CC BY
261
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЕ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЕ
РЕАКТОРЫ
Логинова С.С.1, Кухнина О.А.2, Суменкова Т.В.3, Дунцев А.В.4 Email: [email protected]
1Логинова Светлана Сергеевна - магистрант;
2Кухнина Ольга Андреевна - магистрант; 3Суменкова Татьяна Вячеславовна - магистрант; 4Дунцев Андрей Всеволодович - кандидат технических наук, доцент, кафедра ядерных реакторов и энергетических установок, Институт ядерной энергетики и технической физики Нижегородский государственный университет им. Р.Е. Алексеева, г. Н. Новгород
Аннотация: у реакторов типа ВТГР есть много преимуществ с точки зрения безопасности по сравнению с обычными реакторами с водным охлаждением. Спустя годы после запуска первого газоохлаждаемого ядерного реактора Колдер Холл в 1956 году, атомная энергетика заняла важное место в производстве электроэнергии. Основные особенности технологии ВТГР - повышенная безопасность, высокий тепловой КПД, конкурентоспособность, экономичность и сопротивление пролифирациии - делают эту технологию потенциальным кандидатом для использования в АЭС. Конструктивные особенности этих реакторов позволяют получить температуры гелиевого теплоносителя до 950°С, что было доказано опытом эксплуатации зарубежных газоохлаждаемых реакторов. Высокая температура позволяет реализовать производство водорода как топлива для транспорта и как химического реагента в промышленности из воды. Ключевые слова: ядерный реактор, АЭС, высокотемпературные газоохлаждаемые ядерные реакторы.
HIGH TEMPERATURE GAS COOLED REACTORS Loginova S.S.1, Kukhnina O.A.2, Sumenkova T.V.3, Duncev A.V.4
1Loginova Svetlana Sergeevna - Master Student;
2Kukhnina Olga Andreevna - Master Student;
3Sumenkova Tatiana Vyacheslavovna - Master Student;
4Duntsev Andrey Vsevolodovich - Candidate of Technical Sciences, Associate Professor, DEPARTMENT OF NUCLEAR REACTORS AND POWER PLANTS, THE INSTITUTE OF NUCLEAR ENERGY AND TECHNICAL PHYSICS NIZHNY NOVGOROD STATE UNIVERSITY R.E. ALEKSEEV, N. NOVGOROD
Abstract: HTGR type reactors have many safety advantages compared to conventional water cooled reactors. Years after the launch of the first gas-cooled nuclear reactor, Calder Hall in 1956, nuclear power took an important place in the production of electricity. The main features of the HTGR technology - increased safety, high thermal efficiency, competitiveness, efficiency and resistance to proliferation - make this technology a potential candidate for use in nuclear power plants. The design features of these reactors make it possible to obtain helium coolant temperatures of up to 950 ° C, which has been proven by operating experience of foreign gas cooled reactors. High temperature makes it possible to realize the production of hydrogen, as a fuel for transport and as a chemical reagent in industry from water.
Keywords: nuclear reactor, nuclear power plant, high-temperature gas-cooled nuclear reactors.
УДК 621.039.5
Направление высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) рассматривалось как перспективное с самого начала развития атомной энергетики в мире [1]. У реакторов типа ВТГР есть много преимуществ с точки зрения безопасности по сравнению с обычными реакторами с водным охлаждением. Во-первых, большая масса графитового замедлителя обеспечивает высокую теплоемкость. Основные материалы изготовлены из керамических материалов и пригодны для использования при повышенных температурах. Гелиевый хладагент является однофазной и инертной средой. Таким образом, химические взаимодействия между топливом, замедлителем и охлаждающей жидкостью можно избежать. Однако те же самые химические взаимодействия являются основной проблемой в водоохлаждаемых реакторах, особенно во время переходных процессов, так как экзотермические водно-цирконивые реакции при повышенных температурах становятся автокаталитическими. В соответствии с компоновкой топлива ВТГР, слой карбида кремния в частицах Тризо служит в качестве границы первичного давления. Современные частицы Тризо имеют способность удерживать вещество при очень высоких делениях.
