Россия и США совместно разрабатывают проект атомной электростанции будущего. По мнению разработчиков, она значительно превзойдёт все прежние системы и по безопасности, и по экономичности, и по многим другим параметрам. Несмотря на рост использования солнечных батарей, энергии ветра и волн, прочих альтернатив, от «классической» энергетики нам в ближайшие десятилетия не уйти. А здесь, пожалуй, наиболее экологичной является, как ни странно, энергетика атомная.

Экологи постоянно говорят о том, что тепловые станции отравляют атмосферу миллионами тонн ядов и парниковых газов. Гидроэлектростанции, а точнее сопутствующие водохранилища, необратимо меняют природу на многие десятки километров вокруг, затрагивают среду обитания тысяч видов, оказывают огромное давление на земную кору.

Новая схема АЭС устраняет из её конструкции множество прежних систем. С американской стороны главным участником проекта является компания General Atomics, а с российской - Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова в Нижнем Новгороде, подчиняющееся Федеральному агентству по атомной энергии РФ.

А поскольку в новом типе АЭС специалисты видят будущее атомной энергетики - познакомимся поближе, как же она будет работать.

Называется эта система Gas Turbine - Modular Helium Reactor (GT-MHR), а по-русски - «Газовая турбина - модульный гелиевый реактор» - ГТ-МГР. В создании принципиально новой АЭС принимает участие большое количество американских и российских институтов и организаций, а также - компании из Франции и Японии.

Новизна проекта заключается в двух основных постулатах.Ядерный реактор с охлаждением газообразным гелием и с внутренне присущей безопасностью (то есть - чем сильнее нагрев - тем слабее реакция) и кратчайшее преобразование энергии горячего гелия в электричество с помощью газовой турбины так называемого замкнутого цикла Брайтона. Поскольку капсулы активного вещества закапываются в землю, то отпадает необходимость в использовании дополнительного оборудования (насосов, турбин, поверхностных труб), что упрощает устройство станции и снижает затраты на ее строительство и обслуживание.

Всё капсулировано. При этом даже отказ системы управления не ведёт к расплавлению топлива. Всё автоматически затухает и медленно остывает за счёт рассеивания тепла в грунт, окружающий станцию.

Топливо для станции - это оксид и карбид урана или оксид плутония, выполненные в виде шариков диаметром всего 0,2 миллиметра и покрытые несколькими слоями различной термостойкой керамики. Высокореактивные металлы «насыпаются» в стержни, те формируют сборку и так далее. Физические (масса конструкции, условия протекания реакции) и геометрические параметры реактора таковы (сравнительно низкая плотность энергии, например), что при любом развитии событий, даже полной потере теплоносителя, эти шарики не расплавятся.

Вся активная зона выполнена из графита - никаких металлоконструкций тут нет вообще, а жаропрочный сплав применён лишь в самом внешнем корпусе - капсуле. Так что даже если весь персонал станции по каким-либо причинам не сможет приступить к обслуживанию оборудования, температура в сердце АЭС подскочит максимум до 1600 градусов по Цельсию, но активная зона при этом не расплавится. Реактор же сам начнёт охлаждаться, отдавая тепло в окружающий грунт.

В основе работы станции, как уже упоминалось выше, лежит газовая турбина - модульный гелиевый реактор. ГТ-МГР представляет собой графито-газовый реактор, собранный в двух модулях: блока высокотемпературного реактора и блока преобразования энергии (БПЭ). В первом содержится активная зона и система управления и защиты реактора (СУЗ), а в состав второго входят: газовая турбина с генератором, рекуператор, холодильники. Преобразование энергии - замкнутый одноконтурный цикл Брайтона.

Оба модуля реакторной установки располагаются в вертикальных железобетонных шахтах, находящихся ниже уровня земли. Основными преимуществами использования данного устройства выступают его высокий коэффициент полезного действия и невозможность разрушения активной зоны в случае аварии. Недостатком, который выделяют разработчики, на данный момент является невысокая мощность. Для замены одного блока ВВЭР-1000 требуется четыре блока ГТ-МГР. Данный недостаток вызван, с одной стороны, применением газового теплоносителя, обладающего небольшой теплоёмкостью по сравнению с водой или натрием, и, с другой стороны, низкой энергонапряжённостью активной зоны как результата выполнения повышенных требований к безопасности реактора. Но эта незначительная, на первый взгляд, особенность ставит под сомнение доводы об упрощении конструкции АЭС с ГТ-МГР.

Рис. 4.1.1. Самоглушение реактора при вводе положительной реактивности

Рис. 4.1.2. Самоглушение реактора при полной потере циркуляции теплоносителя

Рис. 4.1.3. Температура топлива и корпуса реактора при разгерметизации первого контура

Перечисленные особенности ВТГР обеспечивают низкий уровень повреждения активной зоны (микротвэлов) при всех возможных авариях, включая запроектные, и, как следствие, низкий уровень их радиационных последствий при минимуме систем и оборудования для локализации выбросов радионуклидов, что улучшает технико- экономические показатели. Все это позволяет рассматривать возможность размещения таких энергоисточников в непосредственной близости от жилых массивов и предприятий, что важно с точки зрения снижения потерь при транспортировании тепловой энергии, особенно с высокой температурой.

4.2. Радиационная безопасность высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов

Реакторы ВТГР с твэлами на основе микротоплива (МТ) и графита обладают рядом преимуществ по радиационной безопасности перед другими типами реакторов. Знание миграционных характеристик продуктов деления (ПД) через покрытия микроэлементов позволяет осуществлять достаточно точный количественный анализ их утечки из твэлов в течение всей кампании установки. Использование большого числа микроэлементов (10 6-10 8 шт.) при наличии контроля их качества исключает резкое возрастание доли МТ с нарушением покрытий и утечку продуктов деления. Отсутствие металлов в активной зоне сводит к минимуму долю активируемых примесей.

Утечка продуктов деления из керамических твэлов определяется технологией изготовления и, как показывает опыт действующих реакторов, лежит на уровне, удовлетворяющем требованиям безопасности.

Количество продуктов деления (i-нуклеида) n i, находящихся в теплоносителе, определяется соотношением (для продуктов деления, у которых 1/λi

Dni/dt = BiFi- (λi+k i)ni,

Где В i - скорость образования исследуемого изотопа; F i - относительная утечка продуктов деления i-нуклеида в первый контур (утечка продуктов деления из твэлов); λi - постоянная распада; r - кампания твэла; ki - доля выводимых из теплоносителя атомов

За счет различных процессов, среди которых утечка продуктов деления вместе с теплоносителем (вследствие негерметичности контура), высаживание продуктов деления на поверхности первого контура, выведение продуктов деления системой очистки теплоносителя, выгорание под действием нейтронов.

Источниками утечки продуктов деления из твэлов реакторов ВТГР являются неповрежденные частицы, не имеющие загрязнений, микрочастицы, имеющие поврежденные дефектные покрытия (повреждения могут быть технологического или радиационного происхождения), и загрязнение топливом покрытий микрочастиц, матрицы и внешней поверхности твэлов.

В общем виде относительная утечка продуктов деления из твэлов может быть представлена так:

Где ε - доля частиц, имеющих дефектные покрытия; l1, l 2 - доля топлива в виде загрязнения покрытий микроэлементов и матрицы сердечника. Показано, что доля топлива в покрытии частиц может составлять менее 10-6 общего содержания топлива в твэлах и, видимо, в дальнейшем при отработках технологии может быть снижена; f k - относительная утечка из неповрежденных микротвэлов. Экспериментальными работами показано, что относительная утечка из неповрежденных микротвэлов, имеющих покрытие из РуС и SiC, для всех продуктов деления может быть принята равной 0; f"k- относительная утечка из частиц с поврежденным покрытием; ее значение существенным образом зависит от характера повреждения покрытия, и его определение представляет сложную задачу; f c,f L,f"c, f"L",- относительные утечки из сердечников и покрытия твэлов при отсутствии и наличии в них загрязнения соответственно.

Опыт отработки технологии изготовления и контроля качества твэлов показывает, что относительная утечка продуктов деления из твэлов в основном определяется долей частиц с поврежденными покрытиями и характером повреждения. В настоящее время отсутствуют данные, позволяющие численно оценить влияние качества покрытий на утечку. Поэтому в инженерных расчетах вводятся

Эквивалентные значения количества частиц ε1",ε1", имеющих полностью поврежденные покрытия из РуС (для характеристики утечки газообразных продуктов деления и галогенов) и из SiC (для характеристики утечки металлических продуктов деления), при которых интегральная утечка отдельных нуклеидов равна наблюдаемой в эксперименте. Как правило, эквивалентность повреждения вводится через равновесную относительную утечку по изотопу 133 Хе. Твэлы реакторов ВТГР должны удовлетворять требованию

Утечка инертных газов и иода. Активность гелия первого контура в значительной мере определяется активностью газообразных продуктов деления (г.п.д.) При рабочей температуре твэлов реактора ВТГР (t < 1600 °С) относительная утечка г.п.д., а также I и Те может быть представлена в виде

Где Е133 Хе- равновесная относительная утечка 133 Хе; Р - коэффициент, характеризующий увеличение утечки Кг по сравнению с Хе (в первом приближении Р ~ 4).

В табл. 4.2.1 приведены значения относительной утечки г.п.д. для реактора мощностью 1000 МВт в предположении, что эквивалентная доля поврежденных частиц по 133 Хе /F133 Хе = 10-5.

Общая активность изотопов I и Те, характеризующих утечку из твэлов, лежит на уровне активности Хе. Однако при оценке активности гелия по иоду требуется учитывать осаждение I и Те на поверхностях контура. По различным оценкам, коэффициент осаждения указанных изотопов может лежать в пределах 10-3-10~4. Незнание данных по выходу, осаждению и транспорту продуктов деления на поверхностях оборудования первого контура может существенно осложнить ремонтные работы.

Утечка металлических продуктов деления Cs, Sr, Ag. При определении утечки Cs, Sr существенное значение имеет учет утечки их предшественников: 90 Kr, 137 Хе, а также влияния удержания Cs, Sr матричными материалами.Известно, что Cs, Sr эффективно

Поглощаются графитом, используемым в реакторах. Сильно поглощается графитом при температуре до 1000-1050 °С также серебро. Указанные изотопы, как и изотопы I, эффективно осаждаются на поверхностях первого контура. Однако в настоящее время остается много неясностей в поведении указанных изотопов в твэлах и в реакторе в целом.

