Технология труб с двойной стенкой.

⇐ ПредыдущаяСтр 13 из 16Следующая ⇒

В нагреваемых натрием парогенераторах необходимо уменьшить потенциал реакции натрия с водой, для этого применяется технология труб теплопередачи с «двойной стенкой». Трубы теплопередачи состоят из внутренних и внешних труб. Обе трубы механически контактируют друг с другом при начальном давлении. Внешняя труба обтекается натрием, а через внутреннюю трубу проходит вода.

Такая технология не ухудшает характеристики теплопередачи и позволяет ограничить утечку воды в различном положении внешних и внутренних труб. Целостность труб проверяется ультразвуковыми испытаниями и методом вихревых токов. В качестве материала для труб используется высокопрочная сталь (12Cr).

Преимущества:

КПД ~ 42%
Повышенная сейсмостойкость.
большая электрическая мощность
снижение вероятности натриевых течей
новая концепция безопасности

Недостатки:

применение натриевого теплоносителя.
удвоение соединений труб технологии «двойной стенки».
негативный опыт эксплуатации в Японии БР на натриевом теплоносителе.

10 ЖИДКОСОЛЕВЫЕ РЕАКТОРЫ. ( MSR)

Одним из важнейших критериев оптимизации замкнутых ядерных топливных циклов являются количество тяжелых нуклидов в системе, минимизация которого позволяет облегчить решение задач по нераспространению делящихся материалов, радиационной безопасности и некоторых других.

В качестве эффективного реактора для трансмутации тяжелых нуклидов в последнее время рассматривается перспективные проекты реакторов жидко-солевого типа (ЖСР). ЖСР гомогенный тип реакторов, работающих на смеси расплавов фторидов Li, Be, Zr, U, Th. В мире было построено свыше 30 ЖСР, а их общее время эксплуатации составляет 149 реакторолет.

Жидкосолевые реакторы (MSR) – гомогенные реакторы, использующие топливо в виде расплавов неорганических соединений урана, тория и плутония, рассматриваются в качестве альтернативы твердотопливным реакторным системам, поскольку допускают регулирование топливного состава при работе реактора.

Существует большое число проектов реакторов такого типа и несколько построенных прототипов. Большинство текущих проектов используют топливо, растворенное в расплаве соли фтора, тетрафторид урана. Расплав достигает критического состояния протекая, по графитовой активной зоне, которая также выполняет функцию замедлителя.

Многие проекты разработаны так, что топливо распределяется в графитовой матрице, обеспечивая низкое давление и высокотемпературное охлаждение. По физическим свойствам расплавы солей гораздо эффективнее для теплопередачи, чем вода или жидкие металлы.

Принципиальными преимуществами топливного цикла с ЖСР является то, что 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.

При рабочих температурах расплава топливом-теплоносителем ( ТТН ) методом продувки инертные газы ксенон и криптон, а так же йод приводящие к отравлению реактора. Кроме того удаляются 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, что хорошо согласуется с базовыми принципами не распространения ядерного оружия.

Примечание:

Гомогенный реактор - реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную размножающую среду (однородную смесь). В данном типе реакторов топливо и замедлитель находятся или в растворе, либо в достаточно равномерной смеси, либо пространственно разделены, но так, что разница в потоках нейтронов любых энергий в них несущественна.

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.

Внутренняя ядерная безопасность обеспечивается хорошей способностью к саморегулированию мощности за счет высокого отрицательного температурного коэффициента реактивности и 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.

Преимущества:

высокий КПД
возможность работы с произвольным нуклеидным составом.
исключен выброс за пределы ядерного реактора большого количества высокорадиоактивных продуктов.
не существует проблемы надежности ТВЭЛов.
отсутствие в активной зоне конструкционных материалов – поглотителей нейтронов.
высокая радиационная безопасность, за счет высокого отрицательного температурного коэффициента реактивности.
остекловывание ЯТ в случае больших выбросов при аварии.

Недостатки:

сложность конструкции.
высокая стоимость (пока технологии и эксплуатация не отработаны).
уменьшенинное число барьеров на пути радиоактивных нуклидов (ТВС оболочка ТВЭЛа).
высокая коррозионную активность солевых расплавов на основе фторидов.
повышенные требования к культуре их эксплуатации.
Низкий коэффициент воспроизводства (КВ ~ 1, 06 для MSBR-1000) по сравнению с жидкометалическими реакторами с натриевым теплоносителем (КВ ~ 1, 6 для БН-600)

Перспективные проекты:

MSBR-1000 (Molthen-Salt Breeder Reactor) разрабатываемый в США реактор мощностью 1000 МВт, представляет из себя уран-ториевый реактор - размножитель на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и отражателем.