Даже учитывая, что два имеющихся подхода к проектированию ВТГР похожи, их структурные и эксплуатационные характеристики совершенно различные. Основное отличие заключается в форме топлива: либо в виде призматических блоков, либо в виде шаровых элементов. Призматическая концепция ВТГР с топливными элементами в виде шестигранных графитовых блоков использовалась в прототипе и коммерческих ВТГР в США, и в настоящее время также используется в конструкциях экспериментальных реакторов высокой температуры (HTTR) в Японии и компоновке Газотурбинного - Модульного Гелиевого Реактора (ГТ-МГР). Проект ГТ-МГР был создан общими усилиями Министерства энергетики США (DOE) и Государственной корпорации Росатом, Россия. (Проект ГТ-МГР был начат в середине 1990-х годов Дженерал Атомикс США и Минатомом России. В 1989 году DOE начало оказывать поддержку проекту.) В этой конструкции газоохлаждаемый модульный гелиевый реактор объединён с газовой турбиной, работающей по циклу Брайтона, чтобы при преобразовании энергии обеспечить высокий КПД порядка 47%.
Топливо для ГТ-МГР имеет форму частиц с Тризо покрытием, внедренных в матрицу углерода и затем сформированных в цилиндрические топливные прессовки. Эти прессовки приблизительно 13 мм в диаметре и длиной 51 мм. Они вставляются одна поверх другой в топливные отверстия, обрабатываемые в шестиугольные элементы графитового топлива, длиной до 793 мм и шириной 360 мм. Кольцевой сердечник образован путем укладки слоями десяти блоков, каждый слой, которого содержит по 102 шестиугольных топливных элемента, окружающих сменный подпиточный центр графитовых блоков. Топливная область окружена подпиточными графитовыми блоками со стороны отражателя.
Ядро ГТ-МГР обладает некоторой избыточной реактивностью, так как загрузка партий топлива и операции топливных перетасовок осуществляются в автономном режиме. Такая конструкция реактора позволяет легко использовать различные топливные циклы. Плутониевое топливо, взятое из демонтированных запасов ядерного оружия, будет сожжено в ГТ-МГР. Превращение отработавшего в легководяных реакторах ядерного топлива является еще одним перспективным сценарием топливного цикла.
Вторая концепция ВТГР представляет собой засыпной реактор. Успешным прототипом, который поставлял 15 МВт электроэнергии в энергосистему, был реактор AVR, работавший в городе Юлих, Германия (1967-1988). Конкретно эта компоновка ВТГР предусматривала дозаправку в процессе работы реактора со 100 000 сферическими топливными элементами, проходящими вниз через активную зону,
и достигал температуры газа на выходе до 950°C. За годы работы, AVR был использован для проведения испытаний, связанных с производительностью и безопасностью ВТГР.
В США первый блок «Peach Bottom» был первой демонстративной станцией для ВТГР. Блок оценивался в 40 МВт и эксплуатировался в период между 1967 и 1974 годами. Опыт ранней эксплуатации привёл к значительным изменениям в конструкции, связанными с покрытием частиц топлива и введением буферного слоя на частицы с покрытием. Отсюда появились две основные отличительные конструктивные концепции ТВЭЛов ВТГР: шарообразные ТВЭЛы и призматические сборки. Два прототипа энергетических установок, каждая мощностью около 300 МВт работали в 1980-х годах. В немецком высокотемпературном ториевом реакторе (THTR - 300) представлена концепция шарообразных ТВЭЛов, в то время как в американской атомной электростанции Fort St. Vrain (FSV) была применена призматическая концепция ТВЭЛов. Финансовые и технические проблемы привели к раннему закрытию обоих реакторов.
