CC BY
62
УДК 330.322.55
ГАЗОТУРБИННАЯ УСТАНОВКА ЗАМКНУТОГО ЦИКЛА С ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ "БРЕСТ"
Ю.Я. ПЕТРУШЕНКО, Г.Н. МАРЧЕНКО, Г.И. ДРУЖИНИН, В.К. ИЛЬИН,
А.У. УЧАРОВА
Казанский государственный энергетический университет
Острой проблемой в развитии ядерной энергетики (ЯЭ), с одной стороны, является быстрое наращивание энергетических мощностей, а с другой, -негативное отношение значительной части общественности к вводу новых и отчетливое стремление к закрытию уже работающих на ядерном топливе электростанций. Скептическое отношение к атомным электрическим станциям существовало с самого начала развития ядерной энергетики и поддерживалось известиями о случившихся авариях на американских и английских АЭС. Особенно много противников АЭС появилось после Чернобыльской аварии. В то же время тщательные анализы перспектив и возможностей развития энергетики России и СНГ, с учетом рассмотрения проблемы использования энергоресурсов иных видов, показывают, что равноценной альтернативы энергии атома в настоящее время нет. Без АЭС невозможно представить будущее «большой» энергетики не только в нашей стране, но и в мире.
Ключевые слова: турбина, ядерный реактор «Брест», аварийная зона, главный циркуляционный насос, атомная электростанция, парогенератор, свинцовый теплоноситель.
С точки зрения экономики стоимость 1 кВт.ч энергии, полученной на АЭС [1], оказывается ниже полученной на угольной ТЭС. Так в ФРГ, где при более чем 5000 часов работы электростанции в году стоимость 1 кВт.ч, полученного на АЭС, на 15 - 35% ниже стоимости 1 кВт.ч, полученного на угольной ТЭС.
Осуществляемая концерном «Рос Энерго Атом» государственная политика России по использованию ядерной энергии определена «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», в которой сформулированы: задачи безопасного и экономически конкурентоспособного развития ядерно-энергетического комплекса, стратегия безопасного роста, роль атомной энергетики в обеспечении безопасности страны.
Создание ЯЭ больших масштабов возможно лишь при радикальном повышении безопасности АЭС и сопряженных производств, сохранении экономической конкурентоспособности ЯЭ, а также при существенном увеличении эффективности использования урана с переходом к бридингу топлива. Только исключение тяжелых аварий может стать убедительным обоснованием права на существование будущей ЯЭ, ее социальной приемлемости.
Современные тепловые водоохлаждаемые реакторы, а также быстрые натриевые реакторы не исключают полностью аварий с разрушением топлива и радиоактивными выбросами при неконтролируемом разгоне, потере охлаждения, вскипании или возгорании теплоносителя и замедлителя. Их дальнейшая разработка направлена на снижение вероятности таких аварий за счет создания дополнительных инженерных барьеров, удовлетворения высоких требований к качеству оборудования, строительства, систем управления, и эксплуатационному персоналу. И хотя все эти меры связаны с усложнением и удорожанием АЭС, они,
© Ю.Я. Петрушенко, Г.Н. Марченко, Г.И. Дружинин, В.К. Ильин, А У. Учарова Проблемы энергетики, 2009, № 7-8
однако, не устраняют потенциальной опасности аварий.
Анализ больших аварий привел к новой философии, в основе которой лежит принцип естественной или «внутренне присущей» безопасности, достигаемой не наращиванием инженерных систем и предъявлением высоких требований к оборудованию и персоналу, а за счет использования присущих ядерному топливу, теплоносителю и другим компонентам реактора физических и химических свойств и закономерностей. В этом случае безопасность достигается не снижением вероятности, а исключением опасных аварий, что позволяет рассчитывать на экономичность ядерной энергетики, на упрощение конструкций и сооружений.
Таким образом, правильный и обоснованный выбор теплоносителя, как одного из основных элементов ядерной системы, позволит решить те задачи и выполнить те требования, которые стоят перед реакторами нового поколения.
Теплоносители, используемые в ядерных реакторах, должны удовлетворять следующим требованиям:
• обеспечивать интенсивный и стабильный теплообмен при возможно меньших затратах энергии на перекачку;
• обладать достаточной теплостойкостью;
• иметь более высокую температуру кипения и более низкую температуру плавления (для работы на жидкой фазе в широком диапазоне температур и давлений);
• обладать малой химической активностью для уменьшения опасности при обращении и повышения коррозионной стойкости конструкционных материалов;
• быть доступными и удобными в хранении и транспортировке;
• обладать устойчивостью при радиоактивном облучении в реакторе;
• иметь малое сечение захвата и рассеяния нейтронов (для обеспечения минимальной потери нейтронов в ходе ядерных реакций);
• слабо активироваться при воздействии облучения (для уменьшения активности первого контура установки).
