Андрей Виноградов, к.т.н., гл. конструктор проектов  

Целью проекта микро-АЭС является сделать электроэнергию товаром, а не мегапроектом. Именно конструктор, а не чиновник и не менеджер, может и должен сделать атомную генерацию электроэнергии дешёвой, использующей дешёвый уран 238, которого в природе хватит не менее чем на 200 лет.

1. Конструкциями твэла, активной зоны, турбо - компрессорного блока, электрогенератора и теплообменников охлаждения на воздухе, использованием реактора на быстрых нейтронах, а также простотой деталей и узлов, позволяющей использовать дешевые конвейерные технологии массового изготовления.
2. Естественной безопасностью энергоблока[1] путём ограничения ресурса эксплуатации на срок 3-4-х лет, чем устраняются причины отказов из-за износа и старения узлов.
3. Естественной безопасностью энергоблока путём загрузки количества топлива исходя из ресурса эксплуатации, снижением запаса реактивности до ∆k < β[1].  
4. Абсолютной безопасностью энергоблока в случае его перегрева путём автоматического извлечения (без участия человека) ядерного топлива из активной зоны в контейнеры подкритического состояния и пропиткой жидким свинцом, с последующим пассивным охлаждением их на воздухе.
5. Применением в активной зоне принципа Energy Multiplier (EM²) ядерного деления (разработанного General Atomics) для воспроизводства топлива в активной зоне КВА ~1, которое после переработки будет опять использоваться в реакторах.
6. Исключением полностью расходов на строительство, ремонт и обслугу, т.е. сделать энергоблок полностью автоматическим на время ресурса эксплуатации по типу «plug and play» - подключи и потребляй электроэнергию.
7. Полным изготовлением и наладкой на заводе-изготовителе конвейерным способом.
8. Поставкой потребителю с завода-изготовителя любым транспортом сразу после оплаты заявки на энергоблок (возможно десантирование потребителю там, где нет дорог).
9. Продажей потребителю электроэнергии и установленной мощности, а не «железа», т.е. энергоблок остаётся собственностью завода-изготовителя.
10. Освобождением потребителя от всех хлопот по согласованию, разрешению и т.п., а также от утилизации отработанного ядерного топлива (ОЯТ): завод поставил энергоблок, завод забрал отработанный энергоблок.
11. Высоким к.п.д. преобразования атомной энергии, выделяемой в результате деления ядер тяжелых элементов под действием быстрых нейтронов, в электроэнергию, использовав газовую турбину и активную зону с единым рабочим телом СО₂ с циклом Брайтона на сверхкритике(Supercritical CO₂ Brayton Cycle Development) [2

И за счет выполнения всех этих пунктов достигнем снижение тарифа на электроэнергию в России, как минимум в 2 раза, и снизим накопление отходов ядерного топлива в захоронениях. Дорогая электроэнергия это экономическая удавка на шее промышленности и населения.

Дорогой тариф на электроэнергию это один из главных сдерживающих факторов в экономическом развитии России и является главным социальным раздражителем народа.

Главное для России не оставлять после себя долги и  «черные радиоактивные курганы вместо зелёных лужаек» для будущих поколений, как это наперед ланируют делать для АЭС с ВВЭР и РБМК.

Уже как более 5-и лет в Мире формируется новая парадигма электрогенерации [3]. Поставлена цель сделать электроэнергию рыночным товаром, а не мегапроектом с огромными тратами на сооружение АЭС и бредовым сроком окупаемости, а то и вовсе не окупаемую, как например, обстоит дело с АЭС с ВВЭР-1000/1200. Атомную генерацию уже надо рассматривать как продукт или «энергию по требованию» [3]. Поэтому надо готовиться продавать электроэнергию и установленную мощность электрогенерирующей установки, а не строительные работы, здания и сооружения АЭС, ремонты и замену изношенного оборудования.

Новая парадигма электрогенерации уже имеет конкретные очертания, на каких реакторных установках она будет базироваться. В данной статье частично раскрыт один из реальных (т.е. находится в работе) вариантов достижения поставленной цели - дано краткое описание микро-АЭС, устройство которой обеспечивает выполнение указанных выше 11-ти пунктов и других нераскрытых «ноу-хау» для достижения цели.