Конструкция ВТГР в Южной Африке - модульный реактор с шарообразными ТВЭЛами (PBMR) - является преемником раннего поколения маломощных немецких реакторов (конструкций AVR и ГР-МОДУЛЬ). PBMR предназначен для работы на прямом цикле Брайтона, используя газовую турбину, для выработки электроэнергии. Существует также еще одна перспективная конструкция реактора с шаровыми ТВЭЛами, которая находится в стадии реализации в Китае. Китайский реактор HTR-PM(высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с насыпным модулем) первоначально будет работать на паровом цикле для сокращения периода проектирования и возможности использовать китайский опыт работы с паровыми турбинами.
Модульные реакторы с шарообразными ТВЭЛами используют топливные элементы, аналогичные тем, которые используются в А VR. Топливный элемент имеет сферическую форму и диаметр 60 мм. Топливная часть элемента имеет диаметр 50 мм и содержит частицы топлива с покрытием, погруженные в матрицу графита. Число покрытых частиц и их обогащение может меняться в зависимости от конструктивных соображений. Можно смешивать или организовать топливные сферы с чистыми графитовыми замедлителями или сферы содержащие поглотитель - карбид бора B4C в ядре. В качестве альтернативы, как и в конструкции PBMR, могут быть использованы колонны из твердого графита в центре и регулирующие стержни в боковом отражателе. Максимальные температуры топлива удерживаются на низком уровне в присутствии твердого центрального отражателя. Это обеспечивает дополнительный запас прочности.
Важным отличием реакторов PBMR по сравнению с призматическими реакторами является возможность делать перегрузки топлива в процессе работы. Таким образом, реактор может работать без необходимости остановки для перегрузки в течение длительного периода. Это может увеличить коэффициенты мощности станции. Еще одно преимущество перегрузки топлива в процессе работы в том, что реактор может работать с очень небольшим количеством избыточной реактивности и сниженным обогащением.
Одна из концептуальных конструкций реакторов IV поколения, СВТГР, является следующим шагом эволюции концепций ВТГР с повышенной безопасностью и повышенной температурой гелия на выходе. Таким образом, тепло может поставляться для применения в качестве технологического тепла, включая производство водорода и других химических процессов. Выработка электроэнергии с использованием прямого цикла Брайтона и газовой турбины также остается возможной для этого типа реакторов.
Частицы с Тризо покрытием имеют общий диаметр в диапазоне от 500 до 1000 мкм. Каждая частица содержит сферическое ядро топлива (диаметр от 350 до 600
мкм) с делящимися и воспроизводящими топливными материалами, как правило, в виде диоксида урана (и02), диоксида плутония (Ри02) или смеси оксикарбидов урана (иСО). (Фертильные ториевые соединения, или отдельно или в смеси с ураном или плутонием, могут быть использованы в качестве материала топливного ядра.) Типичное обогащение топлива составляет от 8 до 20%, как продиктовано номинальной мощностью и соображениями безопасности. Затем топливные ядра покрывают последовательными слоями пироуглерода (РуС) и карбид кремния ^С). Сначала наносится покрытие с низкой плотностью РуС, что обеспечивает свободный объем для размещения газообразных продуктов деления и ослабляет отскакивание продуктов деления из ядра топлива. Этот слой окружен последовательными покрытиями, состоящими из внутреннего слоя пиролитического углерода (1РуС), слоя из карбида кремния ^С), и наружного слоя пиролитического углерода (ОРуС). Поведение при облучении покрытий PYC по обе стороны от карбида кремния обеспечивает поддержание необходимого внутреннего давления. Слой карбида кремния является основным сосудом под давлением и эффективным барьером для выпуска продуктов деления. Покрытые частицы покрываются резонирующим графитовым порошком для предотвращения трения частиц друг с другом во время изготовления шара или прессовки.