Таблица 4.2.1

Активность контура при мощности установки 1000 МВт (без учета влияния утечки гелия и работы системы очистки)

Нуклеид

Выход на деление, %

F∙10 5 А, Ки

Криптон 83m 114 мин 0,54 0,49 22,5

85 4,48 ч 1,3 0,75 82,5

85* 10,76 года 0,27 100 -

87 76,4 мин 2,53 0,4 85

88 2,77 ч 3,56 0,59 177

89 190 с 4,6 0,083 32

90 33 с 5,0 0,034 14,3

91 9,8 с 3,5 0,019 5,5

 ΣAKr - - - ~420

Ксенон 133m 2,2 дня 0,16 0,65 8,7

133 5,27 дня 6,69 1 550

135m 15,6 мин 0,93 4,5∙10-2 3,6

135 9,16 ч 6,43 0,27 145

137 3,8 мин 6,18 2,2∙10-2 11

138 14,1 мин 6,6 0,042 23

139 39,68 с 5,4 9,3∙10-3 4,2

140 14 с 3,5 5,5∙10-3 1,6

 ΣАХе - - - ~ 750

 ΣАKr+Хе ~120

* Для расчета активности 85 Kr требуется учитывать работу системы очистки и негерметичность контура.

В табл. 4.2.2 приведены возможные значения активности утечки ряда радиоактивных продуктов деления при нормальной работе установки мощностью 600 МВт(эл.), иллюстрирующие радиацион-

Ную безопасность ВТГР. Оценка проводилась в предположении, что эффективная доля разрушенных частиц составляет ~10-4, скорость утечки гелия из контура ~0,2% в сутки; эффективность очистки вентиляционной системы - 10.

Таблица 4.2.2

Активность утечки продуктов деления при нормальных условиях работы установки

Продукт деления

Полная активность, 10 7 Ки

Утечка в теплоносителе

Активность контура, Ки

Утечка из корпуса, мКи/сут

Утечка в атмосферу, мКи/сут

I, Те 3,7 3∙10 3 Ки 3 6 0,6

90 Sr 0,24 24 Ки/год 0,5 1 0,1

Инертные газы

25 - 2,4∙10 4 1,2∙10 4 2,4∙10 4

Аварийные ситуации. Аварийные ситуации являются определяющими при анализе радиационной безопасности установок ВТГР. При аварии с потерей давления наиболее важно знать коэффициенты десорбции изотопов I, Sr, Cs с поверхностей оборудования первого контура, которые накапливаются (Sr, Cs) на оборудовании в течение всей кампании реактора. При авариях, приводящих к перегреву твэлов, необходимо сокращать продолжительность перегрева, поскольку экспериментальные исследования показывают устойчивость микроэлементов к кратковременным перегревам вплоть до температуры 2000-2100 °С. Кроме того, большое число микроэлементов в различных условиях их работы гарантировано от одновременного перегрева и разрушения значительной их доли.

Попадание в контур воды может ускорить коррозию графита (С+2Н 2<->СН 4). Однако надежные контроль примесей и работа системы очистки позволяют считать, что будет обеспечена безопасность работы установок.

Защитные барьеры по удержанию продуктов деления в ВТГР следующие: топливный керн, покрытия топливного керна, графитовая матрица топливных элементов, силовые корпуса первого контура, железобетонная защитная оболочка.

Глава 5. ОСНОВНЫЕ ПРОЕКТЫ ВТГР, РАЗРАБАТЫВАЕМЫЕ В РОССИИ

5.1. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор ВГР-50 энергохимической установки АБТУ-Ц-50

В 1974 году в России была разработана опытно-промышленная энергохимическая установка АБТУ-Ц-50 с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором ВГР-50 (рис. 5.1.1).

Рис. 5.1.1. Схема энергохимической установки с реактором ВГР-50: 1 - парогенератор; 2 - газодувка; 3 - коаксиальный трубопровод; 4 - загрузочная емкость; 5 - реактор ВГР-50; 6 - механизм разгрузки облучателя; 7 - облучатель; 8 - механизм раздачи; 9 - емкость поврежденных твэлов; 10 - механизм разделения; 11 - механизм отбраковки и нагнетания; 12 - раздающее устройство

Эта установка позволяет получать электроэнергию, а также использовать ядерный реактор как источник излучения для радиационно-химических и энерготехнологических процессов.

Для промышленных установок (например, в химической, металлургической и других отраслях хозяйства) решающее значение имеет безостановочная работа реактора в течение всего технологического

Цикла производства. Этому условию в большей мере отвечает реактор с непрерывной перегрузкой топлива при работе на мощности. ВГР-50 проектировался в качестве первого опытно-промышленного реактора с непрерывным движением топлива в активной зоне.

При разработке в конструкцию реактора были заложены следующие принципиальные положения: использование в активной зоне свободной засыпки шаровых твэлов; осуществление принципа непрерывного прохождения твэлами активной зоны при работе реактора на мощности; использование в качестве замедлителя графита, слабо поглощающего нейтроны; использование в качестве теплоносителя гелия; обеспечение высокой степени безопасности за счет отрицательного температурного коэффициента реактивности в сочетании с большой теплоемкостью активной зоны; компенсация реактивности шаровыми поглощающими элементами (пэлами), количество которых в активной зоне в течение кампании может меняться; расположение стержней системы управления и защиты (СУЗ) в боковом отражателе и стержней, непосредственно вводимых в засыпку шаровых элементов; использование существующей технологии изготовления металлических корпусов высокого давления и применение для изготовления материалов, освоенных промышленностью и хорошо зарекомендовавших себя при эксплуатации в ядерных реакторах; обеспечение возможности сборки и демонтажа внутрикорпусных устройств реактора.

Реактор ВГР-50 (рис. 5.1.2) состоит из следующих основных элементов: прочноплотного корпуса высокого давления с крышкой, на которой размещены электромагнитные приводы СУЗ, загрузочных устройств.

Внутри корпуса размещены активная зона, образованная шаровой засыпкой твэлов и пэлов, стержни СУЗ, корзина с графитовой кладкой, верхний графитовый отражатель, верхняя радиационная защита, разделяющее устройство и сборки внутриреакторного контроля (ВРК). Системы СУЗ и ВРК обеспечивают нормальную эксплуатацию реактора и получение оперативной информации для управления, аварийной сигнализации и защиты. В реакторе предусмотрен ряд независимых систем воздействия на реактивность: система стержней СУЗ, система изменения количества пэлов в активной зоне в процессе кампании, система выгрузки твэлов из активной зоны.

Рис. 5.1.2. Реактор ВГР-50: I - привод погружного компенсирующего стержня (ПКС); 2 - привод стержней АР и АЗ; 3 - верхняя защита; 4 - крышка корпуса; 5 - верхний отражатель; 6 - стержень ПКС; 7 - стержень АР и АЗ; 8 - активная зона; 9 - корзина; 10 - корпус реактора; II - газосборник; 12 - нижний отражатель; 13 - патрубок выхода твэлов и пэлов; 14 - опора корпуса; 15 - раздающее устройство; 16 - патрубок вход-выход теплоносителя; 17 - канал выгрузки пэлов и твэлов из активной зоны; 18 - боковой отражатель; 19 - сборка внутриреакторного контроля; 20 - патрубок входа шаров

Система управления и защиты ВГР-50 обеспечивает быстрое прекращение ядерной реакции в активной зоне, автоматическое поддержание мощности реактора на заданном уровне, перевод реактора с одного уровня мощности на другой.

В системе СУЗ реактора применены электромагнитные приводы, посредством которых производится возвратно-поступательное перемещение поглощающих стержней в каналах (24 шт.) и введение

Погружных компенсирующих стержней (4 шт.) в шаровую засыпку активной зоны.

Система изменения количества пэлов в активной зоне (СИКП) обеспечивает компенсацию медленных изменений реактивности в процессе кампании реактора. СИКП включает в себя емкость для поглощающих элементов, шаропроводы с соответствующей запорной арматурой и устройства для обнаружения и вывода пэлов.

Система ВРК позволяет в процессе эксплуатации измерять температуру и перепады давления на отдельных участках тракта циркуляции теплоносителя в реакторе, а также потоки нейтронов по высоте и радиусу активной зоны. В качестве детекторов в сборках ВРК используются термоэлектрические термометры, пневмометрические трубки и детекторы прямого заряда, которые позволяют следить за состоянием реактора и за контуром циркуляции шаровых элементов установки.

Прочноплотный корпус реактора ВГР-50 выполнен сварным из цельнокованых обечаек и эллиптического днища. В верхней части корпус имеет патрубки для загрузки твэлов и пэлов в активную зону, в нижней части - четыре патрубка для подвода и отвода гелиевого теплоносителя и четыре патрубка на днище корпуса для выгрузки из реактора твэлов и пэлов. Максимальный наружный диаметр корпуса - 4580 мм, высота корпуса - 10 800 мм. Сферическая крышка соединяется с помощью шпилек с корпусом реактора. На крышке корпуса реактора расположены патрубки с фланцевыми разъемами для установки приводов стержней СУЗ, загрузочных устройств и сборок ВРК.

Фланцевый разъем между крышкой и корпусом уплотняется торовым уплотнением, выполненным из коррозионно-стойкой стали с медной прокладкой. Торовое уплотнение приваривается к корпусу и крышке реактора при монтаже. Между прокладкой и торовым уплотнением предусмотрена специальная полость, позволяющая проводить контроль монтажных швов торового уплотнения на гелиевую плотность и при необходимости получать информацию о работе прокладки при эксплуатации. Корпус и крышка реактора выполнены из низколегированной хромомолибденовой стали перлитного класса, удовлетворяющей условиям долговременной теплоустойчивости и длительной прочности в условиях нейтронного облучения. Выбранная сталь используется для изготовления

Корпусов водо-водяных реакторов и хорошо зарекомендовала себя в условиях эксплуатации. При изготовлении корпуса и крышки ВГР-50 предполагалось практически полностью применять технологию изготовления корпусов водо-водяных реакторов.

Внутри корпуса расположены верхняя радиационная защита, верхний графитовый отражатель, корзина с графитовой кладкой и активной зоной, опорная обечайка и раздающее устройство. Для проведения ремонта и контроля внутренней поверхности корпуса, внутрикорпусных конструкций и сборки ВРК верхняя защита, верхний торцевой отражатель и корзина с графитовой кладкой выполнены выемными.

Верхняя радиационная защита состоит из цилиндрической обечайки с засыпкой из поглощающего материала. К нижней плите радиационной защиты при помощи металлических тяг подвешены графитовые блоки верхнего торцевого отражателя. Корзина реактора представляет собой цилиндрическую обечайку, внутри которой на нижней плите установлена графитовая кладка, состоящая из бокового и нижнего отражателей. Боковой и нижний отражатели образованы рядом колонн, сложенных из отдельных блоков реакторного графита. Колонны бокового отражателя связаны с обечайкой корзины с помощью штанг, расположенных в периферийных отверстиях графитовых блоков бокового отражателя. На внутренней поверхности бокового отражателя имеются выступы (пилоны), входящие в шаровую засыпку. В боковом отражателе расположены 24 канала под стержни СУЗ (в том числе 12 каналов в пилонах) и 12 каналов под сборки ВРК.

В нижнем торцевом отражателе имеются центральный канал для выгрузки твэлов и пэлов из активной зоны и коллектор горячего теплоносителя, в который теплоноситель из активной зоны и канала выгрузки поступает через специально выполненные щели в нижнем торцевом отражателе. Внутренняя поверхность нижнего отражателя представляет собой коническую поверхность с углами 45 и 60°. Конфигурация внутренней поверхности отражателя и диаметр канала выгрузки были определены на основании модельных экспериментов по шародинамике.