Конструкция активной зоны (АЗ)

В основе конструкции АЗ лежит принципиально новый твэл с шаровой гидродинамически прозрачной оболочкой, т.н. твэл-ШГПО, формирующий быстрый реактор. Следует отличать этот твэл от шаровых твэлов для высокотемпературных газовых реакторов, которые имеют графитовую основу диаметром 6 см с вкраплёнными частицами ядерного топлива, сделанных по технологии TRISO [4]. Шаровые твэлы TRISO имеют неустранимые недостатки: во-первых, не позволят сделать реакцию деления на быстрых нейтронах, поскольку графит является замедлителем нейтронов. И далее: -

- «Образование в графитовом замедлителе большого количества долгоживущего β-активного углерода 14C, приемлемых способов утилизации которого не существует, а запасы, накопленные при эксплуатации реакторов РБМК, уже достаточно велики;

- При попадании в окружающую среду 14C имеет тенденцию накапливаться в живых организмах;

- Отсутствие приемлемой схемы переработки и захоронения отработанного топлива и графита.

- Переработка веществ, содержащих кремний, очень сложна для химической технологии.  - Таким образом, топливо, единожды попав в реактор, будет навсегда выведено из ядерно-топливного цикла, так как облученный графит из таких шаровых твэлов будет являться источником очень сильного излучения;

- Очень большое гидравлическое сопротивление для прокачки теплоносителя через АЗ».

Уже в первых технических решениях в активной зоне использовался шаровой твэл с гидродинамически прозрачной оболочкой (твэл-ШГПО), см. рис. 1., а также,  идея быстрого извлечения твэлов из активной зоны при возникновении перегрева.

Рис. 1. Твэл-ШГПО патент № 182709 RU [5]. 1 - сферическая таблетка ядерного топлива, 2 - герметичная оболочка топлива, 3 - конусы с углом b для усиления теплоотвода, 4 - газовый зазор D1 для разбухания топлива, заполненный теплопроводящим газом, 5 - отверстие заполнения газом, 6 - пробка отверстия заполнения газом, 7 - стойки для крепления шаровой гидродинамически прозрачной оболочки (ШГПО) 10,  11 - дополнительные стойки, 8 - отверстия в оболочке 10, 9 - движение рабочего тела (- теплоносителя указано стрелками) в зазоре D2 между оболочкой топлива и гидродинамически прозрачной оболочкой.

Описание патента [5]: внутренней стороны конусный выступ 3, которые плотно прижаты к таблетке 1 через конусные углубления в последней, переходящие соосно в сквозное отверстие. Между торцами конусных выступов 3 сохраняется зазор K для распухания ядерного топлива. Зазор 4 для распухания топлива между таблеткой 1 и оболочкой 2 заполнен теплопроводящим газом, например, гелием. Для заполнения внутренней полости герметичной оболочки теплопроводящим газом используются отверстия 5, которые после заполнения завариваются заглушками 6. Конусные выступы 3 с внутренней стороны оболочки 2 соосно переходят в две основные теплоотводящие стойки 7, на торцах которых сваркой укреплена ШГПО 10. ШГПО 10 состоит из двух сваренных по окружности между собой полусфер. На поверхности оболочки 2 имеются дополнительные теплоотводящие стойки 11, которые также соединены сваркой с ШГПО 10. Для подачи и отвода потока теплоносителя к поверхности оболочки 2 с ядерным топливом в ШГПО 10 имеется сеть отверстий 9. Размер зазора D2 между наружной поверхностью оболочки 2 и внутренней поверхностью ШГПО 10, а также количество, размер и размещение на поверхности ШГПО 10 отверстий 8 обеспечивают гидродинамическую прозрачность движению потока теплоносителя через ШГПО 10.

 Выделяемое в объеме таблетки 1 ядерного топлива тепло передается за счет теплопроводности из сердцевины таблетки 1 к оболочке 2 через конусные выступы 3 и основные теплоотводящие стойки 7, а также с поверхности таблетки 1 через зазор 4, заполненный гелием. Большая часть тепла из сердцевины таблетки передается через основные теплоотводящие стойки 7 к ШГПО 8, что позволяет уменьшить перепад температуры ядерного топлива между сердцевиной и поверхностью таблетки. Поток теплоносителя отбирает тепло со всех греющих поверхностей: с оболочки 2, со стоек 7 и 11, с ШГПО 10.

Геометрические параметры сети отверстий 8, их размеры и форма на поверхности ШГПО 10 рассчитываются исходя из условий механической прочности ШГПО при плотной засыпке для конкретной активной зоны реактора, а также исходя из требуемой гидродинамической прозрачности потоку теплоносителя через активную зону для конкретного ядерного реактора при плотной засыпке твэлов-ШГПО.

 Геометрические размеры твэла-ШГПО, размеры основных теплоотводящих стоек 7, а также количество дополнительных теплоотводящих стоек 11 и их расположение относительно осей топливной таблетки определяются оптимизационным расчетом для конкретной активной зоны ядерного реактора.

