Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты)
LOW-POWER FAST NEUTRON MODULAR NUCLEAR REACTOR WITH LIQUID METAL HEAT CARRIER AND REACTOR CORE (VERSIONS)

Изобретение относится к области атомной энергии и может быть использовано в проектах атомных станций с быстрыми реакторами малой мощности - под которой в современной энергетике понимают значения менее 300 МВт(э), согласно классификации МАГАТЭ.
Список сокращений, используемых в данном тексте:
ТВС - тепловыделяющая сборка;
ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент;
СУЗ - система управления и защиты реактора;
KB - коэффициент воспроизводства;
КВА - коэффициент воспроизводства топлива в активной зоне;
РАО - радиоактивные отходы;
ВКГ - внутрикассетная гетерогенность;
ОЯТ - отработавшее ядерное топливо;
АЗ - активная зона;
БР - быстрый реактор;
ОР - органы регулирования;
ЯЭС - ядерная энергетическая система;
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;
ВТГР - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор;
ALMR PRISM - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Уровень техники
Известен ядерный реактор ALMR PRISM (D.C. WADE and Y.I. CHANG, «The Integral Fast Reactor Concept: Physics of Operation and Safety», Nucl. Sci. Eng., 100, 507 ~1988., L.N. SALERNO, R.C. BERGLUND, G.L. GYOREY, F.E. TIPPETS, and P.M. TSCHAMPER «PRISM Concept, Modular LMR Reactors», Nucl. Eng. Des., 109, 79 ~1988., General Electric ML082880369. GEFR-00793, «PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4»., 401 page(s), 12/31/1987., General Electric ML082880396 - Submittal of PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume III, Chapters 9-14, 519 page(s), 5/26/1993) с интегральной компоновкой, с быстрым спектром нейтронов, с натриевым теплоносителем, с активной зоной с плотным смешанным топливом и с электрической мощностью 145 МВт. В качестве топлива в активной зоне используется металлический сплав U-Pu-Zr с несколькими вариантами изотопного состава и доли плутония. Жидкий натрий выступает в качестве теплоносителя I и II контура, температура его на входе в активную зону составляет 360°С, на выходе 499°С (General Electric ML082880369. GEFR-00793, «PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4», 401 page(s), 12/31/1987). Активная зона состоит из чехловых тепловыделяющих сборок (ТВС) с топливом и воспроизводящих кассет, которые используются для выравнивания тепловыделения, и окружают активную зону для обеспечения расширенного воспроизводства топлива. Для контроля реактивности используются 9 органов регулирования, в качестве аварийной защиты используются 3 стержня большого веса. Также, используется 6 модулей расширения газа для пассивной защиты в авариях с потерей расхода. В проекте реактора предусмотрена дополнительная система аварийного расхолаживания, которая работает за счет притока атмосферного воздуха вдоль внешнего корпуса блока. Сам воздух доставляется с помощью концентрических труб забора, тепло между внутренним корпусом реактора и страховочным кожухом переносится конвекцией и излучением. Атомная станция на основе такого модульного реактора предусматривает установку нескольких блоков на одну турбину для получения электрической мощности в 290 МВт или более (D.C. WADE and Y.I. CHANG, «The Integral Fast Reactor Concept: Physics of Operation and Safety», Nucl. Sci. Eng., 100, 507 ~1988).
Недостатками известного реактора является низкая эффективность расширенного воспроизводства ядерного горючего (КВ=1.12) из-за отсутствия нижнего и верхнего торцевых воспроизводящих экранов, его общей конфигурации и малой толщины боковых воспроизводящих экранов и, связанная с этим, большая утечка нейтронов из активной зоны, приводящая к дополнительной активации материалов (увеличение количества РАО) и сокращению срока службы оборудования первого контура. Согласно установленным для устойчивого развития ядерной энергетики системным требованиям (О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года// П.Н. Алексеев, В.Г. Асмолов, А.Ю. Гагаринский, Н.Е. Кухаркин, Ю.М. Семченков, В.А. Сидоренко, С.А. Субботин, В.Ф. Цибульский, Я.И. Штромбах, М., НИЦ КИ, 2012, 143 с, «Энергетическая стратегия России на период до 2030 года», утверждена распоряжением Правительства Российской Федерации от 13 ноября 2009 г.), быстрый реактор должен иметь определенный уровень начальной загрузки и избыточной наработки топлива. Активная зона быстрого реактора малого размера имеет большую утечку и жесткий спектр нейтронов, из-за чего обладает высоким потенциалом для расширенного воспроизводства делящихся изотопов, однако в прототипе ALMR PRISM он не реализуется полностью.
