CC BY
26
ВестникКГЭУ, 2018, том 10, № 1 (37) УДК 621.039.7
Энергетика
ТЕРМОЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ СТАБИЛИЗАЦИЯ ТЕМПЕРАТУРЫ КОНТЕЙНЕРА С ТОПЛИВОМ НА ТЕПЛОВЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЯХ
В.Б. Груздев
Казанский государственный энергетический университет, г. Казань, Россия
laktarius@yandex. ru
Резюме: В статье рассматривается новый способ стабилизации температуры внешней стенки пенала с отработанным ядерным топливом на тепловых электрических станциях, что позволило снизить температуру внутри пенала и тем самым увеличить его ёмкость новыми отработанными тепловыделяющими сборками без увеличения количества дополнительных пеналов.
Ключевые слова: тепловая электрическая станция, отработанное ядерное топливо, хранилище отработанного ядерного топлива, отработанная тепловыделяющая сборка, ядерно-топливный цикл, теплообменник, термоэлектрическая сборка.
THERMOELECTRIC STABILIZATION CONTAINER TEMPERATURES WITH FUEL TO THERMAL ELECTRICAL STATION
V. Gruzdev
Kazan State Power Engineering University, Kazan, Russia
Abstract: Describes a new way to stabilize the temperature of the outer wall of a case with spent nuclear fuel on the thermal power plants, which made it possible to reduce the temperature inside the case and thereby increase its capacity with new exhaust fuel assemblies ( SFAS) without increasing the number of additional cases.
Keywords: thermal power plants, spent nuclear fuel storage facility for spent nuclear fuel, spent fuel Assembly, nuclear fuel cycle, heat exchanger, thermoelectric Assembly.
Учитывая постоянно увеличивающиеся объемы накопления отработавшего топлива во всех странах, использующих ядерную энергию, вопрос о способе обращения и утилизации отработавшего ядерного топлива стал очень актуальным.
На данный момент все страны, использующие ядерную энергию, условно разделились на два лагеря - страны полностью либо частично перерабатывающие отработанное ядерное топливо (ОЯТ) с целью использования продуктов деления для изготовления нового ядерного топлива.
Проблемы, связанные с хранением ОЯТ, с каждым годом становятся всё глобальнее. Даже, если страна отказывается от дальнейших планов по развитию атомной отрасли, то вопрос по обеспечению безопасного обращения с ОЯТ будет актуален как минимум еще несколько десятилетий.
Изначально основные способы хранения ОЯТ были мокрого типа. Но учитывая их недостатки, а также прогресс инженерной мысли, постепенно, начиная с 1990-х годов, начали появляться именно сухие хранилища. Они обладают весомыми преимуществами,
82
которые и послужили толчком к развитию всей сухой технологии и возможность строительства очередями по более низким начальным инвестициям в сооружение пассивной системы отвода остаточных тепловыделений от отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС).
Сухие хранилища ОЯТ с контейнерным хранением ОТВС имеют незначительное образование радиоактивных отходов (РАО) при эксплуатации хранилища и почти полное отсутствие образования жидких РАО, а также низкие эксплуатационные затраты по сравнению с затратами при хранении ОТВС в бассейнах-выдержки. На рис. 1 показана действующая схема охлаждения ОТВС.
Рис. 1. Действующая схема охлаждения пенала с ОТВС
В действующих контейнерах (рис. 1) охлаждение ОТВС выполняется за счет циркуляции от внешнего компрессора гелием или азотно-гелиевой смесью. Снятое тепло (около 40 кВт) отводится в водяных рекуперативных теплообменниках, охлаждаемых технической водой, температура которой зависит от температуры атмосферного воздуха.
Прочная конструкция корпуса контейнера служит в качестве радиационной защиты, а также предотвращает от механических повреждений металлическую корзину. Контейнер может быть как бетонный, так и металлический.
В настоящее время принято различать контейнеры одноцелевого назначения, двух целевые контейнеры и контейнеры многоцелевого назначения. Разница состоит в количестве операций, для которых может быть использован данный контейнер: хранение, транспортировка и долгосрочное захоронение [1].