Конструкция твэла исключает термоциклические напряжения в ШГПО в точках ее

соприкосновения с оболочками соседних твэлов-ШГПО. Твэл-ШГПО также достаточно устойчив к скорости нарастания градиента температуры по его диаметру, что позволит работать активной зоне в режимах переменной мощности (режиме слежения за нагрузкой). Время запуска реактора из холодного состояния определяется минутами.

Конструкция твэла-ШГПО исключает контакт между оболочками 2, содержащими герметично таблетки ядерного топлива, а, следовательно, исключается их износ в процессе эксплуатации, уменьшается вероятность разгерметизации оболочек 2 и выброс радиоактивности в теплоноситель.       АЗ ядерного реактора для микро-АЭС мощностью 5-50 МВт эл. с горизонтальным или вертикальным расположением вала электрогенератора, соединенного с выходным валом турбо - компрессорного блока напрямую, представляет собой прямоугольный параллелепипед (в общем случае, а в данном случае для расчета принят куб), см. рис. 2.

Рис. 2. Схема модуля турбо - компрессорного блока с активной зоной быстрого реактора.  1 - герметичный корпус модуля; 2 -  центральная часть АЗ; 3 - боковая часть АЗ; 4 - отражатели нейтронов - короба заполненные свинцом (в рабочем состоянии свинец жидкий); 5 - турбо - компрессорный блок; 6 - выходной вал турбо - компрессора; 7 - теплообменники сброса неиспользованного тепла во внешнюю среду (в воздух или воду); 8 - торцевой отражатель нейтронов; 9 - аппаратура и шаговые линейные двигатели для перемещения гибких поглощающих стержней 10; красными стрелками показано движение теплоносителя (рабочего тела).

Длина прямоугольного параллелепипеда АЗ по ходу потока теплоносителя принята 1032 мм и с поперечным сечением квадрата 1032х1032 см. Твэлы-ШГПО диаметром 25,8 мм установлены в кубической засыпке. В расчетной ячейке, см. рис. 3, кубической формы размещено 8 твэлов-ШГПО, размеры кубической ячейки 51,6*51,6*51,5 мм. В кубической засыпке между твэлами-ШГПО есть сквозные отверстия по ходу и поперек потока теплоносителя. Площадь живого сечения сквозных отверстий по ходу потока теплоносителя изменяется с повторением на каждом слое твэлов-ШГПО. Количество слоев расчетных ячеек по ходу потока 20, количество ячеек в каждом слое по ходу потока 20*20=400 шт., количество твэлов-ШГПО в каждом слое ячеек 400*8=3200 шт. А всего в АЗ твэлов-ШГПО 3200*20=64000 шт.

В сквозных горизонтальных отверстиях поперек потока теплоносителя установлены стержни тепловой защиты АЗ от перегрева. Это единая система безопасности прямого действия по температуре в АЗ, с трехкратным дублированием. При нагреве свыше допустимой температуры удлинение стержня открывает замки нижней стенки АЗ и твэлы-ШГПО высыпаются в контейнер, где они пропитываются жидким свинцом из экрана, находятся в подкритичном состоянии и остывают пассивным способом без участия человека.

В сквозных вертикальных отверстиях поперек потока теплоносителя установлены каналы поз. 10 рис. 2. Это трубки из жаропрочного материала, в которые устанавливаются, и в которых затем перемещаются,  гибкие стержни из гирлянд шаровых поглощающих элементов, поз. 5 и 6  рис. 3, вид сбоку в разрезе. Перемещение гибких поглощающих стержней обеспечивается линейными жаростойкими шаговыми двигателями. Тепловая мощность АЗ регулируется по мощности на выходном валу турбо -компрессора, т.е. по нагрузке электрогенератора.

В микро-АЭС будут использовать газовую турбину и активную зону с единым рабочим телом СО₂ с циклом Брайтона на сверхкритике (Supercritical CO₂ Brayton Cycle...) [6]. Уже такие разработки с 2000 года ведутся в Китае, которые завершатся к 2024 году работающим коммерческим проектом HTR-PM600 - энергоблоком мощностью 1500 МВт (теп.) и 655 МВт (эл.). Это будет безопасная замена энергоблоков ТЭС на угле прямо в черте города. В Китае планируют построить 150 аналогичных энергоблоков.

Рис. 3. Расчетная ячейка и расположение в сквозных отверстиях засыпки каналов с гибкими стержнями поглощения. 1 - расчетная ячейка кубической формы для гидродинамических и нейтронно-физических расчетов; 2 - капсула шаровой таблетки ядерного топлива; 3 - дырчатые оболочки - ШПГО; 4 - габариты вертикального сквозного отверстия в АЗ; 5 - труба для установки в АЗ гибких стержней из гирлянды шаровых поглощающих элементов 6.

