Стартовая >> Книги >> Оборудование >> Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России

Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России

Оглавление
Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России
Описание концептуальных решений при разработке реакторов
Реактор с «плутониевой» активной зоной
Реактор с мультимодульной активной зоной
Реактор большой единичной мощности с гелиевым теплоносителем
Опыт разработки БГР с газовым теплоносителем
Возможность использования карбидного и нитридного топлива
БГР-300
Обоснование нейтронно-физических характеристик БГР-300
Заключение, литература

Н.Н. Пономарев-Степной, Е.С. Глушков,                         
В.Н. Гребекник, Е.И. Гряшания, А.Е. Глушков,
В.Е. Демин, В.А. Князев, Г.В. Компаниец,
Н.Е. Кухаркин, Д.Н. Поляков, П.Н. Алексеев,
П.А. Фомиченко, В.А. Невиница, А.С. Пономарев
ОПЫТ РАЗРАБОТКИ БЫСТРЫХ ГАЗОВЫХ РЕАКТОРОВ В РОССИИ
Ключевые слова: Ядерная энергетика, быстрые газо-охлаждаемые реакторы БГР, высокотемпературные газо-охлаждаемые реакторы на тепловых нейтронах ВТГР, воспроизводство делящегося материала, замкнутый топливный цикл.
Аннотация
Опыт разработки реакторных установок в России показал, что оптимальная структура ядерной энергетики должна сочетать быстрые реакторы, вырабатывающие энергию и воспроизводящие делящийся материал, и тепловые реакторы, которые выполняют функции регулирования, комбинированной выработки электроэнергии и высокотемпературного тепла для промышленных и технологических целей.
Была показана перспективность использования в ядерной энергетике быстрых газо­охлаждаемых реакторов (БГР). Обсуждается опыт разработки БГР в России. Представлены преимущества БГР по сравнению с быстрыми жидкометаллическими реакторами. Рассмотрены возможности улучшения воспроизводства делящегося материала в БГР за счет использования более плотного по сравнению с оксидным топлива, а именно карбилов и нитридов.
На основе ранее полученного опыта делается вывод о перспективности разработки и применения высокотемпературных газо-охлаждаемых реакторов как на тепловых (ВТГР), так и на быстрых (БГР) нейтронах в ядерной энергетике 21 века.
Препринт выполнен при поддержке ведущей научной школы РФ по Госконтракту с Федеральным агентством по науке и инновациям № 02.445.11.7261.
Key words: Nuclear power industry, gas cooled breeder reactors BGR, high- temperature gas cooled thermal reactors (HTGR), breeding of fissile material, closed fuel cycle.
Abstract
The experience of development of reactor plants in Russia has demonstrated that the optimum structure of the nuclear power industry shall combine fast reactors that would generate power and breed fissile material and thermal reactors performing functions of regulation and co-generation of electricity and high-temperature heat for industrial and process purposes. A promise offered by the use of gas cooled fast breeder reactors (BGR) in the nuclear power industry is shown. The Russian experience in developing BGR is discussed. Advantages of BGR over liquid metal cooled fast reactors are presented. Possibilities for improvement of breeding of fissile material in BGR through the use of denser fuel compared to oxide fuels, namely carbides and nitrides, are considered.
Based on the previously obtained experience, a conclusion is made that development and use of high-temperature gas cooled thermal (HTGR) and fast (BGR) reactors shows promise for the nuclear energy of the 21я century.

ВВЕДЕНИЕ
Развитие ядерной энергетики в мире в прошлом веке происходило с использованием в основном только тепловых реакторов. Однако уже в середине 70-х годов в СССР интенсивно изучались различные направления дальнейшего развития ядерной энергетики в мире. Считалось, что существовавшая тенденция развития может привести к тому, что в XXI веке дешевого природного урана будет недостаточно для обеспечения дальнейшего развития атомной энергетики с использованием только реакторов на тепловых нейтронах.
Применение быстрых реакторов-бридеров в атомной энергетике повышает энергоиспользование природного урана в 20-30 раз, что может позволить дополнительно ввести в объемы экономически выгодных ресурсов существенно более дорогие запасы уранового сырья, и в частности запасы урана, содержащегося в воде океанов. Кроме того, следует учитывать и ресурсы тория, который, как и 233U, можно эффективно превращать в ядерное горючее. Таким образом, интенсивное воспроизводство горючего и использование замкнутого топливного цикла в ядерной энергетике может обеспечить энергоресурсы на многие столетия.
Считалось, что бридеры на быстрых нейтронах не вытесняют реакторы на тепловых нейтронах. Оптимальная структура ядерной энергетики должна сочетать бридеры, как источники горючего, и тепловые реакторы, которые будут выполнять функции регулирования, комбинированной выработки электроэнергии и высокотемпературного тепла. В этом случае вторичное топливо из бридеров будет поступать в реакторы как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, поэтому время удвоения горючего должно определяться с учетом его расходования в реакторах на тепловых нейтронах. Естественно, что для обеспечения необходимого соотношения реакторов время удвоения горючего в бридерах должно быть существенно меньше темпа развития ядерной энергетики /4,5/.
Для исследования изучаемых в то время вариантов развития ядерной энергетики с использованием различных типов ядерных реакторов и топливных циклов в Курчатовском Институте была разработана математическая модель ядерной энергетики /5/. В основу этой модели был положен баланс делящихся, сырьевых и других дефицитных материалов. На рисунке 1 приведена схема движения этих материалов для замкнутого топливного цикла.