В активной зоне известного реактора используется традиционная компоновка активной зоны с большим уплощением (D/H=2), что в сочетании с малым размером, приводит к большой удельной загрузке по делящимся изотопам, которая составляет 8000 кг/ГВт(эл). Это значение превышает рекомендованное в (О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года// П.Н. Алексеев, В.Г. Асмолов, А.Ю. Гагаринский, Н.Е. Кухаркин, Ю.М. Семченков, В.А. Сидоренко, С.А. Субботин, В.Ф. Цибульский, Я.И. Штромбах, М., НИЦ КИ, 2012, 143 с., «Энергетическая стратегия России на период до 2030 года», утверждена распоряжением Правительства Российской Федерации от 13 ноября 2009 г.) ограничение на величину начальной загрузки топлива быстрого реактора.
Суммарно, на органы регулирования, защиты и нейтронный источник приходится 19 ячеек активной зоны (остальные ячейки активной зоны заняты ТВС). Это занимает более 10% от площади базовой активной зоны. Подобный вариант компоновки активной зоны приводит к тому, что большое количество ячеек в активной зоне малого содержания (обогащения) топлива замещено технологическими каналами, что ухудшает баланс нейтронов и также повышает удельную загрузку. Также, это повышает утечку нейтронов и количество дополнительных РАО за счет активации материалов в активной зоне.
В качестве тепловыделяющих сборок используются традиционные чехловые шестигранные кассеты с треугольной решеткой стержневых твэлов (относительный шаг твэл ~1.20), в которых для дистанционирования твэлов применена металлическая проволочная навивка на твэлы. Такая решетка, с учетом метода дистанционирования твэлов, имеет высокое гидравлическое сопротивление активной зоны, что усложняет установление естественной циркуляции и ухудшает условия охлаждения активной зоны в аварийных ситуациях, связанных с отказом насосов. Также, подобная конструкция повышает долю стали в активной зоне до (~25%), что ухудшает баланс нейтронов.
3
3
В качестве топлива в активной зоне используется металлический сплав U-Pu-10%Zr, в качестве воспроизводящего материала используется слав U-10%Zr из обедненного урана. Такое топливо имеет ряд преимуществ, в первую очередь, это высокая (с учетом заданной пористости в активной зоне) массовая плотность ~13,0 г/см тяжелых ядер (при теоретической плотности металлического топлива ~17.0 г/см тяжелых ядер), что повышает интенсивность взаимодействий в активной зоне, отсутствие легких ядер - замедлителей нейтронов, высокая теплопроводность и возможность эффективной переработки методами пирометаллургии. Основной недостаток данного топлива -возможное взаимодействие с оболочкой и формирование эвтектики при высоких температурах. В рабочих режимах температура контакта топливо-оболочка не должна превышать 704°С (General Electric ML082880369. GEFR-00793, «PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4», 401 page(s), 12/31/1987 и Status and Trends of Nuclear Fuels Technology for Sodium Cooled Fast Reactors, IAEA Technical Reports, Nuclear Energy Series, No. NF-T-4.1, 113 pp, 76 figures, Vienna, 2011). Для случаев коротких переходных процессов это ограничение по температуре контакта может быть превышено, поскольку сам процесс взаимодействия с образованием эвтектики имеет низкую скорость.
