О реакторах нового поколения
Дата: 04/10/2005
Тема: Малая энергетика


Р.М.Яковлев, Радиевый институт им.В.Г.Хлопина

Материал подготовлен при участии:
М.Б.Игнатьева, Санкт-Петербургский государственный университет аэрокосмического приборостроения
Н.Н.Комарова, Ю.И.Родионова, Д.Н.Суглобова, Радиевый институт им.В.Г.Хлопина,
Ю.И. Кузякина, Военно-морская академия им.Н.Г.Кузнецова


Прогнозируемый в перспективе значительный рост мировых потребностей в энергии сопровождается истощением дешевых ресурсов углеводородного топлива и достижением опасных пределов загрязнения атмосферы продуктами горения химических топлив (табл. 1). Наиболее реалистическое решение этой проблемы состоит в развитии ядерной энергетики большого масштаба, способной обеспечить основную часть прироста потребностей в энергии и топливе (табл. 2). Но действующая атомная энергетика приводит к наработке огромных количеств органических и неорганических радиоактивных отходов различного уровня загрязнения, фактически создаются «фабрики по наработке неиспользуемых радиоактивных отходов» (справка 1). Все это привело к практически полной утрате доверия общественности к развитию ядерной энергетики.

Кроме того, использование делящихся материалов малоэффективно – ядерный цикл не замкнут, нарабатывается плутоний и трансурановые элементы, а делящегося урана – в природном уране всего 0,7%.

Будущее ядерной энергетики зависит от успехов в разработке реакторов и топливных циклов нового поколения, которые обладали бы повышенной безопасностью и являлись экономически конкурентоспособными.

Временный творческий коллектив сотрудников НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», Военно-Морской Академии им. Н.Г. Кузнецова и СПб ГУАП предлагают произвести разработку и поэтапную замену существующих атомных реакторов жидкосолевыми реакторами нового поколения на основе уран-ториевого топливного цикла. Такая замена позволит решить многие проблемы ядерной безопасности и рентабельности атомной энергетики.

Действующая атомная энергетика по ряду причин не является безопасной. Все существующие типы реакторов вынуждены обладать большим запасом реактивности, поэтому при любых уровнях защиты вероятность ядерного взрыва при аварийной потере теплоносителя исключить нельзя. Поскольку в ТВЭЛах всех существующих реакторов нарабатывается огромное количество радиоактивных отходов различного уровня активности, то фактически создаются фабрики по наработке очень опасных РАО, которые в экстремальных ситуациях могут быть выброшены за пределы реактора.

Принимаемые меры увеличения безопасности существующего типа реакторов стоят очень дорого и не исключают большого выброса радиоактивных продуктов в случае чрезвычайных ситуаций (в том числе, диверсий, а также сильных землетрясений). Таким образом, существующей ядерной энергетике внутренне присуща опасность.

Кроме того, для любой страны, вступающей на путь развития собственной ядерной энергетики на основе традиционного уран-плутониевого ядерного цикла, создается реальная возможность получать с помощью сравнительно простой химии нужное для атомной бомбы количество оружейного плутония.

Скрупулезные подсчеты уровня опасности серьезных аварий на атомных станциях (типа Чернобыльской) для последующих поколений реакторов не годятся.

Исключить (или значительно уменьшить) выброс радиоактивных продуктов за пределы атомной станции, например, при попадании в него бомбы или ракеты, можно только в единственном случае: при отсутствии в реакторе данных продуктов.

Этого можно добиться, если перейти к реакторам без ТВЭЛов, то есть к системам с циркулирующим топливом, из которого в процессе циркуляции удаляются летучие и газообразные продукты.

Такого типа реакторы на тепловых нейтронах на основе циркулирующего в контуре солевого расплава фторидов были созданы в США в середине прошлого века. Один из них с 1965 года успешно работал в течение 5 лет. Топливом-теплоносителем (ТТН) являлся расплав солей (фторидов) лития (Li), натрия (Na), бериллия (Be), 235 урана (5U) и 232 тория (2Th) с температурой плавления около 4700С. Первоначально ядерным топливом при запуске жидкосолевого реактора (ЖСР) является 5U, который по мере выгорания замещается 233 ураном (3U), нарабатываемым из 2Th. В зависимости от конструкции возможно создание ЖСР с коэффициентом воспроизводства, обеспечивающим режимы от конвертера (компенсация выгоревшего 5U) до бридера (расширенное воспроизводство 3U).

В СССР в 70–80-х годах прошлого века были созданы экспериментальные петли с циркуляцией расплава на действующем реакторе в ИАЭ им. И.В. Курчатова. В отличие от всех других реакторных систем удалось показать, что реакторы на расплавах фторидов урана и тория в различных композициях с фторидами легких металлов обеспечивают высокий (больше 1) коэффициент воспроизводства урана-233. Было создано несколько эскизных проектов для больших энергетических реакторов. Но финансирование всех работ по ЖСР за рубежом было свернуто, так как выяснилось, что при наработке делящегося изотопа урана-233, образующегося из тория-232, появляется интенсивное жесткое гамма-излучение. Это обстоятельство полностью исключало возможность использования ториевого цикла для ядерного оружия, что и привело к утрате интереса к уран-ториевому циклу. Ставка была сделана на уран-плутониевый цикл с использованием реакторов на быстрых нейтронах для наработки оружейного плутония-239 из урана-238.



