Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Тепловые контуры атомных станций
Реактор ВВЭР
Кипящие реакторы
Реактор РБМК
Реакторная установка МКЭР -1500
Реакторы на естественном уране
Газоохлаждаемые реакторы
Реакторы HTGR
Атомные электростанции с натриевым
теплоносителем
АЭС с реактором БН-350

БРЕСТ: быстрый реактор брест со
свинцовым теплоносителем

 
Основы ядерной физики
Строение атомного ядра
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
И ДЕФЕКТ МАСС
Ядерная реакция
Закон радиоактивного распада
Цепная ядерная реакция
Термоядерный синтез
Реакторы на быстрых нейтрона
Элементарная частица
Позитрон. Аннигиляция
 
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Ядерное опреснение
Варианты  плавучего энергоблока и
опреснительных установок
Схема процесса многостадийной
флеш-дистилляции для опреснения воды
Принципиальная гидравлическая схема
энергоопреснительного комплекса
Опыт использования опреснительных установок
в России и регионах мира
 
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Работы по подготовке технологических решений
объектов атомной энергетики
Состав разделов проектной документации
Разделы проектной документации
Состав проектной документации
Особенности проектирования и конструкций
Проектирование линейных объектов
Техническое обследование зданий
Экспертиза проектной документации
Особенности компоновки АЭС на примере
проектных решений АЭС с ВВЭР-1200
Основным режимом работы АЭС является
работа в базовом режиме на 100 % мощности
Корпус реактора
Привод системы управления и защиты
Компоновка реакторного контура
Паровая турбина
Генеральный план
Здания и сооружения ядерного острова
Концепция безопасности
Радиационная и ядерная безопасность
производства
Социально-экономический аспект
обеспечения безопасности
Радиационная безопасность человека
Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Обеспечение защиты населения

БРЕСТ: быстрый реактор брест со свинцовым теплоносителем и пристанционным топливным циклом

Проект БРЕСТ-ОД-300

В качестве примера инновационного реактора естественной безопасности может быть рассмотрен проект опытно-демонстрационного быстрого реактора со свинцовым теплоносителем электрической мощностью 300 МВт (БРЕСТ-ОД-300).

Использование в качестве теплоносителя химически инертного высококипящего расплавленного свинца позволяет отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. В состав реакторной установки бассейновой конструкции входят активная зона с отражателями и рабочими органами системы управления и защиты (РО СУЗ), выполненный в виде четырех петель контур циркуляции свинцового теплоносителя с парогенераторами, насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, которые вместе с системами безопасности и вспомогательными системами размещены в облицованных сталью центральной и четырех периферийных полостях бетонного корпуса с тепловой защитой (рис. 1). Ограничение температуры бетона поддерживается естественной циркуляцией воздуха..

Рис. 1. Реактор БРЕСТ-ОД-300: 1 – активная зона; 2 – парогенератор; 3 – насос; 4 – перегрузочная машина; 5 – шахта реактора; 6 – система расхолаживания

Циркуляция свинца через активную зону и парогенераторы осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней «холодного» и «горячего» теплоносителей. Такая схема исключает  попадание в активную зону вместе с теплоносителем паровых (при течи труб парогенератора) и газовых пузырей, что при определенных условиях могло бы привести к неконтролируемому росту мощности. При этом снижается неравномерность расхода свинца через парогенераторы при остановке одного или нескольких насосов, а при быстрой остановке всех насосов обеспечивается инерция расхода свинца через активную зону в течение ~20 c.

Для снижения последствий аварийной ситуации с разрывом труб парогенераторов применена интегрально-петлевая компоновка первого контура, при которой активная зона с прилегающими элементами конструкции (в центральной полости) и парогенераторы с главными циркуляционными насосами (в периферийных полостях) пространственно разнесены и гидравлически связаны трубопроводами, образуя четыре петли отвода тепла от активной зоны. Такая компоновка вместе с выбранной схемой циркуляции свинца и сбросом пара из корпуса реактора через гидрозатворы в систему локализации и далее через фильтры в атмосферу исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку корпуса реактора.