Практическая эксплуатация такого топлива проводилась в реакторе EBR-II (General Electric ML082880369. GEFR-00793, «PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4»., 401 page(s), 12/31/1987., General Electric ML082880396 - Submittal of PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume III, Chapters 9-14, 519 page(s), 5/26/1993). В результате облучения нескольких тысяч твэлов не было замечено разгерметизации, при этом, более 800 топливных стержней имели выгорание выше 10% т.а., для 30 твэлов было получено выгорание ~18.5% т.а. Также, была освоена фабрикация и переработка циркониевого сплава.
Рабочие температуры теплоносителя выбраны ниже возможных (Твх./Твых.=360°С /499°С). Выбор входной температуры меньше 400°С приводит к развитию холодного радиационного охрупчивания сталей в нижней части активной зоны, а понижение выходной температуры снижает общий КПД цикла.
Недостатком используемого натриевого теплоносителя является его высокая химическая активность при взаимодействии с водой и с воздухом, что делает необходимым введение дополнительных мер для обеспечения безопасности, надежного контроля и герметичности натриевого контура (Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок)//В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев, В.В. Игнатьев, С.А. Субботин, М., Энергоатомиздат, 1993, 384 с.).
Предложенная пассивная система аварийного расхолаживания прежде всего нацелена на сохранение целостности защитного кожуха, тогда как во время переходных процессов в тяжелых авариях температуры внутренних компонентов могут превышать допустимые значения (L.N. SALERNO, R.C. BERGLUND, G.L. GYOREY, F.E. TIPPETS, and P.M. TSCHAMPER «PRISM Concept, Modular LMR Reactors», Nucl. Eng. Des., 109, 79 ~1988).
Также известен ядерный реактор БН-800 с быстрым спектром, натриевым теплоносителем, активной зоной с диоксидным урановым и уран - плутониевым топливом и электрической мощностью 880 МВт (Борис Васильев, «Освоение МОКС топлива в БН-800» РОСЭНЕРГОАТОМ, №11, 2014, с. 18-23 и Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем: учебное пособие / В.И. Матвеев, Ю.С.Хомяков; под ред. чл.-корр. РАН В.И. Рачкова - М.: Издательский дом МЭИ, 2012. - 356 с,: ил.). Его активная зона составлена из чехловых ТВС с тремя вариантами обогащения (содержания) топлива для выравнивания радиального распределения энерговыделения, и окружена воспроизводящими экранами по бокам и снизу. Верхняя зона воспроизводства была убрана в БН-800 для снижения риска возможной реализации положительного пустотного эффекта реактивности. Жидкий натрий выступает в качестве теплоносителя, температура его на входе составляет 350°С, на выходе 540°С. Для контроля реактивности и защиты используются 12 органов регулирования. В реакторе БН-800 предусмотрена система аварийного расхолаживания, которая основана на дополнительных встроенных аварийных теплообменниках.
Недостатком известного реактора является низкий уровень избыточного воспроизводства ядерного топлива из-за использования в активной зоне диоксидного топлива, которое также содержит легкие ядра кислорода, и отсутствия верхней зоны воспроизводства. В БН-800 коэффициент воспроизводства ядерного топлива в активной зоне меньше 1,0, что повышает требуемый запас реактивности на выгорание.
Как и в случае ALMR PRISM, в БН-800 в качестве тепловыделяющих сборок используются традиционные чехловые шестигранные кассеты с треугольной решеткой стержневых твэлов, для дистанционирования которых применена металлическая проволока. Недостатки такой конструкции ТВС указаны выше.
Раскрытие сущности изобретения
Техническим результатом изобретения является:
- повышение безопасности реактора на быстрых нейтронах в режимах тяжелых аварий с потерей охлаждения активной зоны;
- удовлетворение системным требованиям устойчивого развития атомной энергетики по удельной начальной загрузке и избыточной наработке топлива;
- повышение внутренней самозащищенности и снижение стоимости строительства АЭС с данным(и) модульными реакторами;
- повышение радиационной и пожарной безопасности реактора на быстрых нейтронах в режимах тяжелых аварий с протечками теплоносителя;
- существенное улучшение параметров топливоиспользования и топливного цикла;
- возможность гибкого управления величиной характеристик активной зоны и работы с широким спектром изотопного состава и типов топлива и воспроизводящих материалов;
- расширение области применения энергоблока.