Табл. 1. Атмосферные выбросы от различных топливных циклов, включая стадию производства электроэнергии г/(кВч-ч) (эл.)



Табл. 2. Конкурентоспособность различных циклов производства электроэнергии

Принципиальными преимуществами уран-ториевого топливного цикла с ЖСР перед уран-плутониевым циклом с ВВЭР являются следующие:

1. В любых ситуациях исключен выброс за пределы ядерного реактора большого количества высокорадиоактивных продуктов ядерных реакций. Это обеспечивается непрерывным выведением из контура большей части высокорадиоактивных газов, летучих и других растворенных и взвешенных в расплаве топлива-теплоносителя элементов, в том числе и нуклидов, с большими сечениями захвата нейтронов. Например, при рабочих температурах расплава ТТН легко удаляются инертные газы ксенон и криптон, йод, а также летучие фториды редкоземельных элементов, образующиеся при подаче в контур некоторого количества фтора. В контуре ЖСР просто отсутствует большое количество высокорадиоактивных трансурановых элементов, а также нет плутония. А те, что и появляются, непрерывно трансмутируются, выжигаются.

2. Для ЖСР не существует проблемы надежности ТВЭЛов, поскольку вся активная зона представляет собой один большой ТВЭЛ в виде расплава топлива-теплоносителя.

3. Рациональное использование ядерного топлива в виде 235 урана. Первоначальная загрузка ЖСР 235 ураном необходима лишь для обеспечения критичности в начальный момент кампании и в 2 раза меньше, чем у ВВЭР аналогичной мощности. Высокоэффективный баланс нейтронов в ЖСР обеспечивается отсутствием в его активной зоне конструкционных материалов – поглотителей нейтронов и возможностью непрерывного выведения из контура ТТН продуктов деления – активных поглотителей нейтронов. Кампания ЖСР любой длительности, вплоть до его полного срока службы, обеспечивается путем периодической подпитки контура топливо-теплоноситель фторидом тория, что вполне осуществимо в процессе работы ЖСР на любом уровне мощности.

4. Ядерная, радиационная, экологическая безопасности ЖСР при работе по уран-ториевому циклу существенно выше, чем ВВЭР и реакторов с жидкометаллическим топливом, работающих по уран-плутониевому циклу.

Внутренняя ядерная безопасность обеспечивается хорошей способностью к саморегулированию мощности за счет высокого отрицательного температурного коэффициента реактивности и такой организацией процесса выгорания и наработки ядерного топлива, что ни в какой момент кампании в течение всего срока службы реактора не может быть достигнуто существенного превышения критичности в активной зоне.

Высокая радиационная безопасность обеспечивается тем, что при утечке и даже разбрызгивании, разбрасывании расплава ТТН, (например, в результате взрыва фугасного или иного боеприпаса) расплав неизбежно охлаждается на воздухе или в воде и превращается в куски фторидного стекла высокой плотности и радиационной стойкости. Содержания радиоактивных элементов в расплаве ТТН и, следовательно, в образовавшемся стекле, недостаточно для расплавления последнего без посторонних источников тепла, а высокая плотность стекла препятствует их распространению с водой и ветром в обычных условиях. Известно, что остекловывание является одним из лучших способов захоронения радиоактивных отходов.

Высокая экологическая безопасность обеспечивается тем, что элементный и изотопный состав продуктов ядерных реакций с 232 торием, 233 и 235 ураном и их производными требует организации надежного хранения (в виде блоков фторидного стекла) в течение всего лишь сотен (до тысячи) лет, т.е. в тысячу раз менее длительные сроки, чем для радиоактивных отходов уран-плутониевого цикла (без их трансмутации, дожигания).

5. Высокий КПД ядерной энергоустановки на базе ЖСР. Расплавы солей фторидов устойчивы при большой радиационной нагрузке и температурах до 20000С и выше при весьма незначительном давлении их паров в контуре циркуляции. Это позволяет получить высокий термический КПД газотурбинного и паросилового циклов, а также осуществлять непосредственное преобразование тепла в электроэнергию с высоким КПД при низком давлении в контуре циркуляции РТТН, обусловленном лишь требованиями со стороны циркуляционных насосов.

6. Способность снабжать теплом промышленность, теплофикацию, сельское хозяйство, что обеспечивается высокой температурой расплава ТТН (свыше 10000С) и утилизацией остаточного тепла в используемых термодинамических циклах.

К недостаткам ЖСР следует отнести:

1. Высокую коррозионную активность солевых расплавов на основе фторидов, особенно при температурах выше 7000С. Это не позволяло ранее существенно поднять термический КПД цикла при использовании традиционных сплавов типа хастеллой в материалах конструкций ЯРУ.

2. Недостаточную радиационную стойкость конструкционных материалов из графита, применявшегося в отдельных элементах конструкции ядерного реактора, что требовало замены этих элементов через 4–5 лет эксплуатации.