Сами контейнеры снабжены системой термического мониторинга температуры среды как внутри, так и снаружи корпуса контейнера и установлены они для постоянного хранения на штатном фундаменте в специальных зданиях в полуобслуживаемых помещениях. Хранилище ОЯТ, согласно стандартам МАГАТЭ, является ядерной установкой, поэтому требования к безопасности такие же, как и к безопасности АЭС.
Основной задачей размещения ОТВС в контейнере является задача избежать критичности в данном объеме. Конечно, большое внимание уделяется и нейтронно-физическим расчетам для обеспечения подкритичности, а также расчетам биологической защиты персонала. Ежегодно на 11 российских реакторах РБМК-1000 образуется около 500 тонн ОЯТ, что соответствует 5000 ОТВС [2].
Для реакторов типа РБМК-1000 реализуется открытый ядерно-топливный цикл (ЯТЦ), ОЯТ хранится на АЭС в водной среде в приреакторных бассейнах - выдержки и в отдельно стоящих ХОЯТ, поэтому переработка ОЯТ не производится. В настоящее время запланирован переход с мокрого хранения на сухое до 50 лет хранения ОЯТ с учётом его категорирования. Сегодня на площадках АЭС с РБМК-1000 хранится более 9000 тонн ОЯТ общей активностью 3,5 млрд Кюри [2; 3].
В настоящее время ОЯТ РБМК-1000 с АЭС не вывозится. Вывоз будет осуществлен только после создания на АЭС узлов резки на два пучка ОТВС РБМК и дальнейшим транспортом топлива на сухое хранение на горно-химическом комбинате (ГКХ) предприятий «Маяк» [1; 4]. На энергоблоках с реакторами ВВЭР в России ежегодно образуется 190 тонн ОЯТ [5].
Для реакторов ВВЭР ЯТЦ в настоящее время не является замкнутым. На АЭС с реакторами ВВЭР ОЯТ после выдержки в течение 3-5 лет вывозится с АЭС в централизованное хранилище на ГХК (г. Железногорск, Красноярский край), которое в настоящее время уже заполнено более, чем на 50%. Сегодня в России на АЭС с реакторами типа ВВЭР находится более 2000 ОТВС ВВЭР общей активностью 0,6 млрд кюри, а заполнение бассейнов - выдержки составляет почти 45% [6].
Правительством России принята Программа работ по обращению с ОЯТ энергетических, транспортных и исследовательских ядерных установок, рассчитанной на подготовку к реализации замкнутого топливного цикла с увеличением емкости действующих хранилищ ОЯТ энергетических реакторов. Программа рассчитана на подготовку реализации замкнутого топливного цикла и предусматривает:
1) увеличение емкости действующего хранилища ОЯТ реакторов типа ВВЭР-1000 на ГКХ до 9000 тонн;
2) строительство сухого хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 на ГКХ ёмкостью до 33 000 тонн;
3) завершение строительства хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР наПО «Маяк» и создание дополнительных транспортных средств.
В мире к началу 2015 года накоплено около 30000 тонн ОЯТ [7; 8]. Ожидаемое количество ОЯТ в России на АЭС и в хранилищах радиохимических заводов в 2018 году составит более 18 000 тонн с суммарной радиоактивностью порядка 6,0 млрд Кюри [3]. И этот объем неуклонно растет, в России прирост составляет около 1000 тонн ежегодно, а в мире - 12000-13000 тонн [6; 9]. Но при этом необходимо отметить, что масса ежегодно накапливаемого ОЯТ на АЭС в мире не превышает долей процента от ежегодного прироста массы высокотоксичных отходов и практически всё ОЯТ изолировано от окружающей среды в надежных, компактных, хорошо контролируемых хранилищах [7; 10].
Однако, увеличение количества хранилищ, ведёт и к увеличению их эколого-радиационной опасности и удорожанию их строительства. Поэтому предлагается имеющиеся хранилища ОЯТ сделать более плотной упаковки, количество ОТВС в пеналах увеличить без увеличения количества контейнеров. Этого можно добиться за счёт интенсификации теплосъема с внешней обечайки корпуса пенала доведя её до 40о С. Укзанное позволит снизить температуру внутри пенала с 380 до 340оС и удержать ее пониженной, что позволит увеличить количество ОТВС на 2 штуки в одном пенале и повысить технику безопасности при обслуживании пенала с ОЯТ.