Для достижения указанного результата предложен модульный ядерный реактор малой мощности на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий корпус с крышкой, с расположенными внутри него активной зоной, теплообменниками промежуточного контура, циркуляционными насосами с напорным коллектором, системой СУЗ, при этом корпус выполнен с двойными стенками с внутренней газовой полостью, с установленными в верхней части внутренней стенки корпуса плавками вставками, а наружная стенка корпуса выполнена с оребрением.
Кроме того, в качестве жидкометаллического теплоносителя используют натрий или эвтектику Na-Tl 92.9 и 7.1 атомных % соответственно.
Также для достижения указанного результата предложена активная зона модульного ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, сформированная вертикально установленными бесчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с силовыми элементами и расположенными в верхней части дистанционирующими поясками, с треугольной решеткой цилиндрических тепловыделящих элементах с дистанционирующими решетками со смешанным U-Pu-Zr топливом, с нижней и верхней торцевыми зонами воспроизводства сформированными за счет помещения над и под U-Pu-Zr топливом в тепловыделящих элементах воспроизводящего материала из металлического обедненного уран/тория или диоксида обедненного урана/тория, и боковой зоны воспроизводства с чехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с цилиндрическими тепловыделящими элементами большого диаметра, в которых размещен воспроизводящий материал из диоксида обедненного урана/тория или металлического обедненного урана/тория.
Кроме того:
- силовые элементы представляют собой размещенные в углах ТВС шесть стальных стержней, прикрепленных к хвостовикам и головкам ТВС.
- часть ТВС выполнена с центральной полостью для размещения органов регулирования СУЗ с установленным в ней силовым элементом в виде стального чехла
Также для достижения указанного результата предложена активная зона модульного ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, сформирована вертикально установленными гетерогенными бесчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с силовыми элементами и расположенными в верхней части дистанционирующими поясками, с треугольной решеткой цилиндрических тепловыделящих элементов (твэлов) с дистанционирующими решетками, при этом твэлы в гетерогенных ТВС выполнены в виде топливных твэлов с МОКС - топливом и воспроизводящих твэлов с воспроизводящим материалом из сплава U-Zr или металлического урана с оксидным покрытием, при этом воспроизводящие твэлы равномерно распределены между топливными твэлами и их количество находится в соотношении 1 к 2 соответственно, а диаметр воспроизводящих твэлов больше диаметра топливных твэлов, а нижняя и верхняя торцевые зоны воспроизводства сформированы из металлического обедненного уран/тория или диоксида обедненного урана/тория, а боковая зона воспроизводства сформирована чехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с цилиндрическими тепловыделящими элементами большого диаметра, в которых размещен воспроизводящий материал из диоксида обедненного урана/тория или металлического обедненного урана/тория.
В указанной активной зоне силовые элементы представляют собой размещенные в углах ТВС шесть стальных стержней, прикрепленных к хвостовикам и головкам ТВС,
а часть ТВС выполнена с центральной полостью для размещения органов регулирования СУЗ с установленным в ней силовым элементом в виде стального чехла
Заявляемый модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем выполнен с электрической мощностью (180-250) МВт. Конструкцией блока обеспечивается проток холодного теплоносителя после теплообменника вдоль стенки корпуса в бассейн холодного теплоносителя. Между двойными стенками корпуса реактора находится полость, заполненная инертным газом. По сравнению с реактором ALMR PRISM, в верхней части корпуса выше уровня теплоносителя находятся плавкие вставки. Данная схема позволяет при потере теплосъема организовать залив жидкого металла в полость на пассивных принципах за счет теплового расширения теплоносителя с ростом его температуры. При этом организуется эффективный перенос тепла от твэлов активной зоны на корпус реактора при работе насосов или путем естественной циркуляции теплоносителя.