Экономическая эффективность примерно соответствует PWR реакторам. Реактор может работать как в режиме бридера, так и сжигателя.

Концепция реактора MSBR-1000 разрабатывается в рамках развития IV поколения реакторов. Ориентировочное начало развертывания проекта 2025 год.

10.1 Подкритические реакторы. ADS

После аварии на ЧАЭС серьезное внимание уделяется разработке методов производства энергии на РУ с повышенными свойствами безопасности работающих в подкритическом режиме, и предназначенные для уничтожения отходов ядерной энергетики, а также избытков накопленных ядерных материалов.

К таким установкам относятся так называемые электроядерные системы (Accelerator-Driven Systems – ADS) – подкритические системы с внешними источниками нейтронов. Назначение ADS - утилизация отработавшего топлива или оружейного плутония, уничтожение трансурановых элементов и некоторых продуктов деления, уменьшение количеств радиоактивных отходов перед их окончательным захоронением в геологических формациях.

Подкритические реакторы (бустеры) - реакторные установки с коэффициентом размножения нейтронов k < 1 меньше единицы, в которых импульс мощности инициируется начальным импульсом нейтронов от внешнего источника, размножение нейтронов в активной зоне гасится при затуханий цепной реакции деления после выключения источника.

В качестве внешнего излучателя в основном используют ускорители протонов, поток p при взаимодействии с мишенью порождает большое число нейтронов. К примеру, столкновение p с энергией 1 ГэВ со свинцовой нейтронообразующей мишенью, воспроизводил около 22 n c энергией порядка нескольких МэВ.

Выбор свинца обусловлен тем, что свинец – доступный и технологичный материал, который часто рассматривается в проектах нейтронообразующих мишеней. Для свинцовых мишеней имеется определенное количество экспериментальных данных, достаточное для верификации существенных аспектов расчетных моделей.

Величина нейтронного потока определяет скорости выгорания различных нуклидов, плотность мощности энерговыделения и ее пространственное распределение, требования к радиационной стойкости конструкционных материалов подкритического реактора.

Длительность нейтронного импульса в бустере больше длительности внешнего источника на величину порядка , где t — время жизни мгновенных нейтронов, k — эффективный коэффициент размножения.

Количество нейтронов, генерированное в импульсе в раз, превышает число нейтронов источника. В качестве внешнего источника используют фотонейтроны из мишеней импульсных сильноточных ускорителей электронов с энергией 30 - 100 МэВ (на 100 электронов в мишени рождается приблизительно 1 нейтрон). Однако, более эффективны протоны с энергией ~1 ГэВ. В бустерах удаётся получить наиб, короткие импульсы (~1 мкс), однако при более низкой мощности.

В США проектируется ADS c бланкетом на быстрых нейтронах, в котором расплавленный свинец-висмут сплав служит мишенным материалом, и одновременно выполняет роль теплоносителя.

В Японии предлагается конструкция бланекта на быстрых нейтронах с вольфрамовой мишенью и натриевым теплоносителем. Проект Rubbia c бланкетом на быстрых нейтронах, охлаждаемым свинцом-висмутом, с использованием топлива на основе ториевого цикла.

В России в ФЭИ (Физико-энергетический институт) разработана общая концепция ADS с двумя областями бланкета - внутренний бланкет с быстрым спектром нейтронов (F-бланкет) и внешний – с тепловым спектром нейтронов (T-бланкет). Стальная стенка F- бланкета из нержавеющей стали и внутренняя стенка T-бланкета создают отражатель быстрых нейтронов для F-бланкета и структурную компоненту (вместе с внутренним тяжеловодным отражателем), обеспечивающую одностороннюю нейтронную связь. Из-за присутствия быстро-нейтронной размножающей части бланкета, полная система может работать при низком уровне подкритичности (1-K) (коэффициент умножения K около 0.99) что приводит к низким значениям тока протонного пучка при условиях безопасности, соответствующих намного более высокой подкритичности основной, тепловой части бланкета ( K≈ 0.95 ). Предварительные оценки показали, что система высотой 0.8-1.0 м. и диаметром 1-1.5 м. с быстрой частью бланкета, имеющего массу тяжелых нуклидов 0.7-1.0 тонн (обогащение 20-30 %) и тепловая часть бланкета, имеющего массу тяжелых нуклидов около 2 тонн (обогащение 2-8 %) может использоваться для моделирования 2-секционных подкритических систем, питаемых внешними источниками. Внешний источник нейтронов - электронный ускоритель Микротрон.