3. Дороговизну получения применявшегося для приготовления расплавов ТТН лития, обогащенного до 99,8% 7 литием. Однако даже оставшиеся 0,2% 6 лития приводили к очень большим наработкам из него трития. Тритий обладает исключительно высокой способностью проникать через любые конструкционные материалы в окружающую среду, а затем и в живые организмы, вызывая их тяжелые поражения.

Однако в последнее время в Санкт-Петербурге в ГУП «НПО Радиевый институт» и ряде других организаций разработаны передовые достаточно дешевые технологии получения коррозионно-, радиационно- и термостойких материалов на основе новых типов керамических материалов, покрытий и модифицированных углеродов с широким спектром свойств, а также новые рецептуры расплавов ТТН.

Например, модифицированные углероды обладают следующим спектром свойств:

• теплопроводность от 0,06 Вт/м 0С и до 220 Вт/м 0С в пределах рабочих температур (200–10000С) и выше. Это позволяет получить композитные конструкции со свойствами от теплоизоляторов до теплопередающих стенок с заданным законом изменения теплопроводности по выбранным направлениям. Например, теплообменные аппараты (ТОА) из композитных материалов могут обладать заданным законом изменения теплопроводности по высоте ТОА. Это позволит организовать прямой теплоотвод от расплава ТТН к воде в прямоточном парогенераторе (ПГ) или в ПГ с многократной принудительной циркуляцией рабочего тела без промежуточного контура с теплообменником;

• стойкость в инертной атмосфере и в вакууме до температуры 30000С;

• невозгораемость на воздухе при температурах до 7000С;

• несмачиваемость расплавами солей – фторидов ТТН;

• большая пластичность и др.

Разрабатываются технологии получения новых углерод-углеродных и металл-углеродных композитных конструкционных материалов, новых типов керамических материалов и покрытий с поистине уникальными свойствами.

Разработаны рецептуры стойких в радиационном отношении при температурах до 20000С и выше расплавов топлива-теплоносителя на основе фторидов натрия, чем снимаются проблемы наработки трития из 6 лития.

Таким образом, использование новых материалов и технологий позволит решить проблемы радиационной, химической и термической стойкости элементов ядерных реакторов с ЖСР. Достигнутые успехи делают возможной и необходимой постановку вопроса о разработке ЯРУ с ЖСР повышенной безопасности и надежности, в том числе, и с длительными сроками службы для энергетических установок широкого диапазона мощностей.



Рис. 1. Принципиальная схема модуля паропроизводящей установки с жидкосолевым реактором

С нашей точки зрения, целесообразно начинать с установок сравнительно небольшой мощности, например, транспортных ядерных энергетических установок с ЖСР на тепловых нейтронах мощностью 50–150 МВт. Такие установки будут обладать следующими характеристиками:

1. Постоянная готовность к немедленному развитию мощности.

2. Предельно достижимые в ядерной энергетике уровни ядерной, радиационной и экологической безопасности.

3. Долговечность ЯРУ с ЖСР не ниже планируемых сроков службы кораблей (судов) в 40 и более лет.

Компенсация выгоревшего 232 тория осуществляется путем подпитки свежим фторидом тория, осуществляемой системой хранения, заполнения и слива расплава ТТН из контура циркуляции без его вскрытия и при работе на любом уровне мощности.

4. Минимальные уровни физических полей, генерируемых ядерными реакторными установками с ЖСР (в первую очередь, акустического, теплового и радиационной следности) в процессе работы по назначению и при бездействии.

5. Рационально минимальные массы и габариты ядерных реакторных установок и ядерных энергетических установок в целом, достигаемые путем:

5.1. Расположения в массиве графитового отражателя ядерного реактора промежуточных теплообменников при их наличии и парогенераторов, выполненных из композитных углерод-углеродных и металл-углеродных конструкционных материалов.

5.2. Изготовления корабельных (судовых) модульных атомных электростанций в отдельных автономных корпусах (блоках), приспособленных к транспортировке.

Все это позволит создать блочное и модульное исполнение функциональных комплексов технических средств ядерных реакторных установок на машиностроительных заводах, обеспечить их изготовление и пусконаладочные работы, включая и проверки в рабочих режимах на стендах. Обеспечить доставку и монтаж в собранном виде готовых блоков и модулей на корабли (суда), строящиеся (ремонтирующиеся) на кораблестроительных (судоремонтных) предприятиях.

6. Унификации конструкций модулей ЯРУ и МАЭС для выбранного мощностного ряда энергетических установок надводных кораблей, судов и подводных лодок, что позволит существенно снизить стоимость их изготовления, технического обслуживания, ремонта и утилизации.

Кроме того, создание определенного запаса унифицированных модулей ЯРУ и МАЭС для обеспечения их агрегатного ремонта позволит сократить сроки стоянки кораблей и судов у причалов судоремонтных заводов и не выйти за пределы продолжительности ремонта общекорабельных (общесудовых) систем и устройств.

Один из возможных вариантов модулей корабельных (судовых) ядерных реакторов приведен на рис. 1.

Журнал «Атомная стратегия» № 16, апрель 2005 г.





Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=80