По сравнению с реактором ALMR PRISM для интенсификации теплообмена на боковую стенку корпуса реактора добавлено оребрение, а также произведено чернение его поверхности. Боковая стенка с оребрением окружена черненым металлическим листом ширмообразной формы. К данной конструкции обеспечен приток атмосферного воздуха, который по системе труб пассивно подается к основанию реактора, после чего по системе каналов передается в выходную трубу высотой 5-15 метров, в зависимости от конфигурации.
Эта система позволяет эффективно отводить тепло от разогретого в аварийных ситуациях корпуса блока с использованием естественной конвекции и теплового излучения. При этом, при работе энергоблока на полной мощности, в случае возникновения аварий с потерей принудительного штатного теплосъема, обеспечиваются допустимые температуры конструкционных элементов, включая корпус реактора, и сохраняется дальнейшая работоспособность основных систем реактора.
Активная зона сформирована безчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) со смешанным уран-плутониевым металлическим топливом для активной зоны и чехловыми ТВС с воспроизводящим материалом для боковой зоны воспроизводства. Геометрия активной зоны отличается от традиционной геометрии, применяемой для быстрых реакторов: используется меньшее уплощение по сравнению с реакторами ALMR PRISM, БН-800, ее эффективный диаметр составляет 140 см при высоте в 80 см, что находится ближе к оптимальному значению с точки зрения минимизации утечки нейтронов.
В базовом варианте загрузки активной зоны используются ТВС с треугольной решеткой твэлов одного диаметра с относительным шагом (1,16) со смешанным топливом из сплава U-Pu-Zr, обладающего высокой массовой плотностью и теплопроводностью, с начальной пористостью 25%. Изотопный состав плутония соответствует энергетическому плутонию, выделенному при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов. Доля топлива, конструкционных материалов и теплоносителя в активной зоне составляет 51.5%; 12.4%; 36.1% соответственно. Диаметр твэлов в активной зоне (8.100 мм) увеличен по сравнению с реактором ALMR PRISM, в котором диаметр твэлов в активной зоне (7.366 мм) (General Electric ML082880369. GEFR-00793, "PRISM -Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4." 401 page(s), 12/31/1987), а для дистанционирования используются дистанционирующие решетки. Чехол у ТВС отсутствует, для дистанционирования ТВС по ее краям добавлены пояски, силовую нагрузку берут на себя 6 стальных стержней с уголками, которые замещают часть твэлов, расположенных в углах ТВС. Они прикреплены к хвостовикам и головкам ТВС, на них держатся дистанционирующие решетки и дистанцинирующие пояски.
Данные изменения по сравнению с ALMR PRISM и БН-800 позволили снизить утечку нейтронов из активной зоны, повысить плотность топлива и интенсивность взаимодействий в нем, снизить поглощение нейтронов конструкционными материалами, а также ужесточить нейтронный спектр. Это привело к снижению удельной начальной загрузки по делящимся материалам в активной зоне до значения (~3990 кг/ГВт(эл)), удовлетворяющего системным требованиям. При этом, несмотря на малый размер АЗ, в ней достигается высокий коэффициент воспроизводства вплоть до 1,0 при применении энергетического плутония, начиная с определенной доли Pu-240 в изотопном составе, или при использовании гетерогенной компоновки активной зоны, и соответственно минимизируется запас реактивности на выгорание.
В качестве альтернативы, в нашем варианте возможно формирование активной зоны на основе ТВС с внутрикассетной гетерогенностью, в которых присутствуют топливные твэлы (обычного или меньшего диаметра) с МОКС - топливом, а также воспроизводящие твэлы (большего диаметра) со сплавом U-Zr или металлическим ураном с оксидным покрытием. Воспроизводящие твэлы равномерно распределены среди топливных твэлов и находятся в треугольной решетке в соотношении 1 к 2 соответственно.