Небольшое давление в бетонном корпусе реактора и относительно высокая температура плавления свинца (600 К), способствующая самозалечиванию  возникающих в бетоне трещин, исключают большие утечки свинца, потерю охлаждения и расплавление топлива.

Активная зона набрана из ТВС со стержневыми твэлами (шаг твэлов во всех сборках одинаков). Радиальное выравнивание мощностей ТВС и подогревов теплоносителя обеспечивается профилированием топливной загрузки и расхода свинца путем использования в центральных сборках твэлов меньшего диаметра, а в периферийных – большего. Использование во всех ТВС топлива одного и того же состава при условии коэффициента воспроизводства КВА≈1 обеспечивает стабильность выровненных распределений.

В качестве стартовой загрузки используется топливо, представляющее собой  смесь нитридов обедненного урана и плутония вместе с минорными актинидами (МА) энергетического состава (U-Pu-MA)N, получаемого при 20-летней выдержке и последующей переработке ОЯТ ВВЭР. Оболочки твэлов выполнены из радиационно и коррозионно-стойкой стали ферритно-мартенситного класса.

Перегрузка ТВС и блоков отражателя проводится с помощью поворотных пробок, внутриреакторной перегрузочной машины и комплекса механизмов внереакторной перегрузки.

Приводы РО СУЗ реактора расположены на верхней поворотной пробке, а сами РО находятся под активной зоной. При перегрузках топлива РО расцепляются с приводами и под действием силы Архимеда вводятся в активную зону, переводя реактор в глубоко подкритическое состояние. При недопустимом росте температуры теплоносителя на выходе из активной зоны из-за снижения расхода теплоносителя или увеличения мощности реактора часть РО СУЗ, приводимые в действие  пассивном температурным инициатором срабатывания, вводятся в зону и заглушают реактор.

Активная зона окружена рядами блоков бокового свинцового отражателя, выполненных в виде плотных стальных кожухов, заполненных проточным свинцовым теплоносителем. Часть прилегающего к зоне блоков отражателя выполнены в виде вертикальных каналов, заглушенных сверху (газовый колокол) и открытых для заполнения свинцом снизу, при этом его уровень в канале соответствует напору свинцового теплоносителя на входе в активную зону. С помощью этих каналов с изменяемыми по высоте уровнями столбов свинца, влияющими на утечку нейтронов, пассивным образом осуществляется связь реактивности и мощности реактора с расходом теплоносителя через активную зону, что является важным фактором регулирования мощности через расход теплоносителя и не менее важным фактором безопасности.

Дополнительными техническими мерами, обеспечивающими безопасность реактора в аварийных ситуациях, являются:

большая теплоемкость свинцового контура, аккумулирующего выделяемое тепло в аварийных и переходных процессах без заметного роста температуры;

пассивный отвод остаточного тепла непосредственно от свинцового контура за счет естественной циркуляции воздуха через встроенные в контур воздушные теплообменники;

твэлы высокой теплопроводности, обеспечивающие низкую рабочую температуру топлива, небольшой выход из него газовых продуктов деления и их низкое давление на оболочку, что способствует сохранению целостности твэлов.

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых аварийных ситуациях, непреодолимых ни одним из существующих реакторов. Даже в случае разгерметизации свинцового контура и его непосредственного контакта с атмосферой, выбросы токсичности и радиоактивности не потребуют эвакуации населения и отчуждения территории.

Рис. 4. Ядерный энергетический комплекс с реактором БРЕСТ-ОД-300: 1 – реактор; 2 – турбоустановка; 3 – комплекс хранения и переработки радиоактивных отходов; 4 – комплекс пристанционного ядерного топливного цикла

В настоящее время выполнены концептуальные проекты реакторов мощностью 300 (рис.1) и 1200 МВт (эл) (рис.2), проведены их конструкторские и расчетные исследования. Проведены эксперименты на U-Pu-Pb критсборках по обоснованию физических характеристик с корректировкой ядерных данных, длительные коррозионные испытания сталей на циркуляционных Pb-петлях, эксперименты по взаимодействию Pb с воздухом и водой высоких параметров, нитридного топлива с Pb и стальной оболочкой и др.

Атомная энергетика