На днище реактора закреплено раздающее устройство, которое предназначено для распределения твэлов и пэлов, поступающих в него из канала выгрузки в четыре патрубка и далее в механизмы отбраковки и нагнетания установки. Конструкция раздающего ус-

Тройства обеспечивает выгрузку твэлов и пэлов из активной зоны при различных аварийных ситуациях, в том числе при попадании графитового блока в канал выгрузки.

Контур циркуляции теплоносителя в реакторе спроектирован таким образом, что температура металла корпуса, крышки и внутрикорпусных конструкций не превышает 350 °С, поэтому в качестве металла внутрикорпусных конструкций (верхней защиты, верхнего отражателя корзины, раздающего устройства) выбрана коррозионностойкая сталь, которая не охрупчивается под облучением, практически не снижает механических свойств до температуры 350 °С и может работать в реакторных условиях в течение 25-30 лет. Учитывая, что максимальная температура блоков графитовой кладки не превышает 850 °С, их изготавливают из реакторного графита, применяемого в настоящее время для блоков графитовой кладки реакторов РБМК.

Активная зона реактора ВГР-50 образована свободной засыпкой твэлов и пэлов и ограничена внутренними поверхностями бокового и нижнего отражателей и уровнем засыпки. Твэлы выполнены из микротвэлов в графитовой матрице, заключенной в графитовую оболочку сферической формы наружным диаметром 60 мм. В активной зоне выбрано сопутствующее движение твэлов и теплоносителя.

Циркуляция теплоносителя в реакторе (см. рис. 5.1.1) осуществляется центробежными газодувками. Охлажденный в парогенераторах теплоноситель, нагнетаемый газодувками, поступает в реактор по четырем патрубкам, расположенным в нижней части корпуса, и поднимается вверх по кольцевому зазору между корпусом и корзиной. Основная часть этого потока направляется непосредственно в активную зону, меньшая часть (~8%) поднимается вверх, охлаждает крышку реактора, верхнюю защиту и верхний отражатель, после чего направляется в активную зону. Часть теплоносителя, поступающего в реактор (~10%), направляется вниз в пространство между днищем корзины и днищем корпуса. Здесь часть опускаемого потока направляется в каналы стержней СУЗ, другая часть потока поступает в канал выгрузки для охлаждения твэлов. Потоки теплоносителя из активной зоны и из канала выгрузки поступают в коллектор горячего газа, из которого по четырем патрубкам отводятся из реактора в парогенераторы и далее в газодувки, замыкая таким образом контур циркуляции.

В результате разработки и выполнения нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов получены следующие основные характеристики реактора:

Тепловая мощность реактора, МВт 136

Теплоноситель Гелий

Давление в реакторе, МПа 4

Температура теплоносителя, °С:

На входе в реактор 296

На выходе из реактора 810

Расход теплоносителя через реактор, кг/с 51

Размеры активной зоны, м:

Диаметр 2,8

Высота 4,5

Удельная энергонапряженность активной зоны, кВт/л

Тип твэла и пэла Шаровой

Наружный диаметр твэла и поглощающего элемента, мм

Кампания одной загрузки, эф. сут 450

Среднее выгорание топлива, МВт«сут/т 100 000

Разработанная конструкция и полученные расчетные характеристики показывают перспективность применения таких реакторов. Конструирование реактора ВГР-50 позволило апробировать основные принципиальные решения и накопить опыт эксплуатации и проектирования для создания более мощных реакторов типа ВТГР.

5.2. Опытно-промышленная энерготехнологическая установка ВГ-400

Установка была предназначена для комплексного производства высокопотенциальной тепловой энергии (~950 °С) и электроэнергии и может быть применена для осуществления энергоемких процессов в ряде отраслей промышленности (химической, нефтехимической и др.). Прорабатывался также вариант использования высокотемпе-

Ратурного газоохлаждаемого реактора ВГ-400 для химико-технологического комбината по производству аммиака.

В установке применен промежуточный гелиевый контур, который предотвращает попадание радиоактивных продуктов деления в химический контур и загрязнение первого контура продуктами химических производств (рис. 5.2.1). Промежуточный контур повышает безопасность и надежность установки, а также обеспечивает ее универсальность в отношении применения различных технологических производств. В реакторе ВГ-400 предполагалось реализовать принцип однократного прохождения шаровыми твэлами активной зоны (ОПАЗ) за кампанию, что позволяет снизить температуру твэлов и осуществить их перегрузку при работе на мощности. В 1980-1981 годах велись работы по техническому проекту реактора ВГ-400 со следующими основными характеристиками:

Тепловая мощность, МВт 1000

Температура гелия, °С:

На выходе из активной зоны 950

На входе 350

Давление гелия, МПа 5

Размеры активной зоны D/H, м 6,4/4,8

Тип твэла Шаровой

Диаметр твэла, мм 60

Количество твэлов в активной зоне 8.10 5

Начальное обогащение топлива, % 6,5

Средняя глубина выгорания, МВт.сут/т 70 000

Кампания, эф. сут 320

Количество петель охлаждения 4

Материал корпуса

Предварительно-напряженный железобетон

Параметры пара:

Давление, МПа 17,5

Температура, °С 535

Рис. 5.2.1. Принципиальная схема установки ВГ-400: 1 - корпус реактора из ПНЖБ; 2 - парогенератор; 3 - высокотемпературный промежуточный теплообменник ВПТО-110; 4 - система загрузки; 5 - технологическое производство; 6 - паротурбинная установка с генератором; 7 - система аварийного расхолаживания; 8 - активная зона реактора; 9 - система выгрузки; 10 - байпасный клапан; 11 - главная циркуляционная газодувка с отсечным клапаном; 12 - предохранительное устройство первого контура

Проведены исследования по уточнению параметров топливной загрузки и конструкции активной зоны. Большое внимание уделялось исследованиям аварийных режимов работы, обоснованию работоспособности элементов активной зоны, обеспечению совместных режимов работы реактора и технологического агрегата производства аммиака (рис. 5.2.2).

Были проведены расчетные и экспериментальные исследования корпуса из предварительно-напряженного железобетона, теплоизоляции, изучались закономерности движения шаровых твэлов и

Определялись усилия введения стержней СУЗ в шаровую засыпку на моделях 1:10; 1:3; 1:1 (ячейка), а также отрабатывалась технология гелиевого теплоносителя и т.п.

Создание установки ВГ-400 должно было осуществить представительную проверку и отработку различного оборудования для промышленных установок энерготехнологического назначения.

Рис. 5.2.2. Схема барьеров безопасности: 1 - активная зона с шаровыми твэлами; 2 - корпус из ПНЖБ с двухстенной герметичной облицовкой; 3 - шаровой твэл с графитовой оболочкой; 4 - микротвэл с четырехслойным покрытием из РуС и SiC; 5 - герметичная противоаварийная оболочка

5.3. Реактор модульного типа ВГМ

При научном руководстве ИАЭ им. И.В. Курчатова в ОКБМ и ВНИИАМ были разработаны модульные ВТГР с шаровыми твэлами для энергетических и энерготехнологических установок для одновременного производства электроэнергии и тепловой энергии для энерготехнологических целей. Наиболее продвинутым проектом был модульный реактор ВГМ-200 тепловой мощностью 200 МВт для энерготехнологической установки. В проекте ВГМ был разработан ряд технических решений, отвечающих отечественным стандартам и условиям по изготовлению оборудования и систем.

Реактор ВГМ имеет цилиндрическую активную зону (без пилонов) с размещением в ней в виде свободной засыпки шаров твэлов, перемещающихся по принципу многократной циркуляции.

Ограничение удельной мощности активной зоны 3 МВт/м 3 при диаметре 3 м и высоте около 9 м обеспечивает непревышение в реакторе температуры топлива уровня 1600 °С без воздействия активных средств расхолаживания, в том числе при потере теплоносителя.

Реакторная установка имеет один основной контур охлаждения реактора и одну вспомогательную систему охлаждения (ВСО). Движение теплоносителя осуществляется в активной зоне сверху вниз.

Основной контур охлаждения включает в себя главную циркуляционную газодувку, высокотемпературный теплообменник и парогенератор. Было намечено поэтапное освоение установки:

На первом этапе при температуре 750 °С с выработкой перегретого пара;

На втором этапе при температуре до 950 °С с выработкой высокопотенциальной тепловой энергии в высокотемпературном теплообменнике и перегретого пара в парогенераторе.

Реактор установки ВГМ имеет две независимые системы воздействия на реактивность, основанные на различных принципах действия: стержневую систему, состоящую из 24 стержней (~3,4% Δk/k), и шаровую систему компенсации реактивности (ШСКР), состоящую из 22 расположенных в боковом отражателе каналов, с поглотителем в виде мелких (~6-10 мм) шариков (~10,8% Δk/k).

Стержневая система обеспечивает компенсацию быстрых эффектов реактивности. ШСКР служит для компенсации более медленных

Эффектов реактивности, таких, как полный температурный эффект и разотравление при расхолаживании установки.

Загрузка поглотителя в каналы ШСКР осуществляется под действием силы тяжести из специальных контейнеров. Выгрузка поглотителя из каналов и его подъем в контейнеры осуществляются пневматически.

Во всех аварийных ситуациях, в том числе и при разгерметизации контура, отвод остаточного тепловыделения от активной зоны осуществляется за счет системы поверхностного охлаждения (СПО), состоящей из трех независимых каналов, основанных на пассивном принципе работы.

Тепловая энергия через корпус реактора передается к водяному холодильнику, расположенному в шахте реактора.

Конструкция реактора ВГМ-200 показана на рис. 5.3.1.

Основные характеристики реактора ВГИ-200:

Тепловая мощность, МВт 200

Электрическая мощность, МВт 80

Температура и давление гелия, °С/МПа 750 (950)/7

Размеры активной зоны D/H, м 3/9,4

Топливные керны Двуокись урана

Форма твэла, наружный диаметр, м Шар, 60

Количество топливных элементов в активной зоне

Обогащение урана, % 8

Теплонапряженность, МВт.т/м 3 3,1

Расчетное выгорание, МВтсут/кг 80

Кампания, сут 950

Кратность циркуляции твэлов через а.з. 10-15

Технологическое производство

Электроэнергия + водород

Схема РУ Двухконтурная

Рис. 5.3.1. Реактор ВГМ-200: 1 - реактор; 2 - силовой корпус; 3 - промежуточный теплообменник; 4 - парогенератор; 5 - газодувка; 6 - система охлаждения; 7 - система циркуляции твэлов; 8 - система поглощающих шариков; 9 - система очистки гелия; 10 - сбросной клапан; 11 - система паровой турбины (преобразования энергии)

Глава 6. МОДУЛЬНЫЙ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ГЕЛИЕВЫЙ РЕАКТОР С ГАЗОВОЙ ТУРБИНОЙ ГТ-МГР

Одним из реакторов нового поколения, удовлетворяющих требованиям развивающейся широкомасштабной атомной энергетики, является модульный высокотемпературный гелиевый реактор с газовой турбиной (ГТ-МГР). Проект этого реактора в настоящее время разрабатывается совместно фирмами России (Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом», РНЦ «Курчатовский институт») и США (ORNL, GA).

