассматривалось разрушение корпуса реактора (крышки) и здания, в результате которой реактор переходит с номинальной мощности в заглушенное состояние с временным повышением температуры теплоносителя в объеме реактора ~1000К, твэлы сохраняют свою целостность и утечка радиоактивности из топлива остается на проектном уровне, выброс радионуклидов из реактора за аварию составит < 1000 Kи. Такой выброс соответствует пятому уровню по международной шкале событий на АЭС, не требующей эвакуации населения. Меры по очистке свинца от висмута и других радионуклидов позволили бы снизить последствия аварии до четвертого или даже до третьего уровня.
        В настоящее время выполнены концептуальные проекты реакторов мощностью 300 (рис.1) и 1200 МВт (эл) (рис.2), проведены их конструкторские и расчётные исследования. Проведены эксперименты на U-Pu-Pb критсборках по обоснованию физических характеристик с корректировкой ядерных данных, длительные коррозионные испытания сталей на циркуляционных Pb-петлях, эксперименты по взаимодействию Pb с воздухом и водой высоких параметров, нитридного топлива с Pb и стальной оболочкой и др.
        Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР. Практический опыт реакторов с тяжёлым теплоносителем, многочисленные реакторные эксперименты по нитридному топливу и выполненные в ходе разработки концепции расчётные и экспериментальные исследования делают её принципиальные аспекты достаточно ясными, чтобы приступить к созданию опытно-демонстрационной АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом для площадки Белоярской АЭС. Технические характеристики реакторов БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200

*Характеристика*	Брест-300	Брест-1200
Тепловая мощность, МВт	700	2800
Электрическая мощность, МВт	300	1200
Число ТВС в активной зоне, шт	185	332
Диаметр активной зоны, мм	2300	4755
Высота активной зоны, мм	1100	1100
Диаметр твэла, мм	9,1; 9,6; 10,4	9,1; 9,6; 10,4
Шаг твэла, мм	13,6	13,6
Топливо активной зоны	U_N+Pu_N	U_N+Pu_N
Топливная загрузка, (U+Pu)_N, т	16	63,9
Загрузка Pu/(239Pu+241Pu), т	2,1/1,5	8,56/6,06
Кампания топлива, лет	5	5-6
Интервал между перегрузками, лет	1	1
КВА	~1	~1
Мощностной эффект, % DK/K	0,16	0,15
Полный эффект, % DK/K	0,35	0,31
Доля запаздывающих нейтронов, b_эф %	0,36	0,34
Температура входа/выхода свинца, °С	420/540	420/540
Максимальная температура оболочки твэлов, °С	650	650
Максимальная скорость свинца, м/с	1,8	1,7
Температура пара на выходе из ПГ, °С	340/520	340/520
Давление на выходе из ПГ, МПа	24,5	24,5
Расход свинца, т/с	40	158,4
Паропроизводительность ПГ, т/с	0,43	1,72
КПД нетто энергоблока, %	43	43
Расчетный срок службы, лет	30	60

Рис. 2. Реактор БРЕСТ-1200
Площадка для строительства реактора БРЕСТ-300 Для создания опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе быстрого свинцового реактора БРЕСТ-300 выбрана площадка района бывшего радиохимического завода. Площадка проектируемого комплекса находится в 6 км к северу от границы жилого сектора.

Рис. 3. Площадка для строительства реактора БРЕСТ-300 В проект будет инвестировано 43-45 млрд рублей. Строительство будет вестись с 2014 по 2022 год. За это время будут разработаны и сооружены модуль по фабрикации топлива и модуль переработки отработанного ядерного топлива, а также будет произведен холодный пуск модуля рефабрикации топлива и запущен сам БРЕСТ-300.

В оглавление