БРЕСТ: быстрый реактор со свинцовым теплоносителем

Атомная энергетика - единственный реальный способ остановить рост добычи и сжигания углеводородного топлива и обеспечить основную долю прироста производства электроэнергии.

Однако такая крупномасштабная ядерная энергетика окажется социально приемлемой только в том случае, если будет удовлетворять требованиям высокой безопасности и экономической конкурентоспособности. При этом она потребует создания новой ядерной технологии на основе быстрого реактора (БР) и его замкнутого топливного цикла.

Новая ядерная технология должна обеспечить:

снятие ограничений по топливным ресурсам за счет на порядки более эффективного использования природного урана, чем в тепловых реакторах (0,7%);
исключение аварий с неконтролируемым ростом мощности, потерей охлаждения, пожарами и взрывами с разрушением топлива и недопустимыми радиоактивными выбросами, опасными для жизни и ведущими к эвакуации населения и отчуждению территории, – в основном за счет природных закономерностей, свойств и качеств естественной безопасности, присущих БР и его компонентам;
повышение технологических и физических барьеров на пути распространения ядерного оружия вследствие исключения наработки в реакторе плутония оружейного качества, пристанционного размещения производств по регенерации облученного ядерного топлива и изготовления из регенерата свежего топлива с высокой радиоактивностью, затрудняющей его кражи;
экологически безопасное замыкание топливного цикла за счет сжигания и трансмутации в реакторе долгоживущих радионуклидов и окончательного захоронения радиоактивных отходов после их выдержки без нарушения природного уровня радиоактивности Земли;
экономическую конкурентоспособность по сравнению с альтернативными источниками энергии.

Всем этим требованиям полностью отвечает разрабатываемая в ОАО «НИКИЭТ» ядерная технология, реализующая концепцию быстрого реактора со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ) с нитридным топливом и специфическим пристанционным замкнутым топливным циклом.

Преимущества технологии естественной безопасности

Избыток нейтронов деления в БРЕСТ, как и в любом БР, позволяет конвертировать ²³⁸U в ²³⁹Pu с коэффициентом воспроизводства КВ>1. Поскольку содержание изотопа ²³⁸U в природном уране составляет более 99%, его использование более чем в 100 раз увеличивает эффективность использования урана. Это делает экономически доступной разработку относительно бедных урановых руд и обеспечивает практически безграничное расширение ресурсной базы атомной энергетики даже без учета запасов²³²Th.

{banner_rca-news-1-1}

Использование в БРЕСТ высококипящего (~2000 К), радиационно стойкого, слабо активируемого свинцового теплоносителя, инертного при контакте с водой и воздухом, не требует высокого давления в контуре и исключает аварии с пожарами и взрывами.

Сочетание свойств тяжелого свинцового теплоносителя и плотного теплопроводного нитридного топлива создает условия для достижения полного воспроизводства делящихся нуклидов в активной зоне и стабилизации размножающих свойств реактора, что позволяет работать при малом и стабильном запасе реактивности, исключить аварии с неконтролируемым ростом мощности, разрушением топлива и выбросом радиоактивности. Малое замедление нейтронов теплоносителем дает возможность увеличить шаг твэлов в ТВС, увеличив при этом проходное сечение теплоносителя и уровень мощности, отводимой от активной зоны естественной циркуляцией свинца без ухудшения физических характеристик реактора. А неограниченный по времени пассивный отвод тепла от свинца естественной циркуляцией воздуха исключает аварии с перегревом свинцового контура при расхолаживании.

Таким образом, только за счет природных закономерностей протекания цепной реакции в БР, свойств и качеств основных компонентов БРЕСТ (свинца и топлива), а также технических решений, способствующих их реализации, естественным образом исключены два класса наиболее тяжелых аварий – с неконтролируемым ростом мощности и потерей отвода тепла. В этом и заключается суть естественной безопасности данного реактора.

Такой подход к обеспечению безопасности не исключает обычных аварий, связанных с отказом систем и оборудования или ошибками персонала. Но эти аварии не связаны с недопустимыми выбросами радиоактивности, их последствия ограничены эшелонированной защитой и системами безопасности. Они влекут за собой только экономические потери, которые могут быть учтены соответствующими страховыми отчислениями.

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.

{banner_rca-news-1-2}

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.

{banner_rca-news-1-3}

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.