Схема баланса дефицитных материалов ядерной энергетики
Рисунок 1. Схема баланса делящихся, воспроизводящих и других дефицитных материалов ядерной энергетики

Делящийся материал может поступать для использования в ядерной энергетике извне в виде 235U в естественном уране или в виде 233U и 239Pu, накопленных в системе к рассматриваемому моменту времени. Далее топливо обогащается делящимися изотопами с помощью разделительных установок или химической переработки, при этом учитываются возможные потери делящегося вещества. После этого топливо поступает на склад и далее по мере необходимости идет на заводы по изготовлению твэлов и тепловыделяющих сборок (ТВС). Затем ТВС поступают на склады и далее по мере необходимости в реакторы. Из реакторов делящееся вещество выгружается в составе отработавших твэлов и элементов зон воспроизводства и поступает в хранилище на выдержку, после чего делящееся вещество может идти в составе отработавших твэлов на захоронение (открытый цикл) или в химическую переработку и на разделительные установки, после чего оно поступает на вход в систему (замкнутый цикл).
В состав топлива могут входить несколько сортов делящихся веществ; например, в состав твэлов бридеров на быстрых нейтронах наряду с 239Pu будет обязательно входить 235U как спутник воспроизводящего вещества 238U (отвальный или естественный уран). То же самое относится к реакторам на тепловых нейтронах, работающих на плутонии, 235U или 233U.
Исследования, проведенные на основе этой расчетной модели, показали, что для развития крупномасштабной ядерной энергетики необходимо, чтобы бридеры не только обеспечивали плутонием собственное развитие, но и производили избыточный плутоний для загрузки реакторов на тепловых нейтронах. Для выполнения этих задач в 70-х годах прошлого столетия считалось, что необходимое время удвоения плутония в бридерах должно быть в пределах 4-6 лет 161.
В исследованиях было получено, что оптимальная структура будущей ядерной энергетики должна сочетать быстрые бридеры с малым временем удвоения, работающие в базовой нагрузке, и высокотемпературные реакторы (ВТГР), имеющие высокий КПД и выполняющие роль высокотемпературных источников тепла для промышленности, для получения водорода и установок другого назначения. Относительная доля тепловых реакторов будет тем больше, чем меньше время удвоения бридеров. Доля реакторов типа ВВЭР большой мощности должна постепенно снижаться.
Принятые в то время к сооружению реакторы не удовлетворяли требованиям энергетики будущего, которая будет характеризоваться применением ядерной энергии для производства помимо электроэнергии высокотемпературного тепла и производства энергоносителей, включая водород, самообеспечением реакторов вторичным ядерным горючим, а также снижением теплового и материального загрязнения окружающей среды.
Этим требованиям могут удовлетворять ВТГР с гелиевым теплоносителем /4­9/. Причем использование гелиевого теплоносителя может оказаться оптимальным решением как для быстрых реакторов (БГР), так и для ВТГР.
Применение инертного газа - гелия сводит к минимуму взаимодействие теплоносителя с твэлами. и с другими конструктивными материалами реактора, улучшает воспроизводство горючего за счет улучшения физических характеристик и позволяет получить на выходе из реактора высокую температуру.
Результаты расчетного сравнения характеристик бридеров с натриевым и гелиевым теплоносителями в широком диапазоне изменения объема активной зоны реактора и мощности показывают, что коэффициент воспроизводства (КВ) гелиевых бридеров оказывается на 0,15 - 0,20 выше, чем у натриевых быстрых реакторов. Более жесткий спектр нейтронов в гелиевом быстром реакторе обеспечивает как лучшие условия размножения нейтронов, так и меньшие потери нейтронов на поглощение в конструкционных материалах, продуктах деления и теплоносителе.
ВТГР также имеют выигрыш в коэффициенте воспроизводства горючего по сравнению с легководными реакторами ЛBP. Это связано как с меньшим поглощением нейтронов в гелиевом теплоносителе, так и с применением в активной зоне ВТГР в качестве конструкционного материала графита, слабо поглощающего нейтроны.
Высокая температура гелия обеспечивает возможность применения прямого газотурбинного цикла Благодаря высокому КПД снижаются тепловые сбросы. Высокий термический КПД способствует экономному расходованию горючего. Высокий температурный потенциал теплоносителя на выходе из реактора позволяет использовать сухие градирни для сброса остаточного тепла во внешнюю среду, что дает свободу в выборе площадок расположения станции независимо от наличия водного ресурса. При этом для станции с ГГУ часть тепла без снижения электрической мощности может быть использована для теплоснабжения.
Дальнейшее повышение температуры относительно достигнутого в настоящее время уровня 800-850 °С открывает перспективу более эффективного применения высокотемпературного тепла ядерного реактора для технологических нужд.
В этих реакторах является эффективным применение различных топливных циклов - ториевого, уран-плутониевого и др. /4,5/.
Данный отчет посвящен обзору российского опыта разработки концепций быстрых газовых реакторов. В нем рассмотрены особенности разрабатывавшихся ранее в России различных быстрых газовых реакторных систем и приводятся рекомендации для разработки новых концепций, а также приводится описание разработанной в России конструкции реактора БГР-300 в качестве демонстрационного энергоблока с быстрым газовым реактором.



 
« Ограничение перенапряжений   Оценка технического состояния электросетевых конструкций »
электрические сети