Удовлетворить всем этим требованиям в полной мере сложно, поэтому в каждом конкретном случае устанавливают основные требования. Так было, когда в качестве теплоносителя для быстрого реактора был выбран натрий. Преимущества натрия перед другими жидкими металлами, определившими ранее его выбор, наряду с дешевизной и химической совместимостью с топливом и сталями, состоят в способности отводить тепло от высоконапряженного топлива. Это приводит к снижению удельной загрузки топлива в реактор и времени удвоения плутония (Ри), что принималось тогда в качестве стратегического критерия при разработке быстрых реакторов [2].
Однако натриевый теплоноситель, ввиду его химической активности по отношению к воде и воздуху, не обладает качествами, позволяющими в полной мере обеспечить существенные отличия в допустимых нижних температурах теплоносителя (~200° из-за более низкой температуры затвердевания свинца (РЬ) -висмута (К) 123,6 °С).
Высокая температура свинца не является препятствием его использованию, так как малое замедление и поглощение нейтронов позволяет увеличить его объемную долю в реакторе за счет увеличения относительного шага твэлов, снизить скорость и мощность на прокачку и сократить подогрев, при этом максимальная температура остается в пределах, допускающих использование сталей обычных классов, и имеется запас до нижней температуры (затвердевания).
Проблемы, связанные с высокой температурой плавления, могут быть решены выбором температурных режимов и схемы охлаждения реактора без превышения допустимой для сталей температуры и перекрытия трактов его циркуляции в авариях.
Свинец и свинец-висмут отличаются и в уровне активности теплоносителя за счет образования под действием нейтронов высокорадиотоксичных и летучих а-излучателей - изотопов полония (Ро). Образование Ро возможно по двум каналам:
- на ядрах В1:
Вцп,у) В1 — Ро — РЬст,
- на ядрах 206РЬ, вклад которого в активность полония необходимо учитывать при содержании В1 менее 10-2 % масс:
208РЬ(п,у) 209РЬ - - 209В1(п,у) 210В1 - - 210Ро - - 206РЬст,
208РЬ(п,у) 209РЬ(п,у) 210РЬ - - 210В1 - - 210Ро - - 206РЬст.
Поэтому величина активности полония в свинце-висмуте определяется реакцией на В1 и его равновесная активность составляет ~ 10 Ки/кг, а в свинцовом теплоносителе (5-10-4 % масс. В1) - как реакцией на 209В1, так и на 208РЬ и может достигать на конец срока службы реакторной установки (РУ) 5-10-4 Ки/кг. Такая активность свинцово-висмутого теплоносителя создает сложности даже при нормальном режиме эксплуатации. При скорости утечки защитного газа, равной 0,01 % его объема в сутки, выход 210Ро в центральный зал может достигать (при отсутствии очистки от полония газового контура) 10% ПДК. Для обеспечения непревышения ПДК (9,3-1014 Ки/л) для персонала в центральном зале необходимо выполнять очень высокие требования по герметичности контура защитного газа, что потребует дополнительных капитальных затрат.
В аварии с разрушением корпуса реактора (крышки) и здания при экстремальных воздействиях, в результате которой реактор переходит в заглушённое состояние с временным повышением температуры теплоносителя в объёме реактора выше 1000 К, твэлы сохраняют свою целостность и утечка радиоактивности из топлива остается на проектном уровне, суточный выброс полония из ректора со свинцом составит ~3 Ки, радиационная опасность его примерно эквивалентна опасности от суммарного выброса всех остальных радионуклидов за аварию. Такой выброс соответствует примерно пятому уровню по международной шкале событий на АЭС (авария с риском для окружающей среды). Меры по очистке свинца от висмута и других радионуклидов позволили бы снизить последствия аварии до четвертого или даже до третьего уровня.
Суточный выброс полония при этой аварии из реактора со свинцом-висмутом составит ~6-104 Ки. Такой выброс соответствует 7 уровню по международной шкале событий на АЭС (глобальная авария, длительное воздействие на окружающую среду, возможность острых лучевых поражений и влияние на здоровье населения, проживающего на больших территориях, уровень Чернобыля).