Принципиальными особенностями ГТ-МГР являются:

Высокая эффективность производства электроэнергии (КПД ~50%);

Возможность использования высокотемпературной тепловой энергии для технологических производств;

Повышенная безопасность, обусловленная самозащищенностью и невозможностью плавления активной зоны при тяжелых авариях;

Эффективное использование ядерного топлива и возможность реализации различных вариантов топливного цикла (уран, плутоний, торий);

Пониженное тепловое и радиационное воздействие на окружающую среду.

Внедрение ГТ-МГР решает многие проблемы атомной энергетики и повышает конкурентоспособность атомных станций. Существенными достоинствами ГТ-МГР являются расширение использования атомной энергии в области промышленных высокотемпературных технологий и расширение круга стран - пользователей атомной энергетикой.

В 1997 году предприятиями Минатома России (ОКБМ, ВНИИНМ, НИИ НПО «Луч», СХК, ВНИПИЭТ), РНЦ «Курчатовский институт» и зарубежными партнерами разработан концептуальный проект ГТ-МГР. В процессе разработки проекта подтверждена еще одна важная особенность ГТ-МГР: техническая возможность и экономическая эффективность использования его для утилизации оружейного плутония.

Предварительные исследования, выполненные в России и США (GA) в течение 1993-1995 годов по использованию оружейного плу-

Тония в качестве топлива в ВТГР, показали уникальную способность этого типа реакторов в обеспечении глубокого (до 90%) выжигания первоначально загруженного плутония при его одноразовом облучении в реакторе.

В настоящее время накоплено большое количество оружейного и энергетического плутония. Накопленный плутоний потенциально опасен из-за возможности несанкционированного распространения для создания ядерного оружия.

Плутоний - это ценный энергетический продукт. Поэтому эффективным решением проблемы диспозиции плутония является его сжигание в энергетических реакторах, в частности, в ГТ-МГР.

Энергетическая установка ГТ-МГР состоит из связанных воедино двух блоков: модульного высокотемпературного реактора (МГР) и газотурбинного преобразователя энергии прямого цикла (ГТ) (рис. 6.1). В основе концепции МГР лежит использование активной зоны с графитовым замедлителем, топливом в виде компактов из микросфер с многослойными керамическими покрытиями и гелием в качестве теплоносителя. В активной зоне полностью отсутствуют металлоконструкции. Это позволяет иметь температуру гелия на выходе из реактора 850 °С и более, что обеспечивает высокую эффективность производства электроэнергии в прямом газотурбинном цикле, а также возможность использовать МГР как источник промышленной высокотемпературной тепловой энергии.

Активная зона МГР кольцевого типа состоит из 1020 гексагональных призматических топливных блоков, размещенных в 102 колоннах по 10 блоков в каждой по высоте.

Ежегодно перегружается 1/3 топливных блоков. Для обеспечения запаса реактивности и отрицательного температурного коэффициента в активной зоне применяются стерженьки выгорающего поглотителя (Er 2 O 3), размещенные в каналах топливных блоков. Активная зона имеет отрицательный температурный коэффициент реактивности при любых эксплуатационных температурах.

Pu-топливо в ГТ-МГР используется в виде частиц с многослойным покрытием (рис. 6.2). Окись плутония в виде кернов покрыта пористым буферным слоем графита, плотным слоем пирографита, затем слоем карбида кремния и еще одним слоем пирографита.

Рис. 6.1. Реакторный модуль ГТ-МГР: 1 - генератор; 2 - модуль рекуператора; 3 - турбокомпрессор; 4 - модуль промежуточного холодильника; 5 - модуль предварительного холодильника; 6 - сборка СУЗ; 7 - активная зона; 8 - система корпусов; 9 - система охлаждения остановленного реактора

Рис. 6.2. Компоненты твэлов ГТ-МГР с плутониевым топливом

Частицы перемешиваются с графитовой матрицей и формируются в цилиндрические топливные компакты в виде стерженька диаметром 12,5 мм, высотой 50,0 мм. Они, в свою очередь, загружаются в гексагональные призматические графитовые топливные блоки высотой 0,8 м и размером под ключ 0,36 м. Основные характеристики реактора ГТ-МГР:

Тепловая мощность, МВт 600

КПД производства электроэнергии, нетто, % 47,2

Температура теплоносителя (гелия), вход/выход, °С

Температура гелия на входе в компрессор, °С 26

Давление гелия на входе в реактор, МПа ~7,15

Расход теплоносителя первого контура, кг/с ~316

Диаметр активной зоны внутренний/наружный, м 2,96/4,84

Наружный диаметр радиального отражателя, м 7

Высота активной зоны, м 8

Количество поглощающих стержней 48

Количество каналов резервной системы останова (RSS).

Степень выжигания Pu-239, %90

Среднее выгорание, МВт.сут/т 650

Загружаемый плутоний, кг/год 250

Обогащение загружаемого плутония по Pu-239, %

Выгружаемый плутоний, кг/год 70

Обогащение выгружаемого плутония по Pu-239, %

Количество уничтожаемого оружейного плутония за 60 лет для одного блока, т

Материал корпуса реактора 10Х9МФБ

Материал корпуса СПЭ 15Х2НМФА

Материал соединительного корпуса 10Х9МФБ

Внутренний диаметр корпусов реактора и СПЭ, м

Высота корпуса реактора, м 26

Высота корпуса СПЭ, м 37,5

Проектное давление системы корпусов, МПа 8

Частота вращения турбомашины, об./мин 3000

Мощность на шинах генератора, МВт (эл) 290,45

Эффективность рекуператора 0,95

Материал рекуператора 08Х16Н11МЗ

Теплопередающая поверхность рекуператора, м 2 ~66 000

ГТ-МГР характеризуется повышенной безопасностью. Присущие ГТ-МГР свойства внутренней безопасности исключают плавление активной зоны в случае тяжелых аварий реактивностного типа и при потере теплоносителя. Свойства безопасности и конструкционные характеристики делают ГТ-МГР устойчивым к ошибкам оператора.

ГТ-МГР - реакторная установка нового поколения. Она разрабатывается на основе апробированных в мире технологий. Большинство технических решений установки ГТ-МГР базируется на решениях конструкций реакторов «Пич-Боттом» и «Fort St.Vrain» (США), отработанных на этапе их сооружения и эксплуатации, и на 30-летнем российском опыте проектирования ВТГР (реакторов ВГ-400, ВГР-50 и ВГМ).

Гелийохлаждаемые реакторы, которые эксплуатировались в Великобритании, США и Германии в период с 1960 по 1986 год («Драгон», «Пич-Боттом», FSV, AVR, THTR-300), продемонстрировали присущие этому типу реактора свойства, удовлетворяющие современным высоким требованиям безопасности. Эксперименты, проведенные на реакторе AVR (Германия), показали способность реакторов с умеренной энергонапряженностью до 7 МВт/м 3 расхолаживаться без вмешательства активных систем и действий оператора. Эксплуатация этих реакторов, а также отечественные радиационные испытания топлива ВТГР продемонстрировали способность микротвэлов с многослойными керамическими покрытиями обеспечить глубокое выгорание при очень высокой температуре покрытий твэлов, недо-

Стижимой для других типов реакторных установок. При испытании плутониевого топлива аналогичной ГТ-МГР композиции в реакторах «Драгон» и «Пич-Боттом» были достигнуты следующие параметры: выгорание до 750 МВт.сут/кг, флюенс быстрых нейтронов до 2,2. 10 21 н/см 2, температура до 1400 °С (табл. 6.1).

Таблица 6.1

Суммарные данные по облучению топливных частиц с покрытием TRISO в сравнении с требованиями к топливу ГТ-МГР

Программа

Описание топлива

Макс, флюенс быстрых нейтронов, × 10 25 н/м 2 (Е>0,18 МэВ)

Максимальное выгорание

Область температур при облучении, °С

800 МВт. сут/кг

Топливные частицы из UO 2 с покрытием TRISO в сферических элементах

До 20% fima

Топливные частицы из UC 2 (93 %-ное обогащение) с покрытием TRISO в компактах

Вплоть до 78% fima

Топливные частицы из UCO (20 %-ное обогащение) с покрытием TRISO в компактах

Вплоть до 22% fima

Топливные частицы из PuO 2-x с покрытием TRISO в компактах

737 МВт. сут/кг

Вплоть до 1440

Окончание таблицы 6.1

Германия

Топливные частицы из UO 2 (10 %-ное обогащение) с покрытиями TRISO в сферических элементах и компактах

Вплоть до 14,9% fima

Топливные частицы из UO 2 (4-10 %-ное обогащение) с покрытием TRISO в компактах

Вплоть до 2,8

Вплоть до 9,4% fima

«Драгон»

Топливные частицы из PuO 2 с покрытием TRISO, смешанные с графитом в компактах

747 МВт. сут/кг

В ГТ-МГР можно использовать различные варианты ядерного топливного цикла (уран, плутоний, торий) и, как уже было сказано, можно эффективно сжигать оружейный плутоний. Эффективное сжигание оружейного плутония обеспечивается в цикле с однократным прохождением топлива через реактор без необходимости переработки и повторного использования топлива. Выработка полезной энергии на грамм загружаемого плутония за единичный цикл в ГТ-МГР выше, чем в любой другой реакторной установке, а состав и форма отработавшего топлива обеспечивают гарантии нераспространения. Переработка оружейного плутония в форму микротопливных частиц может осуществляться заранее, что будет способствовать повышению гарантий нераспространения.

Система преобразования энергии (СПЭ) полностью размещена в корпусе преобразования энергии. Турбомашина состоит из генератора, газовой турбины, двух секций компрессора, вертикально зафиксированных на одном валу магнитными подшипниками. Система преобразования энергии включает три компактных теплообменника: высокоэффективный рекуператор, водоохлаждаемые предварительный и промежуточный холодильники. Схема циркуляции представлена на рис. 6.3. Гелиевый теплоноситель с темпера-

Турой 850 °С и давлением 7,15 МПа на выходе из реактора подается на турбину, расположенную в корпусе преобразования энергии, которая приводит в движение электрогенератор и компрессоры высокого и низкого давления. Далее гелий через высокоэффективный рекуператор, отдав максимальное количество тепловой энергии в цикл, поступает в предварительный холодильник для сброса тепловой энергии в градирню. Относительно холодный гелий при 26 °С подается на первую секцию компрессора, затем в промежуточный холодильник, где избыточная тепловая энергия сбрасывается в градирню, после чего подается во вторую секцию компрессора, откуда при давлении 7,24 МПа и температуре 110 °С проходит через рекуператор. Далее гелий при температуре ~490 °С и давлении 7,15 МПа поступает на вход в реактор.