Замкнутый топливный цикл

Целью проекта БРЕСТ-ОД-300 является демонстрация не только высоких физических и эксплуатационных характеристик, свойств естественной безопасности реактора данного типа, но и возможности его работы в замкнутом цикле в равновесном топливным режиме. Экологически безопасное замыкание топливного цикла достигается использованием специфических технологий регенерации и рефабрикации топлива, подразумевающих только относительно грубую очистку ОЯТ от продуктов деления, добавление к очищенной топливной смеси (U-Pu-МА) обедненного урана, нитрирование и изготовление нового топлива. В результате долгоживущие МА в составе регенерированного топлива возвращаются в активную зону для сжигания, а выделенные продукты деления (РАО) направляются на длительную контролируемую выдержку перед их окончательной изоляцией. Допускается также подмешивание к регенерату сторонних МА из ОЯТ тепловых реакторов. При добавлении 241Am в количестве 3-5% от массы загружаемого топлива за каждую кампанию будет выжигаться до 30% этого радионуклида.

Равновесный топливный режим подразумевает работу реактора с полным воспроизводством делящихся нуклидов в активной зоне (КВА≈1) и регенерацией топлива в производствах внешней части замкнутого топливного цикла. При этом массы и изотопные составы Pu и MА в загружаемом (свежем) и выгружаемом (отработавшем) топливе практически совпадают, в конечном счете, выгорает лишь ²³⁸U, масса которого восполняется при изготовлении нового топлива.

Равновесный топливный режим также подразумевает стабильность реактивности при выгорании топлива в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов (β_эфф) в интервале времени между очередными перегрузками (в течение цикла) с учетом всех процессов, сопровождающих работу реактора.

После выгрузки из активной зоны ТВС с отработавшим топливом размещаются во внутриреакторном хранилище, где расхолаживаются в течение одного годового цикла и затем направляются на переработку. Длительность переработки ОЯТ и изготовления новых ТВС также равна длительности цикла. Таким образом, уже к началу четвертого цикла (через три года) в активную зону загружаются ТВС из собственного регенерированного топлива, которое было выгружено после облучения в течение первого цикла. Расчеты показывают, что уже к началу восьмого цикла реактор, загруженный только регенератом собственного облученного топлива с добавкой отвального урана, начинает работать в равновесном топливном режиме.

Количество циркулирующего в цикле топлива в значительной мере определяется длительностью внешней (внереакторной) части замкнутого топливного цикла. Для уменьшения времени и средств, связанных с расхолаживанием ОЯТ, транспортировкой ОЯТ и регенерированного топлива, а также для обеспечения повышенных мер безаварийности, радиационной безопасности и режима нераспространения рассматривается пристанционный топливный цикл. На площадке АЭС вместе с реакторной установкой, машинным залом и всеми станционными сооружениями размещаются производства для переработки ОЯТ и изготовления из полученного регенерата новых ТВС. Здесь же расположено специальное хранилище для длительной (в течение 150-200 лет) контролируемой выдержки РАО, после чего они будут заключены в устойчивые минералоподобные матрицы и захоронены без нарушения долговременного природного радиационного баланса Земли (рис. 4).

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

Экономическая целесообразность

Ожидаемая экономическая конкурентоспособность реакторной установки типа БРЕСТ обеспечивается, прежде всего, за счет упрощения конструкции реактора и систем безопасности АЭС, высокой эффективности использования ядерного топлива и производимого тепла. Высокая теплоемкость свинцового контура и большой температурный запас до кипения теплоносителя (>1200°C) исключают паровой взрыв и позволяют разместить свинцовый контур вместе со всем оборудованием в облицованных сталью полостях бетонного корпуса, рассчитанного с запасом лишь на статическое давление в контуре. Это дает возможность значительно снизить стоимость строительства, в том числе и за счет отказа от создания дополнительного барьера безопасности – контайнмента. Пристанционное размещение внереакторной части замкнутого топливного цикла также может оказаться экономически целесообразным за счет уменьшения времени расхолаживания ОЯТ перед транспортировкой, снижения времени и затрат на транспортировку свежего топлива и ОЯТ, что в итоге ведет к снижению количества циркулирующего в цикле топлива – одной из основных составляющих стоимости топливного цикла и производства электроэнергии.

Высокие удельные капитальные затраты на строительство современных АЭС – это, прежде всего, цена их безопасности. Исключение в реакторной установке БРЕСТ опасных для населения и окружающей среды аварий не за счет создания дорогостоящих инженерных средств и систем защиты, а благодаря сочетанию внутренне присущих реактору свойств безопасности позволит гармонизировать проблему безопасности с экономичностью.