Говоря о крупномасштабной ядерной энергетике, необходимо оценить имеющиеся запасы теплоносителя в мире. Разведанные запасы висмута (1972 г.) в мире составляли - 160 тыс. тонн, мировое производство ~3000 тонн, при стоимости от 7 до 14 $ за килограмм. Разведанные и перспективные запасы свинца составляют ~100 млн. т при годовом производстве ~3 млн. тонн и стоимости высокочистого свинца ~1$ за кг. При потребности реактора, мощностью 1 ГВт, в 15 тыс. тонн теплоносителя и использовании всего разведанного В1 для ядерной энергетики можно обеспечить свинцово-висмутовым теплоносителем около 20
установок. Поэтому, говоря о перспективах Pb-Bi теплоносителя, нужно понимать, что он может быть использован для ограниченного числа энергоустановок, а не для построения крупномасштабной ядерной энергетики будущего [3].
При разработке концептуального проекта быстрого свинцовоохлаждаемого реактора БРЕСТ свойства свинцового теплоносителя позволили получить новые качества реакторной установки, основанные на свойствах свинцового теплоносителя.
Высокая плотность свинца
• Как показали проведенные расчетные исследования [4], при разрушении активной зоны не образуется критической массы за счет близости плотностей топлива и свинца и конвективных токов, разбрасывающих топливо при их сближении и образовании массы, близкой к критической.
• Имеется возможность без увеличения габаритов реактора осуществлять циркуляцию теплоносителя за счет разности свободных уровней в напорной и всасывающей камерах, что создает условия сепарации водяного пара при разгерметизации парогенератора, исключает его попадание в активную зону в опасных количествах.
• При перегрузках тепловыделяющей сборки (ТВС) исключается падение их в активную зону и разрушение.
Малое замедление и поглощение нейтронов
Позволяет использовать широкие решетки, что приводит:
• к низким затратам энергии на прокачку и высокому уровню естественной циркуляции;
• к возможности использования бесчехловых ТВС и исключению их перегрева при локальном перекрытии расхода;
• к возможности выравнивания подогревов свинца и температур твэлов в разных радиальных зонах твэлами разного диаметра, но с одинаковым содержанием плутония. Такой способ позволил получить требуемые распределения как энерговыделения, так и расходов теплоносителя и обеспечить хорошее выравнивание температур свинца на выходе из различных ТВС и максимальных температур оболочек твэлов, которые являются главным фактором, определяющим работоспособность твэлов.
Хорошие отражающие свойства
• Замена уранового отражателя на свинцовый позволила снизить утечку нейтронов, улучшить выравнивание нейтронных полей, обеспечила большой отрицательный пустотный эффект реактивности при сливе свинца из реактора.
• Имеется возможность регулировки реактора за счет его замещения, например на газ.
• Отсутствие экранов и относительно небольшие размеры активной зоны, сделало возможным перегрузку ТВС без расцепления стержней системы управления защитой (СУЗ) с их приводами.
Высокая температура плавления и кипения
• Отсутствие высокого давления в свинцовом контуре, относительно высокая температура замерзания исключают аварии с потерей теплоносителя и охлаждение активной зоны расплавленным твэлов, истечение радиоактивного свинца в помещения РУ за счет его замерзания и залечивания щелей.
• Исключаются аварии, связанные с локальным пустотным эффектом при кипении (Гкип ~ 2300 °С при давлении в активной зоне ~10 ата).
Свинец не горит, слабо взаимодействует с водой и воздухом
• Позволяет использовать двухконтурную схему охлаждения реактора, воздушные пассивные системы расхолаживания.
Свинец слабо активируется
• Облегчается обслуживание и ремонт оборудования. При выводе АЭС из эксплуатации свинец может быть повторно использован в других установках [4].
Таким образом, проведенный анализ и концептуальные разработки реактора БРЕСТ показали, что среди жидкометаллических теплоносителей наиболее полно удовлетворяющим требованиям естественной безопасности и имеющим достаточные запасы для развития крупномасштабной ядерной энергетики является свинцовый теплоноситель.
В связи с увеличением мощности и для реализации концепции естественной безопасности в конструкции БРЕСТ-800 принят ряд новых решений, которые могут быть использованы и для БРЕСТ-300:
- бассейновая конструкция реактора, не требующая металлического корпуса и, следовательно, не ограничивающая мощность реактора;
- новая система перегрузки, позволяющая уменьшить габариты центрального зала и здания в целом;
- система аварийного расхолаживания через фильдовские трубы, расположенные непосредственно в свинце, которые могут быть использованы и в режиме штатного расхолаживания.
Крупномасштабная энергетика потребует реакторов разных мощностей, но магистральным ее путем, вероятно, останется централизованное производство электричества на крупных АЭС. Это ведет к необходимости рассмотрения концепции реактора большой мощности, удовлетворяющего требованиям новой ядерной технологии, примером которого и является БРЕСТ-800 [5].