Для теплового и нейтронно-физического расчетов исходными данными являются требования турбо - компрессорного блока, исходя из получения наивысшего к.п.д., по температуре, напору и плотности рабочего тела на входе в турбину, а следовательно, по давлению рабочего тела в герметичном корпусе модуля.

Расчет объемов компонентов активной зоны

Расчет и исходные данные приведены в табл. 1.

Таблица 1

Изменением размеров диаметра твэла-ШГПО можно достичь практически нужной объёмной доли  ядерного топлива и поглотителя в АЗ. Расчеты АЗ нужно начинать с требований турбо - компрессор-ного блока. Не смотря на то, что конструкция турбо - компрессор-ного блока пока не раскрывается, можно уже для АЗ задать критические параметры, см. рис. 4, по  температуре 850 - 950 ^оС, давлению 8 - 9 МПа и удельному объёму 0,01 - 0,03 рабочего тела на выходе из АЗ такими, которые обеспечат работу турбины с наибольшим к.п.д. Температура рабочего тела на входе в АЗ 250 -350 ^оС.

Рис. 4. Критические параметры СО₂ [8].

Расход рабочего тела определяет мощность турбины и компрессора, а также их габариты. После тепло-гидравлического расчета выбранной геометрии АЗ, нейтронно-физическим расчётом определяется нейтронная и тепловая мощность АЗ, требуемое обогащение ядерного топлива, неравномерность энерговыделения, снижение запаса реактивности до ∆k < β, масса загрузки ядерным топливом и т.д. Дальнейшие расчетные шаги - это оптимизация всех параметров микро-АЭС. Эти расчеты достаточно просты и их могут сделать даже студенты старших курсов ВУЗов.

Если принять, что масса турбо - компрессорного блока с теплообменниками сброса тепла в окружающую среду не будет превышать 4-5 тонн, а масса электрогенератора на 400 Гц не будет превышать 8-10 тонн, то полная масса микро-АЭС будет примерно 25 - 28 тонн.

Если принять по прошлым расчетам, что с одного твэла снимали не менее 200 Вт тепла, то тепловая мощность АЗ, которая просчитана в Табл. 1, будет примерно 12,8 МВт. на 64000 шариков. Т.е. это с учётом 50% к.п.д. турбины как раз подойдет для микро-АЭС мощностью 5 МВт эл.

Из схемы модуля турбо - компрессорного блока с активной зоной, см. рис. 2, понятно, что и турбина, и компрессор, и АЗ, и теплообменники сброса тепла работают под внешним общим давлением рабочего тела, которое создаётся внутри корпуса блока и поддерживается на одном уровне в течение всего ресурса работы.

Как я уже писал устройство турбокомпрессора пока не раскрывается. В настоящее время исследования сосредоточены на турбинах со сверхкритическим содержанием диоксида углерода (S-CO) по циклу Брайтона, которые обычно используются для массового производства тепловой и ядерной электроэнергии, включая энергетические атомные реакторы следующего поколения. Цель в конечном итоге состоит в замене паровых турбин цикла Ренкина, которые имеют более низкий к.п.д., и подвержены коррозии при высокой температуре, и занимают в 30 раз больше места из-за необходимости использования очень больших турбин и конденсаторов для удаления избыточного пара. Цикл Брайтона может вырабатывать 20 мегаватт электроэнергии из компактной  атомной установки объемом всего четыре кубических метра[2]. Турбины со сверхкритическим циклом Брайтона на основе диоксида углерода обещают гигантский скачок[7].

Жду полезных и значимых комментариев. Андрей Виноградов.

 ЛИТЕРАТУРА:

1. PRoAtom - Глава 3. Естественная безопасность. Б.И. Нигматулин, В.А. Пивоваров.

2. Цикл Брайтона для сверхкритического диоксида углерода tu _ EurekAlert!.pdf

3. Якопо Буонджорно, профессор ядерной инженерии MIT США: “Микрореакторы могут полностью изменить правила игры в атомной отрасли”.

4. Американские патенты на ВТГР - топливо TRISO и призматические зоны.pdf

5. RU182709U1 - ШАРОВОЙ ТВЭЛ - Яндекс.Патенты.pdf

6. Supercritical-CO2-Recompression-Brayton-Cycle-Completed-Assembly-Description-Sand-Report-121109.pdf 

7. Турбины со сверхкритическим циклом Брайтона на основе диоксида углерода обещают гигантский скачок. Нил Сингер. Рецензируемая публикация. Министерство здравоохранения / национальные лаборатории Сандии, выпуск новостей 4 марта 2011 г.

8. Диоксид углерода — Википедия.pdf