Такой комбинированный вариант компоновки ТВС позволяет сохранить количество тяжелых ядер в активной зоне без применения U-Pu-Zr топлива, а с использованием только отработанного МОКС топлива и сплава U-Zr или отработанного в бланкетах быстрых реакторов металлического урана, что также повышает коэффициент воспроизводства активной зоны до 1 при использовании плутония из ОЯТ с малым выгоранием или из бланкетов БР. При облучении топлива в воспроизводящих твэлах нарабатывается количество плутония, достаточное для поддержания критичности реактора, а при извлечении отработавшей гетерогенной ТВС из бассейна выдержки, воспроизводящие твэлы могут быть отсортированы, например, по весу, и переработаны с коротким циклом выдержки, в связи с их низким выгоранием.
Для минимизации запаса реактивности на выгорание (получения оптимального коэффициента воспроизводства в АЗ), в случае использования ТВС с внутрикассетной гетерогенностью можно варьировать диаметр воспроизводящего твэла в небольших пределах. Такая мера не оказывает заметного влияния на остальные характеристики блока и может быть легко реализована, в отличие от альтернативных методик управления параметрами топлива, например, за счет варьирования высоты топливного столба в твэлах.
Одно из основных преимуществ ТВС с внутрикассетной гетерогенностью - распределение мощности между типами твэлов по кампании. В начале кампании МОКС топливо в топливном твэле имеет хорошие свойства топливных таблеток, что позволяет увеличить их линейную нагрузку с сохранением в нем допустимых температур. По мере выгорания, вместе с деградацией тепловых свойств диоксидных топливных таблеток, снижается и их линейная мощность. Это обеспечивает возможность выбора более высокой линейной нагрузки для свежего топлива, чем в случае использования традиционной гомогенной компоновки ТВС.
Для управления реактивностью и аварийной защиты применены комбинированные ТВС с органами СУЗ (ТВС-СУЗ), в которых вместо 4 центральных рядов твэлов в штатной топливной ТВС ставится шестигранный чехол. Через приводы в крышке реактора в этих чехлах ТВС-СУЗ обеспечивается движение поглотителей нейтронов шестигранной или круглой формы из очехлованного карбида бора. Основное количество ТВС-СУЗ сосредоточено ближе к центру активной зоны.
Подобная компоновка позволяет на один стержень СУЗ извлекать из активной зоны почти в 4 раза меньше топлива, чем в активной зоне БН-800, тем самым сохраняя его в активной зоне, снижая за счет этого содержание плутония и повышая воспроизводство ядерного топлива в активной зоне. Расположение ТВС-СУЗ по радиусу активной зоны дополнительно используется для выравнивания поля энерговыделения.
Активная зона окружена воспроизводящими чехловыми сборками с твэлами большого диаметра, в которых могут быть размещены таблетки, например, с металлическим обедненным ураном или торием, либо с диоксидом обедненного урана или тория. Воспроизводящие ТВС формируют боковую зону воспроизводства. Также таблетки с металлическим обедненным ураном/торием, либо с диоксидом обедненного урана/тория помещены в оболочки твэл под и над топливными таблетками активной зоны. Они формируют нижнюю и верхнюю торцевые зоны воспроизводства ядерного топлива.
Применение тория в бланкетах позволяет эффективно вести наработку U-233 для подпитки топливом тепловых реакторов. При таком размещении тория практически отсутствует негативное влияние протактиниевого эффекта реактивности, а из-за высокой утечки нейтронов из активной зоны и их жесткого спектра, темп избыточного воспроизводства соответствует системным требованиям. Если для формирования подпитки активной зоны реактора не будет хватать плутония, то возможна частичная или полная замена ториевых экранов на урановые экраны для увеличения воспроизводства плутония.
Для повышения внутренней самозащищенности реактора в качестве теплоносителя предлагается применить эвтектику Na-Tl (92.9 и 7.1 атомных % соответственно).
При этом:
- значительно снижается химическая активность теплоносителя;
- исключается бурная реакция с водой, паром и атмосферным воздухом, сопровождаемая возгоранием или взрывом;
- значительно снижается образование радиоактивных аэрозолей при авариях с утечкой теплоносителя;
- повышается температура кипения теплоносителя;
- снижается температура плавления теплоносителя;
- упрощается технология очистки модифицированного теплоносителя от кислорода и потенциально допускается исключение холодной ловушки.