Реакторная установка БРЕСТ-800 (также, как и БРЕСТ-300) представляет собой двухконтурный парогенерирующий энергоблок, в состав которого входит реактор с парогенераторами (ПГ), насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, системой управления и защиты (СУЗ), бетонная шахта с тепловой защитой, газотурбинная установка, система теплоотвода при расхолаживании, система разогрева реактора, система защиты реакторной установки от превышения давления, система очистки теплоносителя первого контура, система очистки газа и другие вспомогательные системы.
В качестве топлива рассматривается хорошосовместимое со свинцом и материалом оболочки твэла высокоплотное (14,3 г/см3) и высокотеплопроводное (20 Вт/м-К) мононитридное смешанное топливо (UN - Ри^, а материала оболочки - хромистая сталь ферритно-мартенситного класса.
Для снижения температуры топлива и, тем самым, для обеспечения сравнительно низкого выхода продуктов деления из топлива под оболочку в конструкции твэла зазор между топливом и оболочкой залит свинцом, обеспечивающим хороший тепловой контакт топлива с теплоносителем. С целью обеспечения большого проходного сечения по теплоносителю, повышения уровня мощности, отводимой естественной циркуляцией свинца, снижения подогрева теплоносителя, а главное - для исключения потери охлаждения в аварийных ТВС при локальном перекрытии в них расхода, все ТВС активной зоны выполняются бескожуховыми. Такая конструкция ТВС допускает радиальные перетечки теплоносителя в активной зоне, исключающие перегрев аварийной ТВС. Сборки отражателя выполнены с плотными чехлами. Первый ряд этих сборок используется в качестве каналов органов регулирования, а сборки 2-4 рядов могут содержать элементы теллура для трансмутации, а также стронций и цезий -
в качестве стабильного источника тепла.
В активной зоне вместо обычного выравнивания радиального распределения энерговыделения обогащением топлива применено трехзонное выравнивание подогрева свинца и температур оболочек твэлов, путем профилирования энерговыделения, и расхода свинца в ТВС за счет использования твэлов разного диаметра, но с одинаковым содержанием плутония в загружаемом топливе. Такой способ обеспечил хорошее выравнивание температур свинца на выходе из активной зоны и максимальных температур оболочек твэлов.
Для снижения утечки нейтронов, лучшего выравнивания нейтронных полей, обеспечения условий работы без изменения реактивности по кампании и достижения полного воспроизводства топлива в активной зоне (КВА~1) традиционные для быстрых реакторов урановые экраны заменены на эффективный свинцовый отражатель, обедненные характеристики которого лучше, чем у диоксида урана.
Использование в первом контуре реактора химически инертного высококипящего расплавленного свинца позволило отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на более простую двухконтурную схему с газовым перегревом пара и с догревом питательной воды до 340 °С острым паром закритических параметров.
По этой схеме отвод тепла от активной зоны реактора осуществляется за счет принудительной циркуляции свинцового теплоносителя (СТ) насосами. СТ насосами поднимается на высоту 2 м относительно уровня свинца в камере всаса и подается на свободный уровень кольцевой напорной камеры. Далее свинец опускается к опорной решетке активной зоны, проходит через ТВС снизу вверх, нагреваясь до температуры 540°С, и подается в общую сливную камеру "горячего" теплоносителя, а затем поднимается вверх и через патрубки раздаточного коллектора перетекает во входные полости парогенератора (ПГ) и межтрубное пространство. СТ, опускаясь по межтрубному пространству, отдает свое тепло теплоносителю второго контура, проходящему внутри трубок ПГ. Охлажденный до ~420 °С СТ поднимается вверх по кольцевому зазору и выливается в камеру всаса насосов, откуда снова подается насосами в напорную камеру.
Циркуляция свинца через активную зону и ПГ осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней "холодного" и "горячего" теплоносителя. При этом исключается неравномерность расхода свинца через ПГ при остановке одного или нескольких насосов и обеспечивается инерция расхода при быстрой остановке насосов за счет выравнивания уровней теплоносителя в напорной и всасывающей камерах (~20 с) [6].
В предложенной конструктивной схеме (см. рисунок) контура теплоноситель при своем движении дважды выходит на свободный уровень, что приводит к всплытию и выходу основной массы паровых пузырей, образовавшихся при аварии с разгерметизацией трубок парогенератора.
