Реакторы на быстрых нейтронах. (ABR)

⇐ ПредыдущаяСтр 12 из 16Следующая ⇒

Современным АЭС с РУ на тепловых нейтронах присущ внутренний конфликт между требованиями экономики и требованиями безопасности. Это вызывает необходимость постоянного наращивания единичной мощности реакторов, что приводит к повышению общего объема инвестиций, увеличению сроков строительства и тем самым снижению инвестиционной привлекательности проекта.

Существующие реакторы на тепловых нейтронах (ТН) даже в рамках замкнутого ЯТЦ не смогут обеспечить длительный рост и функционирование атомной энергетики в связи с низкой эффективностью использования ядерного топлива. Одним из решений данной проблемы являются реакторы на быстрых нейтронах или быстрые реакторы (БР).

Основным приоритетом программы глобального партнерства по ядерной энергии (GNEP), созданной в 2006 году Министерством энергетики США является развитие новых технологий переработки ОЯТ. В рамках GNEP, развиваются технологии замкнутого пристанционного топливного цикла. ОЯТ от легководяных реакторов будет перерабатываться в центре рециркуляции, а трансурановые элементы в будут использованы на расположенным тут же быстром реакторе.

До сих пор в промышленных БР использовался натриевый теплоноситель, реакторы SFR (Япония), PHENIX (Франция), БН-600 (Россия).

Быстрые реакторы нового типа позволяют для отвода тепла вместо натрия использовать химически инертный свинцово-висмутовый теплоноситель (СВТ), имеющий в сравнении с натрием значительно более высокую температуру кипения и низкую температуру плавления. Свинцово-висмутовый теплоноситель существенно облегчает эксплуатацию БР, так устраняет главную сложность

Быстрые реакторы (БР) позволяют осуществлять:

непрерывное производство энергии безопасным и экологически приемлемым способом;
трансмутацию радиационно-опасных отходов ядерной энергетики, в том числе экологически наиболее опасных долгоживущих актинидов;
эффективное потребление плутония, в том числе экс-оружейного.

Преимущества:

Глубина выгорания топлива (макс 11%)

надежность конструкций БР
КВ> 1
высокий КПД, определяющий меньшее тепловое загрязнение
высокий уровень внутренне присущей ядерной безопасности.
Длительная кампания реактора.
низкий уровень радиационного воздействия на персонал и окружающую среду.

Недостатки:

Высокая стоимость строительства АЭС на РУ БР.
Негативный опыт эксплуатации коммерческих РУ БР.

РУ БН-600.

Реактор БН-600 - реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт. Работает с 1980 на Белоярской АЭС. Корпусной реактор - размножитель с интегральной компоновкой оборудования. Тепловая схема блока трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар. Коэффициент использования установленной мощности (~0, 77) находится на уровне лучших отечественных реакторных установок.

РУ БН-600 выполнен с интегральной схемой компоновки оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами - для поворотной пробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС). Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путем сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции внутри корпуса реактора; он образует системой радиальных ребер три сливные камеры для натрия, выходящего из теплообменников.

Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. Конструкционный материал реактора - нержавеющая сталь марки Х18Н9. В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга, на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем управления и защиты, перегрузки ТВС, контроля активной зоны.

Активная зона (диаметр 2.05 м, высота 0.75 м) и зона воспроизводства(толщина 0.4 м) установлены на напорной камере и набраны из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами " под ключ" 96 мм и с шагом 98 мм. Активная зона состоит из 370 кассет с ядерным топливом и воспроизводящим материалом, образующим торцевые зоны воспроизводства, 27 стержней системы СУЗ и одной кассеты с фотонейтронным источником.

Выравнивание тепловыделения по радиусу активной зоны осуществляется загрузкой кассет с различным обогащением горючего(21 и 29.4 %): 162 периферийные кассеты активной зоны образуют зону большого обогащения, остальные входят в центральную зону малого обогащения. Активная зона по периметру окружена боковой зоной воспроизводства, состоящей из сборок, заполненных двуокисью обеднённого урана. За этой зоной воспроизводства расположено внутреннее хранилище кассет на 126 ячеек, которое предназначено для расхолаживания кассет, извлечённых из активной зоны, перед их выгрузкой из реактора.

Преимущества:

высокая теплопроводность
большая теплоемкость
высокая температура кипения
низкие затраты энергии на циркуляцию
простота его очистки в процессе эксплуатации.

Недостатки:

Высокая химическая активность теплоносителя Na.
Большая вероятность малых течей воды в натриевый теплоноситель.
Сложность конструкции в связи с трехконтурностью тепловой схемы.
Высокая стоимость строительства и эксплуатации.
Повышенная взрывоопасность в связи с возможностью прямого контакта натриевого теплоносителя с водой.

На данный момент единственный действующий реактором в коммерческом использовании является российский БН-600.

Активная зона состоит из трех типов ТВС, содержащих топливо разного обогащения по ²³⁵U - 17%, 21%, 26%.

ТВС БН – 600 двух типов активной зоны и зоны воспроизводства.

ТBC активной зоны предназначена для генерирования тепловой энергии, передачи ее потоку теплоносителя. ТВС состоит из головки, центральной части и хвостовика. Головка предназначена для сцепления с устройствами системы перегрузки при загрузке и выгрузке. На головке выполнены продольные пазы для выхода теплоносителя.

Центральная часть состоит из шестигранной трубы, внутри которой установлен пучок ТВЭЛов. Хвостовик обеспечивает установку и удержание ТВС в реакторе, а также определенный расход теплоносителя через ТВС.

ТВС зоны воспроизводства по конструктивному оформлению и внешним размерам идентична ТВС активной зоны и отличается от ТВС активной зоны количеством (37 шт.) и конструкцией ТВЭЛов.

ТВС активной зоны содержат 127 ТВЭЛов, расположенных по треугольной решётке с шагом 7.95 мм. Дистанционирование ТВЭЛов осуществляется с помощью проволоки, навиваемой на оболочку. Пристеночные ТВЭЛы дистанционируются лентой эллипсного сечения.

ТВС зоны воспроизводства содержит 37 ТВЭЛов. Наружный диаметр оболочки ТВЭЛов равен 14.2 мм, толщина - 0.4 мм. Оболочка выполнена в виде трехреберной трубки с диаметром по рёбрам 15.25 мм.

ТВЭЛ ы снаряжены топливными таблетками из диоксида урана, обогащенного ²³⁵U в центральной части, и таблетками из обедненного диоксида урана в торцевых частях.

ТВЭЛы зоны воспроизводства снаряжены таблетками из обедненного диоксида

урана.

Применение малораспухающих материалов для чехлов ТВС и оболочек ТВЭЛов, использование трех разновидностей обогащения топлива, совершенствование конструкции и технологии изготовления ТВЭЛов и ТВС позволило улучшить характеристики и надежную эксплуатацию ТВС в реакторе БН-600. В настоящее время выгорание топлива в ТВС достигло 11, 3% т.а., что является лучшим показателем в мире.

Кроме того проводятся дополнительные исследования сортов материалов ТВЭЛ, способных привести к увеличению выгорания до 17% т.а.

В качестве возможных конструкционных материалов оболочек ТВЭЛ рассматриваются:

для активной зоны со средним выгоранием 88 МВт сут/кг стали ЭК-164 и ЭП-450;
для активной зоны со средним выгоранием 106 МВт сут/кг усовершенствованные хромистые стали.

⇐ Предыдущая 7 8 9 10 111213 14 15 16 Следующая ⇒