Данная ADS с низкой мощностью ускорителя при хороших условиях безопасности отвечает требованиям подавления нежелательных реакций системы на эффекты реактивности.

ADS с быстрой и тепловой частями бланкета отвечают многим задачам обращения с радиоактивными отходами, включая использование Pu, его преобразование в ²³³U в Pu-Th топливном цикле, уничтожение основных опасных продуктов деления (как например ⁹⁹Tc, ¹²⁹I). Подкритические реакторы на основе топлива оксидов ²³²Th и ²³³U. При облучении топлива потоком нейтронов, полученных с помощью ускорителя деления ядер ²³²Th происходит: ²³²Th(n, γ ) → ²³³Th → (β ) ²³³Pa → (β ) ²³³U.

Используя топливо на основе ²³²Th и ²³³U становится возможным подержание постоянным количество делящегося ²³³U. При соотношении 88% ²³²Th и 22% ²³³U состав длительное время может поддерживать количество ²³³U в активной зоне реактора постоянным.

Предполагается создание пилотной ADS установки с током ускорителя 1-5 мА, тепловой мощностью бланкета 50 – 100 МВт.

Чрезвычайно важная особенность подкритического реактора неспособность самостоятельно поддерживать цепную реакцию реактора. Авария типа Чернобыльской, произойти с АЭС на подкритическом реакторе не может. Не менее важно, что в реакторе на ториевом топливе практически не образуется плутония, тем самым это хорошо соответствует режиму нераспространения ядерного оружия.

Преимущества:

· безопасность эксплуатации.

· возможность эффективного выжигания трансурановых элементов

· высокий КПД

· работа на уран - ториевом цикле.

Недостатки:

· увеличение роли человеческого фактора в управлении реактором.

· отсутствие промышленно эксплуатированной РУ.

· серьезная конкуренция для других технологий РУ.

Подкритический ЖСР.

Перспективным направлением разработки подкритических реакторов, является жидкосовлевые гомогенные реакторы, так как для них существенно продувка активной зоны с выведением продуктов распада отравляющих реактор, что в итоге влияет на баланс делящегося вещества.

Управление таким реактором осуществляется с помощью ускорителя протонов, генерирующего нейтроны в мишени-конверторе, находящейся в АЗ. Были просчитаны варианты с мишенью-конвертором из естественного урана, тория, свинца. Такое уменьшение энергии протона упрощает систему генерации нейтронов (мишени-конвертора), пробег протонов уменьшается с 50 до 1...8 см.

Жидкосолевой энергетический реактор с под критической активной зоной способен работать в режиме переменной мощности, отвечает требованиям безопасности от неконтролируемого возрастания мощности, его топливный цикл ориентирован на актиноиды из ОЯТ АЭС, оружейный и энергетический плутоний. Этот топливный цикл логично вписывается в топливный цикл атомной энергетики, основу которого составляют энергетические реакторы на тепловых нейтронах и обеспечивает гарантии нераспространения ядерных материалов.

Важно отметить, что ²³⁸U имеет делимость до 20% на быстрых нейтронах (0.1 МэВ и выше) и более 50% под действием частиц с энергией до 1 ГэВ.

Простым увеличением энергии протонов на ≈ 50 МэВ жидкосолевой ЭЛЯР может перейти от режима выжигания к равновесной технологии, где подпитка топливом осуществляется обедненным или естественным ураном или торием.

Топливо	69% Li – 28 % BeF₂- 3% PuF₃
Энергия p	> 250 МэВ
Мишень – конвертер	Pb
Активная зона	4× 4× 6 м.
Критичность	0.98
Производительность по трансмутации Pu	350 кг/год.

Таб. 28 Характеристики жидкосолевого электроядерного реактора.

⇐ Предыдущая 7 8 9 10 11 121314 15 16 Следующая ⇒