С целью повышения нейтронно-физических характеристик реактора, можно применить изотопное обогащение таллия по изотопу Т1-205.
В случае возникновения технических или экономических ограничений с использованием натрий-таллиевого теплоносителя, возможно сохранить в промежуточном контуре применение чистого натрия.
Краткое описание чертежей
Сущность изобретения иллюстрируется чертежами, представленными на фиг. 1-9.
На фиг. 1 приведена принципиальная конструкция корпуса реактора с системой пассивного теплоотвода.
На фиг. 2 приведена принципиальная конструкция системы аварийного расхолаживания с использованием естественной конвекции воздуха.
На фиг. 3 приведена расчетная область допустимых размеров модульного реактора, в которой удовлетворяются поставленные требования по его характеристикам.
На фиг. 4 приведена картограмма модульного реактора.
На фиг. 5 приведено изменение с выгоранием топливного твэла линейной нагрузки топливных и воспроизводящих твэлов в ТВС с внутрикассетной гетерогенностью.
На фиг. 6 приведена фазовая диаграмма состояния сплава натрий-таллий.
На фиг. 7 приведены изменения температуры теплоносителя и конструкционных материалов в аварии с потерей принудительного теплоотвода.
На фиг. 8 приведена конструкция штатной ТВС активной зоны и ТВС-СУЗ.
На фиг. 9 приведена конструкция штатной ТВС активной зоны с внутрикассетной гетерогенностью и ТВС-СУЗ.
Позициями на фигурах обозначены
1 - активная зона
2 - напорный коллектор
3 - бассейн холодного теплоносителя
4 - теплообменник промежуточного контура
5 - бассейн горячего теплоносителя
6 - циркуляционный насос
7 - плавкие вставки
8 - газовая полость между стенками корпуса
9 - приток атмосферного воздуха
10 - выход нагретого воздуха
11 - оребрение на боковой стенке корпуса
12 - ширмообразный лист - тепловой экран
13 - тепловая изоляция
14- хвостовик со спиральным уплотнением
15 - отверстия для входа теплоносителя
16 - опорная решетка
17 - пучок твэлов
18 - дистанционирующие решетки
19 - пояски для дистанционирования ТВС
20 - верхняя опорная решетка
21 - головка
22 - ухват
23 - шесть утолщенных стальных стержней
24 - твэлы с топливом
25 - внутренний стальной чехол - канал ОР СУЗ
26 - утолщенные стальные стержни для гетерогенной ТВС
27 - воспроизводящие твэлы
28 - топливные твэлы
29 - внутренний стальной чехол - канал ОР СУЗ для гетерогенной ТВС
Осуществление изобретения
На фиг.1 представлена схема организации пассивной системы аварийного расхолаживания в корпусе без дополнительных теплообменников. Она основана на пассивных принципах, является технологичной и не сложной в реализации. Для устранения отрицательного влияния на преобразование энергии (КПД) в номинальном режиме работы, корпус реактора выполнен с двойными стенками, между которых находится газовая полость 8. В нормальном режиме она заполнена аргоном (или другим инертным газом). При потере возможности теплосъема через теплообменники 4, средняя температура внутрикорпусного натрия в бассейнах 3 и 5 возрастает, что приводит к его расширению. Таким образом, становится возможным организовать уровень, при подъеме до которого, натрий войдет в контакт с плавкими вставками 7 и попадет в эту межкорпусную газовую полость, при этом, резко снижается ее тепловое сопротивление. После устранения неполадок, натрий из полости можно слить или вытеснить газом под давлением. В номинальном режиме, при тепловой мощности блока в 400 МВт, постоянные потери тепла через межкорпусное пространство, заполненное газом, по предварительным расчетам, составляют менее 100 кВт, что может быть допустимо для пассивного теплоотвода. В ходе исследования рассеивающей способности стенки корпуса, было установлено, что ее недостаточно для сохранения температур компонентов первого контура в допустимых пределах.