Рис. 6.3. Принципиальная схема установки: 1 - реактор; 2 - генератор; 3 - турбина; 4, 5 - компрессор; 6 - рекуператор; 7 - предварительный охладитель; 8 - промежуточный охладитель; 9 - теплообменник генератора; 10 - регулирующий клапан байпаса; 11 - система охлаждения шахты и реактора; 12 - вспомогательный теплообменник; 13 - циркулятор; 14 - воздушный теплообменник; 15 - система очистки гелия; 16 - хранилище гелия; 17 - теплообменник; 18 - градирня

Развитая в России, США, Франции и Японии научная, конструкторская и производственная база по разработке газовых турбомашин, высокоэффективных теплообменников и жаропрочных корпусов обеспечивает подготовленную основу создания установки ГТ-МГР

Варианты утилизации оружейного плутония в ГТ-МГР. Институтами России совместно с фирмой GA (США) выполнены исследования возможности сжигания оружейного плутония в реакторе ГТ-МГР В качестве основного исходного положения принято однократное прохождение топлива через реактор. Эти исследования включали оценку нейтронных и теплогидравлических параметров, определение оптимальных режимов перегрузок, оценку устойчивости топлива при глубоком выгорании и технико-экономические оценки.

Совместный (США и Россия) руководящий комитет по диспозиции оружейного топлива WGPu для технико-экономического сравнения различных вариантов диспозиции оружейного плутония рекомендовал следующие исходные данные:

Количество плутония для диспозиции - 50 т;

Время диспозиции - 25 лет от начала разработок.

Концепция диспозиции плутония в ГТ-МГР включает следующие стадии:

Переработка плутония в форму микротоплива с покрытием, что исключает его использование в военных целях;

Сжигание плутония без рецикла в ГТ-МГР с эффективным получением полезной энергии;

Захоронение отработанного топлива в геологических породах без переработки.

Рассмотрено два варианта сжигания плутония в реакторах ГТ-МГР.

В первом варианте происходит перевод 50 т оружейного плутония в форму микротоплива из оксида плутония с многослойным покрытием с изготовлением топливных компактов и одновременной утилизацией их на трех-четырехмодульных станциях (всего 12 блоков) ГТ-МГР, расположенных на трех площадках (по четыре блока) в Северске, Красноярске и на химкомбинате «Маяк».

Во втором варианте происходит перевод 50 т оружейного плутония в микротопливо из оксида плутония с изготовлением топливных компактов, которые хранятся на промежуточных складах и затем поступают на утилизацию в четыре блока ГТ-МГР.

Длительное хранение покрытых частиц не вызывает каких-либо изменений их свойств. Плутоний, переработанный в покрытые частицы и компакты, удовлетворяет основным критериям по диспозиции оружейного плутония, включая требования нераспространения. Топливные компакты могут храниться на промежуточных складах и поступать на сжигание в реакторе ГТ-МГР для получения высокотемпературной тепловой энергии и электроэнергии. Схема диспозиции оружейного плутония показана на рис. 6.4.

Рис. 6.4. Схема диспозиции оружейного плутония

Модульный высокотемпературный гелиевый реактор ГТ-МГР имеет высокий КПД преобразования тепловой энергии в электрическую. В проекте ГТ-МГР количество полезной энергии, вырабатываемой на грамм сгоревшего плутония за однократное облучение топлива, больше, чем в какой-либо другой реакторной системе (табл. 6.2). Достигается выгорание до 90% исходного Pu-239. Количество и изотопный состав плутония в отработавшем топливе таковы, что этот плутоний не имеет ценности для военного или коммерческого примене-

Ния. Технология выделения плутония из отработавшего топлива ГТ-МГР не разработана, и низкое качество остающегося плутония не стимулирует его переработку.

Таблица 6.2

Сравнение использования плутония в энергетических реакторах разного типа

Параметры ГТ-МГР

1/3 ВВЭР-1000 (с загрузкой МОКС в 1/3 зоны)

Быстрый натриевый реактор БН-800

Тепловая мощность, ГВт

КПД нетто, % 48 33 38

Электрическая мощность, ГВт

0,29 0,33 0,8

Выработка электроэнергии, ГВт∙год, от 50 т оружейного плутония

Доля уничтожения Pu-239, % (без рецикла)

Реактор ГТ-МГР может быть эффективно использован для выработки полезной энергии при сжигании избыточного оружейного плутония.

Высокая вероятность принятия обществом альтернативы ВТГР для утилизации оружейного плутония определяется не только такими ключевыми моментами, как высокий уровень безопасности, невозможность расплавления активной зоны, отсутствие необходимости эвакуации населения при любых мыслимых аварийных ситуациях, но и высокой степенью выжигания первоначально загруженного плутония - выше «стандарта на отработавшее топливо».

Строительство прототипной установки ГТ-МГР и топливное производство предполагается на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в г. Северске.

Создание установки ГТ-МГР и топливного производства из оружейного плутония может быть одним из наиболее эффективных направлений конверсии СХК, поскольку обеспечивает рабочие места специалистам с их опытом и знаниями, использует существующую инфраструктуру, обеспечивает утилизацию оружейного плутония, конверсию плутониевого производства, создает необходимые для региона генерирующие мощности. Производство плутониевого топлива и его использование осуществляются в пределах одной площадки СХК, что исключает риск, связанный с транспортированием материалов, содержащих плутоний, за пределами охраняемой территории.

Наряду с решением проблемы сжигания оружейного плутония благодаря своим отличным энергетическим показателям и свойствам безопасности ГТ-МГР на урановом (ториевом) топливе может эффективно использоваться для коммерческих целей на мировом энергетическом рынке.

Глава 7. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ БАЗА ВТГР

7.1. Критический стенд ГРОГ

В практике отечественного и зарубежного реакторостроения при разработке новых реакторов предусматривается исследование их физических характеристик на критических сборках.

Одним из первых отечественных критических стендов для исследования физики ВТГР является созданный в ИАЭ им. И.В. Курчатова универсальный стенд ГРОГ. На нем изучаются вопросы физики ВТГР, общие для всех модификаций и специфические, учитывающие особенности различных вариантов ВТГР (в первую очередь реактора ВГ-400). Специфической особенностью ВТГР с шаровыми твэлами является непрерывная перегрузка ядерного горючего, причем твэлы могут однократно или многократно проходить через реактор. Основное состояние ВТГР, работающего по принципу ОПАЗ, - равновесное, при котором в реактор поступают свежие шаровые твэлы, а выходят существенно выгоревшие. Это приводит к большой неоднородности нуклеидного состава топлива в твэлах и значительной неравномерности нейтронных полей по высоте реактора. Следует заметить, что параметры активной зоны такого реактора зависят от многих факторов и имеют статистический характер (связан с засыпкой шаровых твэлов). Все это обусловливает большой объем исследований на критических сборках.

Многоплановость предстоящих исследований, экономические и временные соображения выдвинули перед разработчиками стенда необходимость обеспечения универсальности стенда, т.е. возможности проведения на нем экспериментальных исследований критических систем с существенно отличающимися основными параметрами активной зоны.

В мировой практике используются критические сборки, состоящие из двух зон: исследуемой, собранной из натурных элементов, и запальной, состоящей из модельных элементов и обеспечивающей условие критичности. Такая концепция используется и на критическом стенде ГРОГ. В то же время для расширения возможностей экспериментальных исследований обеспечены широкая вариация нейтронно-физических характеристик системы из модельных элементов и близость их к свойствам системы из натурных элементов.

Такая близость нейтронно-физических свойств запальной и исследуемой зон практически исключает граничные эффекты, что повышает представительность исследуемой зоны, так как в этом случае нейтронно-физические характеристики исследуемой зоны даже с небольшим количеством натурных элементов будут идентичны свойствам большой натурной системы.

Конструктивно сборка стенда ГРОГ выполнена следующим образом. Набор графитовых блоков образует кладку кубической формы с размером грани 450 см. Размещение в каналах графитовой кладки различных комбинаций цилиндрических элементов обеспечивает различные геометрические и физические параметры активной зоны критических сборок. Регулирующие стержни могут размещаться в центральных каналах любой колонны графитовой кладки. По углам графитовых колонн имеются цилиндрические каналы диаметром ~2 см, в которые могут помещаться поглощающие элементы для моделирования различных возмущений и датчики системы измерений. При извлечении графитовых блоков на их место может вставляться фрагмент исследуемого реактора. На рис. 7.1.1. приведена характерная композиция критической сборки стенда ГРОГ, включающая центральную исследуемую зону шаровых твэлов, запальную зону и окружающий графитовый отражатель.

Основные параметры стенда ГРОГ:

Геометрия графитовой кладки, см Куб 450x450x450

Число графитовых колонн 324

Геометрия активной зоны Произвольная

Максимальный линейный размер, см 400

Топливо Уран

Максимальное обогащение по урану-235, % 10

Максимальное количество модельных ТВС 2304

Ядерное отношение PC/PU 200-2000

Моделируемые режимы работы ВТГР Начальный Переходный Равновесный

Количество стержней СУЗ До 24

Расположение Произвольное

Рис. 7.1.1. Критический стенд ГРОГ: 1 - шаровые твэлы исследуемой зоны; 2 - графитовые блоки запальной зоны; 3 - графитовые блоки отражателя; 4 - экспериментальный канал; 5 - стержень СУЗ; 6 - осциллятор; 7 - хранилище ТВС

7.2. Критический стенд «Астра»

Критический стенд «Астра» был введен в эксплуатацию в Курчатовском институте в 1980 году. Он предназначен для экспериментального изучения нейтронно-физических параметров высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем (ВТГР). В последнее время на этом стенде проводились эксперименты на критических сборках, моделирующих физические особенности реакторов с кольцевой активной зоной, таких, как РБМК и ГТ-МГР.

Работы ведутся в следующих основных направлениях:

Определение с высокой точностью исходных данных по основным материалам и элементам критической сборки, таким, как графитовые блоки бокового и торцевых отражателей, твэлы, регулирующие стержни и др.;

Проведение тщательных экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик критических сборок, моделирующих особенности проектируемых модульных ВТГР, при минимальных неопределенностях измеряемых параметров.

Результаты экспериментов предназначены для верификации расчетных программ, используемых при проектировании ВТГР-М, например, JAR, MCU, PNK, WIMS D4.

Общий вид критического стенда представлен на рис. 7.2.1. Несущей конструкцией критической сборки стенда «Астра» является стальной корпус с днищем, установленный на жестком фундаменте. Внутренний диаметр корпуса 3800 мм, толщина стенки боковой поверхности корпуса 10 мм, толщина днища 20 мм. Для сборок с кольцевой активной зоной на дне корпуса установлены боковой отражатель (БО) с наружным диаметром 380 см и высотой 640 см и нижний торцевой отражатель (НТО), которые в средней части образуют полость. Эта полость может заполняться шаровыми элементами, представляющими собой топливные элементы (ТЭ) при моделировании ГТ-МГР или смесь топливных и поглощающих элементов (ПЭ) при моделировании PBMR (ЮАР), образуя кольцевую активную зону. В центральной части сборки располагается внутренний отражатель из графитовых блоков при моделировании ГТ-МГР или шаровых графитовых элементов (ГЭ) при моделировании PBMR. Пространство, не занятое элементами сборки (полости, каналы и т.д.), заполнено воздухом при нормальных условиях. В данном разделе рассматривается сборка, моделирующая ГТ-МГР.