Для осуществления изложенного выше способа на рис. 2 показана схема охлаждения пенала контейнера, где с термическим контактом и с адиабатической изоляцией на внешней
стороне обечайки металлического корпуса пенала с ОТВС установлены ТЭС типа 400 ЦТ-Mпроизводства ООО «Криотерм», г. Санкт-Петербург, которые имеют холодопроизводительность 500 Вт и размеры 0,05м2.
Рис. 2. Предлагаемая схема охлаждения пенала с ОТВС: ТЭС - термоэлектрические сборки; ребра - ребра конвективного теплообмена
На рис. 3 показан ТЭС в собранном виде.
Рис. 3 Термоэлектрическая сборка (ТЭС) типа 400 LT-M (в собранном виде)
Для возможного применения предлагаемой установки выполним ее тестовый технико-экономический расчёт.
1. В контейнере принимаем 19 ОТВС типа ВВЭР-1000, в котором тепловыделение составляет 2,37 кВт и одна ОТВС повышает температуру внутри пенала на 20оС [5].
2. Тогда суммарное тепловыделение из контейнера составит 2,37 кВт х 19 ОТВС = 45кВт (45000 Вт) и температура составит 380оС.
3. Определим количество ТЭС для утилизации этого тепла и доведения температуры внешней стенки контейнера до 40оС, выполнение которой строго обязательно согласно
требованиюПравил техники безопасности при эксплуатации контейнеров с ОЯТ на ХОЯТ. N= 45000 Вт: 500 Вт = 90 штук.
4. Площадь охлаждения одной ТЭС составляет 0,05 м2, тогда 90 ТЭС при коэффициенте неравномерности заполнения поверхности охлаждения K, равным 1,3, займет: ^=90шт. *0,05 м2 *1,3 = 5,85м2. Принимаем 6,0 м2.
5. Так как контейнер выполнен в виде цилиндра диаметром 1,8-2,0 м и высотою 3,5-4,0 м [7], то площадь F составляет от общей площади контейнера около 30%, что вполне реально для полной компоновки ТЭС на поверхности контейнера.
6. Применяя 90 ТЭС в одном контейнере и понижая его температуру внутри корпуса на 40оС,мы сможем разместить дополнительно 2 ОТВС и тем самым увеличить загрузку контейнера до 21 ОТВС вместо 19 кассет.
7. Отсюда следует, что за счет снижения температуры внешней стенки контейнера на 40оС (возможно и большее снижение температуры), от расчетной, позволяет снизить количество контейнеров на 10% [12].
8. Стоимость одного контейнера около 12,500 млн руб. [2].
9. Пусть имеем 500 первичных контейнеров на общую стоимость 6,2 млрд руб.
10. Сокращая их количество на 10%, мы получаем 450 контейнеров, т.е. на 50 контейнеров меньше или 625 млн руб. экономии при закупке новых контейнеров.
11. Стоимость одной ТЭС составляет 15-20 тыс. руб.
12. Тогда стоимость 90 ТЭС составит 1,8 млн руб. или около 14% стоимости одного контейнера.
В итоге можно сделать вывод, что применение 90 штук ТЭС для охлаждения 450 контейнеров с ОЯТ нужно затратить 1,8 млн рублей, чтобы получить 626 млн руб. экономии средств на строительстве ХОЯТ и закупке новых контейнеров.
Новая схема на рис. 2 позволяет отказаться от компрессора и от азотно-гелиевой смеси, что дополнительно снижает затраты на контейнеры СХОЯТ.
Литература
1. Отчет о НИР ГНЦ РФ ВНИИНМ им. А.А. Бочвара. Обоснование длительного сухого хранения ОТВС РБМК-1000 в двухцелевых металлобетонных контейнерах. М.: 2013. 342 с.
2. Калинкин В.И. Обоснование метода сухого хранения отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами РБМК-1000 и ВВЭР-1000: автореф. диссерт. на соиск. уч. степ.канд. технич. наук. Санкт-Петербург, 2007. 16 с.
3. Сафутин В.Д. и др. Безопасность при хранении отработавшего ядерного топлива. / II Международная конференция «Радиационная безопасность». 09-12.11.2014. Санкт-Петербург.
4. Калинкин В.И. Обеспечение безопасности долговременного хранения отработанного ядерного топлива реакторов РБМК-1000 // Экология и атомная энергетика: науч.-техн. сб. вып. 2. Сосновый Бор. 2015. С. 43-47.