Для снижения последствий возможной аварии с разрывом труб парогенераторов применена интегрально-петлевая компоновка первого контура, при которой ПГ и главный циркуляционный насос вынесены за пределы основного корпуса реактора. Такая компоновка, вместе с выбранными схемой циркуляции свинца и сбросом пара из корпуса реактора в барботеры, исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку корпуса реактора. По сравнению с традиционной для быстрых реакторов интегральной
конструкцией, конструкция БРЕСТ позволяет снизить габаритные размеры и объем свинцового контура.
со свинцовым теплоносителем: 1 - ядерный реактор; 2 - главный циркуляционный насос; 3 -ргазовая турбина; 4 - электрогенератор; 5 - теплообменник; 6 - газоохладитель; 7 - компрессор
Наличие внутрикорпусного хранилища отработавшего топлива, удаленного от активной зоны и защищенного от радиационного излучения, позволяет ускорить и упростить выгрузку облученного топлива из реактора путем его предварительной выдержки до уровня радиационного тепловыделения, допускающего проведение перегрузочных и транспортных операций без принудительного охлаждения.
Отсутствие высокого давления в свинцовом контуре и относительно высокая температура замерзания свинца способствуют самозалечиванию трещин, что исключает аварии с потерей охлаждения активной зоны, расплавление твэлов, истечение радиоактивного свинца в помещения РУ.
Summary
Acute problem in development of nuclear power on the one hand is fast escalating power powers, and on the other hand a spirit of a significant part of the public against input new and closings of power stations already working on nuclear fuel. The skeptical attitude to nuclear power plants existed from the very beginning of development of nuclear power and was supported by news about the happened failures on the American and English atomic power stations. Especially it is a lot of opponents of the atomic power station has appeared after Chernobyl failure. Careful analyses of an opportunity of development of power of Russia and the CIS the lead scientists and experts, show considerations of power resources of various kinds, that the equivalent alternative of energy of atom now is not present. Without the atomic power station it is impossible to present power not only in our country, but also in the world.
Key words: turbine, "Brest" nuclear reactor, emergency area, the main circulating pump, atomic power plant, steam generator, lead coolant.
Литература
1. Ядерные газотурбинные и комбинированные установки / Э.А. Манушин, В.С.Бекнев, М.И.Осипов, И.Г.Суровцев: Научное издание / Под общ. ред. Э.А. Манушина. М: Энергоатомиздат, 1993. 272 с.
2. Бекнев B.C., Иванов В.П., Суровцев И.Г. Состояние и перспективы развития ГТУ замкнутого цикла для атомной энергетики за рубежом // Энергетическое машиностроение. И.: изд. НИИИинформэнергомаш, 1987.
3. Ольховский Г.Г. Энергетические газотурбинные установки. М: Энергоатомиздат, 1979. 304 с.
4. Алексеев П.П., Шаров Е.И. Алгоритм создания безопасного и экономического энергетического реактора / Труды VII Всесоюзного семинара по проблемам физики реакторов. М.: ЦНИИ атоминформ, 1991.
5. Концептуальный проект быстрого реактора со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ-300) естественной безопасности для крупномасштабной ядерной энергетики. М: Отчет НИКИЭТ. 1995.Инв. № 880-4807.
6. Леончук М.П., Пыльченков Э.Х. Расчетно-теоретическое исследование гидродинамических и тепловых процессов в демонстрационном и опытном вариантах реактора БРЕСТ-300 в нормальных и аварийных режимах / Отчет ФЭИ, 1992.
Поступила в редакцию 18 февраля 2009 г.
Петрушенко Юрий Яковлевич - д-р физ.-мат. наук, профессор, ректор Казанского государственного энергетического университета. Тел.: 8 (843) 519-42-02. E-mail: kgeu@kgeu.ru.
Марченко Герман Николаевич - д-р техн. наук, профессор, зав. кафедрой «Экономика и организация производства» Казанского государственного энергетического университета (КГЭУ). Тел. 8 (843) 554-53-74.
Дружинин Григорий Иванович - канд. техн. наук, профессор кафедры «Котельные установки и парогенераторы» Казанского государственного энергетического университета (КГЭУ). Тел. 8(843) 262-57-01.
Ильин Владимир Кузьмич - д-р техн. наук, профессор кафедры «Энергообеспечение предприятий АПК» Казанского государственного энергетического университета. Тел.: 8 (843) 519-42-06. Email: IlinWK@rambler.ru.
Учарова Алсу Урхановна - аспирантка кафедры «Промышленная теплоэнергетика» Казанского государственного энергетического университета. Тел.: 8 (843) 543-16-17; 8-917-9129325. E-mail: Alsu641985@yahoo.com.