На рис. 7.2.2 приведен общий вид критических сборок с кольцевой активной зоной, моделирующих ГТ-МГР, а на рис. 7.2.3 приведена схема поперечного сечения этой сборки.

Рис. 7.2.1. Общий вид критического стенда «Астра»

Рис. 7.2.2. Общий вид критической сборки с кольцевой активной зоной, моделирующей реактор ГТ-МГР на стенде «Астра»: 1 - боковой графитовый отражатель; 2 - кольцевая активная зона; 3 - внутренний отражатель из графитовых блоков

Рис. 7.2.3. Схема поперечного сечения критической сборки с кольцевой активной зоной, моделирующий реактор ГТ-МГР на стенде «Астра»: КО1 - КО7 - компенсирующие органы регулирования; АЗ1-АЗ8 - органы аварийной защиты; РР - орган ручного регулирования

7.3. Высокотемпературная гелиевая петля ПГ-100

Созданная в Курчатовском институте гелиевая петля ПГ-100 предназначалась для экспериментальных исследований по технологии теплоносителя, твэлам и конструкционным материалам ВТГР.

Значительная часть экспериментальных исследований, проведенных в России в соответствии с программой разработки твэлов и оборудования первого контура ВТГР, выполнялась на комплексе экспериментальных стендов, включающих установку для иссле-

Дования герметичности твэлов, гелиевую циркуляционную петлю ПГ-100 на реакторе MP, ампульные каналы для исследования шаровых твэлов «Каштан», ампульные каналы для исследования микротвэлов «Карат».

После испытания твэлы и образцы материалов проходят исследования в защитных камерах.

Характеристика экспериментальных стендов

Установка для исследования герметичности. Все твэлы и микротвэлы, предназначенные для реакторных ресурсных испытаний, подвергались предварительным исследованиям на герметичность. С этой целью они после предварительного облучения помещались в герметичный нагреваемый участок, через который продувается гелий, который выносит выделяющиеся газообразные продукты деления (ГПД) к детектору. По активности ГПД и относительной утечке (R/B = F) делается заключение о пригодности твэлов к реакторным испытаниям. Критерием герметичности является условие F< 10-4.

Гелиевая петля ПГ-100. Петля включает следующие основные технологические системы и элементы оборудования (рис. 7.3.1): основной газовый контур с экспериментальным каналом, блоком газодувок, регенератором, теплообменниками, фильтром и т.д., промежуточный замкнутый водяной контур с водяными насосами, теплообменниками и т.д., систему очистки гелия с цепочкой фильтров, блоком задержки и криогенным блоком, системы хранения, подпитки, расхолаживания и аварийного сброса газа.

Петля управляется дистанционно и снабжена мнемосхемой. В экспериментальный канал можно загрузить до 19 шаровых твэлов или макетов, которые обдуваются потоком гелия. Заданная температура газа и твэлов в процессе эксперимента поддерживается путем регулирования расхода гелия через канал.

Рис. 7.3.1. Гелиевая петля ПГ-100: 1 - бак реактора; 2 - активная зона реактора; 3 - экспериментальный канал; 4 - ресивер; 5 - защитная мембрана; 6 - дроссельная шайба; 7 - баллон для расхолаживания; 8 - генератор; 9-11 - газодувки; 12, 13 - теплообменники; 14 - нагреватель; 15 - медноокислительный блок; 16 - холодильник; 17 - блок задержки; 18 - цеолитовый фильтр; 19 - регенератор; 20, 24 - металлокерамический фильтр; 21 - криогенный блок; 22, 23 - теплообменники; 25, 30 - вакуумный насос; 26 - защитная мембрана; 27 - ресивер; 28 - дроссельная шайба; 29 - предохранительный клапан; 31 - емкость аварийного сброса

Ампульные каналы «Каштан» и «Карат». Каналы предназначены для испытаний шаровых твэлов и микротоплива в стационарных режимах.

Канал «Каштан» содержит шесть шаровых ампул, в каждой из которых находится один твэл (рис. 7.3.2). Между твэлом и ампулой установлен графитовый вкладыш, отделенный от них определенными гелиевыми зазорами. Ампулы устанавливаются в специальный тепловод, который контактирует со стенкой петлевого канала. Теплоотвод от твэла к охлаждаемой поверхности канала осуществляется теплопроводностью. Размер вкладыша и загрузка урана выбираются для каждого твэла из условия обеспечения требуемой температуры твэла.

Рис. 7.3.2. Схема канала «Каштан»: 1 - термопары; 2 - твэл; 3 - тепловод; 4 - зазоры; 5 - вкладыш; 6 - фиксаторы; 7 - ампула

Ампулы соединены трубками со стендовой системой, позволяющей осуществлять слабый проток гелия через ампулу с выносом выделяющихся из твэла продуктов и определением их состава для каждого твэла с помощью специальной системы анализа.

Некоторые твэлы снабжены термопарами, установленными в центре твэла и в его оболочке. Это позволяет измерять перепад температуры на твэле и определять его теплопроводность.

В канале «Карат» облучались микротвэлы в свободной засыпке и в прессованных таблетках. Канал содержит ряд изолированных ампул, расположенных по длине активной зоны. В каждой из ампул размещена партия микротвэлов и поддерживается заданная температура.

Основные результаты исследований

Гелиевая циркуляционная петля ПГ-100. Первые ресурсные испытания партии шаровых графитовых твэлов ВГР-50 были начаты в апреле 1979 года. Основные параметры работы петли и условия испытания твэлов в течение двух лет работы:

Мощность реактора, МВт 27-33

Мощность окружения канала, кВт 1700-2800

Давление гелия, МПа 3,8-4,1

Расход гелия, г/с:

В петле 230-250

В канале 30-100

Утечка гелия из петли (включая потери при анализе его состава), %/сут

Температура газа, °С:

В петле 15-150

В канале 150-600

В рабочем участке 300-600

Температура твэлов, °С 500-900*

Тепловыделение в твэлах, кВт/твэл 0,5-1,5*

Время работы на мощности каналов КВГ-1, ч 13 500

Флюенс нейтронов с Е> 0,18 МэВ, 10 21 н./см 2

Выгорание (fima), % 4,9-12*

Выход ГПД (F) 10-4

* Расчетные результаты.

Общее время работы петли за этот период составляет 13500 ч. В процессе испытаний расход и давление гелия поддерживались достаточно стабильными, мало изменялась и общая мощность реактора.

Основным фактором, влияющим на энерговыделение в твэле и температуру твэлов и газа в рабочем участке, была мощность энерговыделения в ячейках, окружающих канал. Поддержание температуры твэлов и газов на заданном уровне проводилось путем изменения расхода гелия через канал. Эта операция не влияла на работу газодувок и общий расход газа по контуру, так как канал располагается на байпасе основного контура.

Анализ представительности испытаний применительно к условиям эксплуатации разрабатываемого в СССР реактора ВГР-50 показывает, что по большинству параметров достигнуты средние и максимальные значения в диапазоне параметров ВГР-50 (рис. 7.3.3).

Рис. 7.3.3. Представительность испытаний ПГ-100

Относительная утечка ГПД из твэлов, полученная путем измерения активности проб гелия из контура за время испытаний, не превышала допустимого для ВГР-50 значения (F < 10~4). Это свидетельствует о работоспособности испытываемых твэлов в достигнутом диапазоне параметров.

На петле ПГ-100 отрабатывались методы очистки и контроля состава гелия применительно к ВТГР. Технологическая схема системы очистки гелия, используемая на ПГ-100, аналогична схеме унифицированной системы очистки теплоносителя ВГР-50 и ВГ-400 (рис. 7.3.4).

Рис. 7.3.4. Принципиальная схема технологической очистки гелиевого теплоносителя: 1 - цеолитовый фильтр; 2 - низкотемпературный адсорбер; 3 - механический фильтр; 4 - нагреватель; 5 - медноокислительный блок; 6 - блок задержки; 7 - холодильник; пробоотборные трассы; - газовый тракт системы очистки гелия; ===== - основной циркуляционный контур.

Очистка гелия от примесей производится посредством адсорбции на цеолитах с предварительным окислением СО и Н 2 на окиси меди при температуре 300 °С. Для поглощения азота, долгоживущих ГПД и углеводорода предусмотрен криогенный угольный блок. Радиоактивность короткоживущих ГПД подавляется за счет задержки на специальном угольном блоке, расположенном перед цеолитами и работающем при комнатной температуре. Система очистки расположена на байпасе основного контура (см. рис. 7.3.4), расход гелия через нее до 10 г/с.

Длительная работа системы очистки показала, что она обеспечивает эффективную очистку гелия до уровней, характерных для ВТГР. В табл. 7.3.1 приведены данные, характеризующие состав гелия в процессе эксплуатации.

Таблица 7.3.1

Состояние системы очистки

H 2 O H 2 CO CH 4 O 2 Ar

Выключение До 8

Включение 1 1 2-10 - 110 <1 1-2

Основной источник натекания примесей в процессе эксплуатации ПГ-100 - смазка газодувок.

Уровень активности гелия в контуре составляет 10-7 Ки/л (по 85 Kr), радиоактивная загрязненность оборудования петли практически отсутствует. Вблизи загрязненного оборудования (теплообменники, блоки задержки, механические фильтры) мощность дозы составляет до 10 мкР/с, что обеспечивает обслуживание оборудования без каких-либо ограничений.

Выбросы радиоактивности в помещение за весь период работы отсутствовали, загрязненность воздуха аэрозолями и ГПД не превышала 10~10 Ки/л. Это указывает на хорошую герметичность оборудования контура.

Ампульные каналы. «Каштан». Два канала «Каштан» прошли испытания с набором ресурса 1 10 4 и 1,4∙10 4 ч. Достигнутая глубина выгорания составила 6-15% fima при мощности твэла 1-2 кВт, максимальной температуре сердечника твэла 1000-1500 °С и флюенсе нейтронов (2-3,6) 10 20 н./см 2.

Полученные в процессе испытаний результаты показали, что если в первом канале «Каштан-1» допустимая утечка по 135 Хе F= 10-4 достигалась при глубине выгорания 4-6,5%, то вследствие усовершенствования технологии изготовления твэлов во втором канале такая утечка достигается при глубине выгорания 6-8%. Эффективная теплопроводность твэлов также выросла с 15 до 20 Вт/(м∙К).

В настоящее время производится облучение канала «Каштан-3».