5. Бибилашвили Ю.К. и др. Оценка максимально допустимой температуры хранения отработавшего топлива ВВЭР-1000 / Inter. symp.onspentfuelstoragesafety, Vienna, Austria, 10-14 October, 2014. С. 42-54.
6. Анисимов О.П. и др. Аспекты безопасности сухих хранилищОЯТ // Труды VIII Международной конференции «Безопасность ядерных технологий». Санкт-Петербург. 2009. С. 79-82.
7. Наер В.А. и др. О проектировании ХОЯТ М.: Изд.-во МЭИ, 2014.
8. Lewis A.F., Ioffe K.A. Storage of atomic stations, Inforsearch Ltd., London, 2006. Р. 305-309.
9. D.W. Rowe and C.M. Bhandari. Modern atomic stations, Holt, Rinehart and Winston Ltd., London, 2011. Р. 113-118.
10. Horne R.A., Croft W.I., Smith L.B. Atomic. Energy // Rev. Scient. Instrum., 2016, v. 30. Р. 12.
11. Coolermodules for components. Electronics, v. III. 2008.
12. Груздев В.Б. Патент на полезную модель №136361 Термоэлектрический охладитель, зарегистр. 10.01.2014 г., бюл. № 1, 2014.
Сведения об авторе
Груздев Вячеслав Борисович - канд. техн. наук, доцент. Казанский государственный энергетический университет. E-mail: [email protected]
References
1. Otchet o NIR GNTS RF VNIINM im. A.A. Bochvar. Obosnovaniye dlitel'nogo sukhogo khraneniya OTVS RBMK-1000 v dvukhtselevykh metallobetonnykh konteynerakh. M.: 2013. 342 p.
2. Kalinkin V.I. Obosnovaniye metoda sukhogo khraneniya otrabotavshego yadernogo topliva AES s reaktorami RBMK-1000 i VVER-1000: avtoref. dissert. na soisk. uch. step.kand. tekhnich. nauk. Sankt-Peterburg, 2007. 16 p.
3. Safutin V.D. i dr. Bezopasnost' pri khranenii otrabotavshego litsenzirovannogo topliva. / II Mezhdunarodnaya konferentsiya «Radiatsionnaya bezopasnost'». 09-12.11.2014. Sankt-Peterburg.
4. Kalinkin V.I. Obespecheniye bezopasnosti dolgovremennogo khraneniya otrabotannogo yadernogo topliva reaktorov RBMK-1000 // Ekologiya i atomnaya energetika: nauch.-tekhn. sb. vyp. 2. Sosnovyy Bor. 2015. P. 43-47.
5. Bibilashvili YU.K. i dr. Otsenka maksimal'no dopustimoy temperatury khraneniya otrabotavshego topliva VVER-1000 / Inter. symp.spentfuelstoragesafety, Vena, Avstriya, 10-14 oktyabrya 2014. P. 42-54.
6. Anisimov O.P. i dr. Aspekty bezopasnosti sukhikh khranilishchOYAT // Trudy VIII Mezhdunarodnoy konferentsii «Bezopasnost' okruzhayushchey sredy». Sankt-Peterburg. 2009. P. 79-82.
7. Nayer V.A. i dr. O proyektirovaniye KHOYAT. M.: Izd-vo MEI, 2014.
8. L'yuis A.F., Ioffe K.A. Khraneniye atomnykh stantsiy, Inforsearch Ltd., London, 2006. P. 305-309.
9. D.W. Rowe i C.M. Bhandari. Sovremennyye atomnyye stantsii, Kholt, Rinehart i Winston Ltd., London, 2011. P. 113-118.
10. Horne R.A., Croft W.I., Smith L.B. Atomic. Energiya // Prepodobnyy nauchnyy sotrudnik. Instrum., 2016, t. 30. P. 12.
11. Coolermodules dlya komponentov. Elektronika, t. III. 2008.
12. Gruzdev V.B. Patent na poleznuyu model' №136361 Termoelektricheskiy okhladitel', zaregistr. 10.01.2014 g., byul. № 1, 2014.
Author of the publication
V.B. Gruzdev - Cand. tech. Sci., Associate Professor. Kazan State Power Engineering University. E-mail: [email protected]
Дата поступления 15.03.2018.