В призматической конструкции покрытые Тризо частицы вкладываются в графитовые матрицы для образования цилиндрических прессовок. Приблизительно 3200 из этих прессовок вставлены в гексагональный элемент графитового топлива. В компоновке с шарообразными ТВЭЛами покрытые Тризо частицы также вкладываются в графитовые матрицы; но в этом случае - в виде шарового элемента с сотнями тысяч их в составе ядра.
Скорости высвобождения продуктов деления сохраняются очень низкими при нормальной эксплуатации и при переходных процессах, пока максимальная температура топлива поддерживается ниже 1600°С. Основными особенностями концепции компоновки СВТГР являются пассивная и внутренняя безопасность, малые и средние размеры реактора и модульность. Активная зона СВТГР довольно большая по размеру, следовательно, её основная удельная мощность достаточно низкая. С такой низкой удельной мощностью ВТГР может вместить пассивный отвод тепла от распада из активной зоны реактора с помощью большого объема графита, не причиняя никакого радиоактивного выброса. Это очень важная задача в случае переходных процессов вне нормальных условий, таких как потеря теплоносителя, или протечки, сохранять покрытые частицы топлива нетронутыми, не превышая аварийного предела температуры топлива (обычно 1600°С) в течение короткого периода времени. Самая высокая нормальная рабочая температура топлива не должна быть больше, чем 1250°С. Частота отказов топлива крайне низкая при температуре ниже 1250°С и быстро возрастает при значительно более высоких температурах. Тем не менее, аварийная производительность топлива зависит от изменения температуры, длительности работы, выгорания, качества изготовления, и должна быть рассчитана с помощью специальных экспериментов топлива на облучение, а затем протестирована в аварийной симуляции вне реактора.
Уникальные особенности и характеристики безопасности ВТГР сделают его надежным источником энергии. Роль ВТГР в будущем не будет ограничиваться только безопасной выработкой электроэнергии с конкурентоспособной ценой. Другой потенциал высокотемпературных реакторов - это использование их для выработки технологического тепла. Производство водорода, добыча нефти из горючих сланцев, а также газификация угля являются возможными способами применения. Также есть возможность опреснения воды и использования отработанного тепла ВТГР для технологических нужд.
ВТГР может быть размещен в качестве самостоятельных блоков, а также в сочетании с ЛВР. Существует синергия между топливными циклами ЛВР и ВТГР. В
настоящее время ЛВР широко используются в производстве электроэнергии на АЭС. В то же время, образование низших актинидов, как представляется, является проблемой в отработавшем топливе ЛВР. Тем не менее, отработанное топливо в ЛВР может быть сожжено в ВТГР, как предложено в концепции «Глубокое сожжение». Таким образом, долгоживущие низшие актиниды будут преобразованы в короткоживущие изотопы, и с образованными отходами будет легче справиться. Кроме того, некоторая дополнительная энергия будет генерироваться в качестве побочного продукта. Как уже отмечалось ранее, еще одним возможным использованием ВТГР будет применение оружейного плутония в качестве топлива. Характеристики топлива ВТГР обеспечивают существенное преимущество по сравнению с традиционными формами топлива ядерных реакторов из-за его улучшенных свойств по сопротивлению распространения. Изотопная конфигурация отработанного топлива, небольшое количество топлива, распределённого в большой графитовой матрице, барьерные свойства покрытых частиц, закрытое обращение с топливом и складские помещения - все это делает трудной задачу извлечения делящихся и воспроизводящих материалов из отработанного топлива с покрытием частиц. Типичный малый размер и модульность ВТГР делают их предпочтительными в использовании в небольшой сети. Поэтому ВТГР - возможные системы-кандидаты, которые будут развернуты в рамках концепции малых и средних реакторов (РМСМ). ВТГР рассматриваются для реализации инновационных топливных циклов, таких как применение инертных матричных топлив и циклов ториевого топлива.
Список литературы /References
1. Гребенник В.Н., Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы - инновационное направление развития атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 2008. 136 с.