«Карат». Основные параметры микротвэлов и условия испытания микротоплива в каналах «Карат» следующие:

Параметр микротвэла:

Диаметр керна, мкм 400-600

Т/Д* 0,15/0,5

Толщина буферного слоя, мкм 15-60

Плотность буферного слоя, г/см 2 1-1,4

Условия облучения:

Глубина выгорания, % 2-15

Флюенс быстрых нейтронов, н./см 2 10 20-10 21

Температура, °С 1100-1900

Среда Гелий

* Т - толщина покрытия; Д - диаметр керна.

Облучалось около 20 опытных партий микротвэлов с четырехслойным покрытием на керне из UO 2. В результате послереакторных исследований микротвэлов в защитных камерах обнаружены следующие характерные явления. При высокой плотности буферного слоя (~1,3 г/см 3) в нем возникают копьевидные трещины, которые распространяются в плотный несущий слой РуС и частично его разрушают. При некоторых условиях облучения в микротвэлах наблюдался амеба-эффект, при котором углерод с горячей стороны покрытия РуС переносится на холодную. При температуре выше 1700 °С и глубине выгорания 12-14% амеба-эффект приводит к полному разрушению покрытий.

Защитные слои из плотного пироуглерода и карбида кремния, как показывает металлографический анализ, остаются в большинстве случаев неповрежденными при глубине выгорания до 10-15% и температуре облучения не выше 1300-1500 °С.

Масштабные исследования свойств микротоплива, шаровых и призматических твэлов, включая ресурсные испытания, проводятся в НИИАР.

Для этой цели используются исследовательские реакторы СМ-3, РБТ-6, Мир. Созданы каналы и облучательные устройства, а также стенды для проведения до и послереакторных исследований топлива.

Кроме того, реакторные испытания шаровых твэлов и МТ для установки ВГР-50 проводились на исследовательских реакторах ВВР-Ц (г. Обнинск) и ИВВ-2 (г. Екатеринбург).

На созданных в России исследовательских реакторах с петлевыми и ампульными каналами проводились комплексные исследования по отработке шаровых твэлов, микротоплива и технологии гелия для отечественных ВТГР. Были достигнуты ресурсные значения глубины выгорания и флюенса нейтронов в обоснование технического проекта ВГР-50 при сохранении герметичности твэлов и целостности покрытий в микротвэлах.

7.4. Внереакторный газовый контур ЦГС

Внереакторные петлевые исследования транспорта ПД могут быть реализованы на экспериментальной базе России (после модернизации имеющегося стендового оборудования и на новых установках).

В РНЦ «Курчатовский институт» имеется внереакторный газовый контур - циркуляционный гелиевый стенд (ЦГС), созданый в 1980-х годах, который успешно эксплуатировался и на данный момент законсервирован (2006 г.).

Проблему отложения радионуклидов можно решать на внереакторных петлевых установках. Они гораздо проще и имеют более низкие уровни содержания радионуклидов, чем внутриреакторные, поэтому дешевле в изготовлении и эксплуатации.

Однако внереакторные петли имеют технические ограничения, основное из которых связано с тем, что в них используются искусственные источники ПД, требующие создания определенных температурных режимов для поддержания необходимого парциального давления ПД в теплоносителе и поддержания необходимого химического состава теплоносителя. Поэтому на ряде внереакторных петель (KFA, Юлих) в качестве источника ПД использовали слабо облученные образцы твэлов или небольшой поток теплоносителя из первого контура реактора AVR.

Существует концептуальный проект ORNL внереакторного контура для транспорта ПД как части программы транспорта ПД для установки с паровым циклом. Проект ORNL может быть подробно рассмотрен при модернизации ЦГС или разработке нового

Контура для программы ГТ-МГР. Также следует учесть предыдущий опыт проектирования и эксплуатации внереакторных контуров для транспорта ПД в KFA.

Стенд ЦГС создавался по программе разработки ВТГР и использовался для исследования динамики примесей на коррозию и свойства материалов в зависимости от температуры и длительности воздействия. На стенде проводились также и другие эксперименты, но без радиоактивности. Размещение стенда в специализированном для работ с радиоактивными материалами здании позволяет организовать такие работы и на ЦГС.

На рис. 7.4.1 представлена схема ЦГС. Стенд имеет замкнутый гелиевый контур, состоящий из нагревателя газа, холодильника, газодувки, рабочей камеры, двух поворотных колен, системы очистки и анализа газа, трубопроводов, арматуры и пр. Трубопроводы контура рассчитаны на давление до ~5 МПа, отдельные узлы контура - до ~10 МПа.

При эксплуатации стенда были достигнуты следующие параметры:

Максимальное давление газа в контуре 10 МПа;

Расход гелия 10-15 г/с;

Число Re ~5000;

Максимальная мощность нагревателя 78 кВт;

Максимальная температура гелия после нагревателя 1050 °С;

Температура гелия в начале рабочей камеры 975 °С;

Температура гелия в конце рабочей камеры 685 °С.

На стенде непосредственно в потоке гелия установлен электрический 4-секционный нихромовый нагреватель. Одна из четырех секций имеет автоматизированную регулировку мощности для компенсации суточных колебаний мощности в питающей сети.

Рабочий ресурс установленной на стенде вихревой газодувки ~2800 ч. Корпус газодувки и подшипник вращения вала рассчитаны на длительную эксплуатацию при давлении до ~5 МПа.

В комплекте стенда имеется экспериментальный гелиевый компрессор МЦ 125 с основными техническими данными:

Тип компрессора - центробежный;

Система вращения - газовые опоры;

Электродвигатель - трехфазный 220 В;

Частота тока 400 Гц;

Давление на входе в компрессор 50 МПа;

Массовая производительность 100 г/с;

Повышение давления в компрессоре 1,53 МПа.

Установка компрессора в контур стенда требует разработки (или приобретения) системы питания и испытания самого экспериментального образца.

Рис. 7.4.1. Схема стенда ЦГС: НТА - низкотемпературный адсорбер; ЦФ - цеолитовый фильтр; МОБ - медно-окисный блок; О - байпас; - охлаждающая вода. Измерения: Т - температуры; G - расхода гелия; Р - давления; ΔР - напора газодувки.

Стендовая система очистки гелия состоит из блоков: медноокисного для окисления Н 2 (в воду) и СО (в CO 2), цеолитового фильтра для удаления паров воды, низкотемпературного (температура жидкого азота) адсорбера из активированного угля для удаления N 2 и СН 4.

Система анализа стенда состоит из газового хроматографа ХТМ-73, влагомера «Байкал», хроматографа 2210-AL-11 (Франция), анализатора (Н 2 O, Н 2, CO 2) «Флюорит», спектрально-эмиссионного анализатора «Оптика».

На стенде исследовались динамика примесей в контуре без образцов, влияние нагретого гелия с примесями на свойства материалов в зависимости от длительности воздействия, коррозия графита шаровых твэлов в гелиевом теплоносителе, адсорбция воды в гелиевом контуре.

Разработана методика определения расхода гелия методом обработки температурно-мощностных характеристик нагревателя.

В связи с одноконтурностью разрабатываемого в настоящее время проекта ГТ-МГР становятся особенно актуальными проблемы радиоактивности обслуживаемого оборудования и его очистки. Поэтому в первую очередь имеющийся в Курчатовском институте циркулярный гелиевый стенд (ЦГС) предполагается использовать для исследования транспорта и осаждения ПД в первом контуре ГТ-МГР.

Для этих целей необходима существенная модернизация стенда. Стенд должен быть снабжен системой (генератором) дозированного ввода имитаторов ПД в поток гелия. В качестве источника ПД могут быть также использованы твэлы (компакты), прошедшие слабое облучение в реакторе Ф-1 Курчатовского института.

В контуре петли должны быть установлены съемные (заменяемые) рабочие участки, в которых предполагается размещать образцы металлов, из которых сделаны оборудование СПЭ. Рабочие участки должны быть оборудованы электронагревателем для создания необходимых температурных режимов на образцах.

Модернизированный внереакторный контур ЦГС с высоким давлением и расходом теплоносителя будет использоваться для проведения одиночных испытаний в целях получения данных по отложению, уносу ПД, с учетом влияния пыли, в условиях эксплуатации СПЭ. Будет определена зависимость взаимодействия Cs, Ag, I и Те а с конструкционными металлами, особенно со сплавами

Турбины и рекуператора (где ожидается самый высокий уровень отложений), от температуры, парциального давления, состояния поверхности и химии теплоносителя.

Данные адсорбции/сорбции/десорбции примесей для модельного описания осаждения ПД на поверхности различных конструкций первого контура ГТ-МГР систематизируются как изотермы сорбции. Однако накопленных в настоящее время данных явно недостаточно, чтобы уверенно прогнозировать массоперенос радионуклидов в первом контуре ГТ-МГР, на адсорбцию и поверхностную диффузию на элементах турбины и т.д. Более того, большинство изотерм сорбции получены при парциальных давлениях исследуемых примесей на порядки выше, чем можно ожидать в реальных условиях нормальной эксплуатации ГТ-МГР.

Моделирование осаждения серебра из потока на поверхность подразумевает рассмотрение следующих процессов:

Испарение и унос серебра с поверхности матричного графита в теплоноситель;

Сорбция и десорбция серебра на поверхностях оборудования гелиевого контура.

Исходя из перечисленных особенностей, предлагается следующая экспериментальная программа по осаждению серебра:

Создание источника по генерации паров серебра;

Исследование осаждения серебра на поверхностях;

Моделирование образования частиц пылевых аэрозолей и осаждения серебра на частицы пыли в контуре.

Выполнение работы позволит получить изотермы сорбции серебра для программы PADLOC.

Моделирование осаждения цезия из потока на поверхность подразумевает рассмотрение следующих процессов:

Испарение, адсорбция/десорбция на границе МТ/теплоноситель;

Адсорбция/десорбция цезия на границе конструкционный материал/теплоноситель.

Исходя из перечисленных особенностей, предлагается нижеследующая экспериментальная программа по осаждению цезия:

Создание источника по генерации цезия;

Россия и США совместно разрабатывают проект АЭС будущего. Она значительно превзойдёт все прежние системы и по безопасности, и по экономичности, и по многим другим параметрам. Атомная энергетика ещё не сказала своего последнего слова.

Несмотря на рост использования солнечных батарей, энергии ветра и волн, прочих альтернатив, от «классической» энергетики нам в ближайшие десятилетия не уйти. А здесь, пожалуй, наиболее экологичной является, как ни странно, энергетика атомная.

Да, утилизация отработанного ядерного топлива – сложная проблема, но совсем не безнадёжная. Читайте о некоторых проектах: реальный и уже идущий, а более фантастический.

Об опасности аварий на АЭС мы скажем ниже. Но если их нет – атомная станция словно и не существует – её выбросы нулевые.

А вот тепловые станции отравляют атмосферу миллионами тонн ядов и парниковых газов. И радиоактивными веществами тоже, кстати, которые содержатся, скажем, в угле и попадают с выхлопом станции в трубу.

Гидроэлектростанции, кажется, чистые. Но их везде не поставишь, а водохранилища, кстати, необратимо меняют природу на многие десятки километров вокруг, затрагивают среду обитания тысяч видов, оказывают огромное давление на земную кору (что не шибко здорово в сейсмоопасных зонах).

Ядерный синтез? Да, есть интересные варианты (не ITER), но это – на перспективу. А в ближайшие годы круг, вроде, замыкается – будем «жечь» уран. Например, в супер-АЭС, разработанной совместно Россией и США.

Новая схема АЭС устраняет из её конструкции множество прежних систем. А так как узлов меньше, то и надёжность – выше (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

С американской стороны главным участником проекта является компания General Atomics , а с российской – Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И. И. Африкантова (ОКБМ) в Нижнем Новгороде, подчиняющееся Федеральному агентству по атомной энергии РФ .

Минатом и затеял сотрудничество с американцами по данному проекту ещё в 1993 году. А к настоящему моменту разработан и эскизный проект реактора (и станции), да и куда более детальные разработки – давно идут полным ходом.

А поскольку в новом типе АЭС специалисты видят будущее атомной энергетики – познакомимся поближе, как же она будет работать.

Называется эта система Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR), а по-русски — «Газовая турбина — модульный гелиевый реактор» — ГТ-МГР.

Основных идей тут две. Ядерный реактор с охлаждением газообразным гелием и с внутренне присущей безопасностью (то есть – чем сильнее нагрев – тем слабее реакция, просто исходя из «физики» реактора, вплоть до остановки естественным путём, без всякого участия системы управления) и – кратчайшее преобразование энергии горячего гелия в электричество – с помощью газовой турбины так называемого замкнутого цикла Брайтона, с размещением турбогенератора и реактора в закрытых капсулах под землёй.

Никаких обширных труб, насосов, турбин, и массы других «железяк» над поверхностью. Устройство АЭС упрощается в разы.

Десятки систем исчезают по мановению волшебной палочки. Никаких промежуточных теплоносителей, меняющих фазу (жидкость-пар), никаких громоздких теплообменников, почти – никаких путей для возможной утечки чего-нибудь радиоактивного.

Всё капсулировано. При этом даже отказ системы управления не ведёт к расплавлению топлива. Всё автоматически затухает и медленно остывает за счёт рассеивания тепла в грунт, окружающий станцию.

Топливо для станции – это оксид и карбид урана или оксид плутония, выполненные в виде шариков диаметром всего 0,2 миллиметра и покрытые несколькими слоями различной термостойкой керамики. Шарики «насыпаются» в стержни, те формируют сборку и так далее.

Физические (масса конструкции, условия протекания реакции) и геометрические параметры реактора таковы (сравнительно низкая плотность энергии, например), что при любом развитии событий, даже полной потере теплоносителя, эти шарики не расплавятся.

Да и вся активная зона выполнена из графита – никаких металлоконструкций тут нет вообще, а жаропрочный сплав применён лишь в самом внешнем корпусе — капсуле.

Так что даже если весь персонал станции дружно «уйдёт пить пиво», ничего страшного для окружающей природы не случится – температура в сердце АЭС подскочит максимум до 1600 градусов по Цельсию, но активная зона при этом не расплавится. Реактор же сам начнёт охлаждаться, отдавая тепло в окружающий грунт.

Схема «сердца» станции. Слева – турбина с электрогенератором и теплообменниками, справа – реактор (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

Применение же в качестве теплоносителя гелия сулит ряд преимуществ. Он химически инертен и не вызывает коррозию узлов. Он не меняет своего агрегатного состояния. Он не влияет на коэффициент размножения нейтронов. Наконец, его удобно направлять в газовую турбину.

Она капсулирована вместе с насосами и теплообменниками и вращается исключительно на осевых и радиальных электромагнитных подшипниках – подшипники качения предусмотрены как аварийные.

Про теплообменники нужно сказать особо. Тот гелий, что охлаждает реактор, делает в турбинной установке несколько «петель», максимально отдавая свою энергию турбогенератору. Кроме того, там есть дополнительное охлаждение гелия водой, но в случае какой-либо аварии – система обойдётся вовсе без неё, реактор не расплавится.

Результат всех этих новаций – КПД станции – до 50%, против 32% у существующих АЭС, плюс — намного более полная выработка ядерного топлива (а значит – меньше облучённого урана и меньше высокоактивных отходов на каждый мегаватт-час полученной энергии), простота конструкции, а значит — меньше стоимость возведения и проще контроль над работой.

И, конечно, безопасность. Американцы пишут, что ГТ-МГР – первая в мире АЭС, которая будет соответствовать первому уровню безопасности.

Всего их 4, из них нулевой – это самый высокий. 0 — это фантастика. Тут ничего никогда случиться не может и вообще – нет опасных материалов. Первый уровень – самый высокий из реально возможных. При нём АЭС, по идее, не требуются особые системы безопасности, так как у самого реактора имеется внутренний, конструктивно предопределённый «иммунитет» от любых ошибок операторов и технических повреждений.

Станция в Чернобыле имела, по версии американцев, третий (худший) уровень безопасности, что означает критичность системы к ошибкам людей или неисправности оборудования. Сейчас многие действующие станции вышли на уровень безопасности «2».

ОКБМ пишет, что «Стратегия развития атомной энергетики России предусматривает сооружение головной АЭС ГТ-МГР и установки по производству топлива для неё на Сибирском химическом комбинате (Северск, Томской области) к 2010 году, а к 2012-2015 годам — создание и ввод в эксплуатацию первой четырёхмодульной АЭС ГТ-МГР».

Схема циркуляции гелия (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

Американцы же, в свою очередь сообщают интересные подробности: поскольку ГТ-МГР может потреблять не только уран, но и оружейный плутоний, такие АЭС становятся идеальным устройством по его утилизации, не только безопасной, но ещё и в определённом смысле выгодной. Например, Северск будет (частично, конечно), обеспечивать себя электроэнергией за счёт «сокращаемых» российских боеголовок.

А плутоний, который будут выгружать из реактора после «работы», по своим параметрам — совершенно бесперспективен для гипотетического применения в ядерном оружии, что для мировой безопасности тоже неплохо.

Но и США заинтересованы в проекте – высокий термический КПД связки «гелиевый реактор – замкнутая газовая турбина» – это колоссальная выгода, как в плане экономики, так и сохранности окружающей среды.

Нужно добавить, что тепловая мощность одной такой установки составит 600 мегаватт, а электрическая – 285 мегаватт.

Расчётный же срок службы ГТ-МГР – 60 лет. Успеют к тому времени разработать промышленные реакторы синтеза, или альтернативная энергетика станет действительно массовой?

Цели проекта ГТ-МГР

• Создание установки, отвечающей требованиям к технологиям XXI века в отношении безопасности, конкурентоспособности и минимизации воздействия на окружающую среду.
• Ввод в эксплуатацию первого блока ГТ-МГР не позднее 2023 г. с минимизацией НИОКР путём использования накопленного мирового опыта по технологии ВТГР.
• Использование первого и нескольких последующих блоков для выжигания избыточного оружейного плутония .
• Создание базы для последующего коммерческого применения данной технологии в целях производства электроэнергии и тепла для бытовых и промышленных нужд, включая производство водорода .

Особенности конструкции

ТВЭЛы представляют собой микросферы из оксида плутония, оксида или нитрида урана диаметром 0,2-0,5 мм в многослойной оболочке из пиролитического углерода и карбида кремния . В соответствии с проектными расчётами, такой микроТВЭЛ способен эффективно удерживать осколки деления как при нормальных условиях эксплуатации (1250 0 С), так и при аварийных режимах (1600 0 С).

Оба модуля реакторной установки располагаются в вертикальных железобетонных шахтах, находящихся ниже уровня земли.

Основные технические характеристики

Достоинства

• Высокий КПД;
• Упрощение конструкции АЭС благодаря модульному устройству реактора;
• Использование топлива в виде микрочастиц с многослойным керамическим покрытием позволяет эффективно удерживать продукты деления при высоких степенях выгорания (до 640 МВт·сут/кг) и температурах (до 1600 °C);
• Применение кольцевой активной зоны с низкой энергонапряжённостью позволяет осуществлять отвод остаточного тепла от реактора методами естественной циркуляции воздуха;
• Многократное резервирование систем управления и защиты;
• Использование гелия в качестве теплоносителя , вещества химически инертного и не оказывающего влияние на баланс нейтронов ;
• Проектом также предусматривается возможность утилизации оружейного плутония . Одна установка ГТ-МГР, состоящая из четырёх реакторов, за время эксплуатации способна переработать 34 тонны этого вещества. В соответствии с проектной документацей, такое облучённое топливо может захораниваться без дополнительной переработки.

Недостатки

• Невысокая мощность. Для замены одного блока ВВЭР-1000 требуется четыре блока ГТ-МГР. Данный недостаток вызван, с одной стороны, применением газового теплоносителя , обладающего небольшой теплоёмкостью по сравнению с водой или натрием , и, с другой стороны, низкой энергонапряжённостью активной зоны как результата выполнения повышенных требований к безопасности реактора. Эта особенность ставит под сомнение доводы об упрощении конструкции АЭС с ГТ-МГР;
• Образование большого количества β-активного углерода 14 C , приемлемых способов утилизации которого не существует, а запасы, накопленные при эксплуатации реакторов РБМК , уже достаточно велики. При попадании в окружающую среду, 14 C имеет тенденцию накапливаться в живых организмах;
• Отсутствие приемлемой схемы переработки и захоронения отработанного топлива. Переработка веществ, содержащих кремний , очень сложна для химической технологии. Таким образом, топливо, единожды попав в реактор, будет навсегда выведено из ядерно-топливного цикла.
• В настоящее время нет отработанной промышленной технологии производства ТВЭЛов из плутония , что связано с его крайне сложной химией. Налаживание такого производства требует капиталовложений, сравнимых или даже превышающих вложения в переработку урана за всю историю атомной промышленности. Поэтому заявление об использовании ГТ-МГР для утилизации оружейного плутония выглядит достаточно сомнительным. При этом следует также учитывать, что в мире накоплено всего около 400 т плутония, т. е. его может хватить на жизненный цикл всего 10 энергоблоков (по 4 реактора).
• Использование гелия в качестве теплоносителя , т.к. в случае аварии, связанной с разгерметизацией реактора, весь теплоноситель неизбежно будет замещен более тяжелым воздухом.

Основные этапы

• 1995-1997 гг. - концептуальный проект.
• 2000-2002 гг. - эскизный проект.
• 2003-2005 гг. - технический проект.
• 2005-2008 гг. - ввод в эксплуатацию топливного производства для прототипного модуля.
• 2009-2010 гг. - ввод в эксплуатацию прототипного модуля ГТ-МГР.
• 2007-2011 гг. - ввод в эксплуатацию топливного производства для 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГР.
• 2012-2015 гг. - ввод в эксплуатацию 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГ

В настоящий момент идут более детальные разработки проекта.