На фиг. 2 представлена схема установки корпуса реактора и шахты для организации системы пассивного расхолаживания через корпус. На боковую стенку реактора, вдоль которой создана возможность протекания воздуха, добавлено оребрение 11, также производится чернение поверхности. На некоторой дистанции от стенки, вокруг нее расположен тепловой экран 12 - металлический лист ширмового типа. Такая форма позволяет достичь большей площади поверхности, эффективно поглощать тепловое излучение от стенки реактора, и рассеивать его с помощью естественной конвекции. За тепловым экраном расположен лист тепловой изоляции 13, который отражает тепловое излучение, а также выполняет роль тепловой защиты шахты реактора. Через сеть труб производится забор атмосферного воздуха, который по коммуникациям 9 опускается вдоль листа теплового экрана 12, затем распределяется на 3 потока: вдоль оребренной стенки реактора 11 и с каждой стороны ширмового листа 12 и выходит через сеть выпускных каналов нагретого воздуха 10. В них предусмотрена система радиационного контроля и заслонки на случай утечки натрия. Также, размеры шахты подобраны таким образом, что в случае разгерметизации корпуса и образовании течи, активная зона находилась под слоем теплоносителя.
Конфигурация активной зоны реактора может быть изменена путем перехода от трехзонного выравнивания по радиусу активной зоны поля энерговыделения к двузонному при размещении ТВС-СУЗ в центральной части реактора. Картограмма с двузонным радиальным выравниванием поля энерговыделения в активной зоне приведена на фиг. 4.
Общие характеристики реактора и исходные данные для расчета представлены в таблице
Для снижения в активной зоне доли конструкционных материалов, повышения доли топлива и получения других преимуществ применяются безчехловые ТВС. Конструкция такой сборки представлена на фиг. 8. Она представляет из себя хвостовик 14 со спиральным уплотнением и отверстиями 15 для входа теплоносителя, далее идет опорная решетка 16, пучок твэлов 17, которые удерживаются на месте дистанционирующими решетками 18. Сверху расположены пояски для дистанционирования 19, верхняя опорная решетка 20 и головка 21, через которую выходит теплоноситель. В верхней части ТВС предусмотрен ухват 22 для ее установки и перемещения.
Сечение топливных стержней стандартной касеты представлено на фиг. 8 б. Среди решетки твэлов предусмотрены шесть утолщенных стальных стержней 23, которые выполняют роль силовой конструкции, и к которым крепятся дистанционирующие решетки 18, удерживающие твэлы с топливом 24.
В варианте исполнения ТВС с полостью под органы регулирования, общая конструкция аналогична. Отличия в сечении твэлов представлены на фиг. 8 в. Центральные 4 ряда твэлов с топливом 24 извлечены, а вместо них установлен стальной чехол 25. Он выполняет роль силового элемента вместо стержней.
При использовании внутрикассетной гетерогенности ВКГ, конструкция ТВС представлена ни фиг. 9. Основные элементы повторяют вышеописанную стандартную кассету, отличия присутствуют в твэлах. Сечение топливных стержней касеты с ВКГ представлено на фиг. 9 б. Среди решетки твэлов предусмотрены шесть утолщенных стальных стержней 26, которые выполняют роль силовой конструкции, и к которым крепятся дистанционирующие решетки 18, удерживающие твэлы с топливом 24. Используются стержни двух типов -топливные 28, которые содержат смешанное оксидное топливо, и воспроизводящие 27, содержащие металлическое топливное из отвального урана и имеющие больших диаметр.
В варианте исполнения ТВС с ВКГ сполостью под органы регулирования, общая конструкция аналогична. Отличия в сечении твэлов представлены на фиг. 9 в. Центральные 4 ряда твэлов с топливом 27-28 извлечены, а вместо них установлен стальной чехол 29. Он выполняет роль силового элемента вместо стержней.
Примеры конкретного расчета
Для расчета нейтронно-физических характеристик использовались программы JARFR (Ярославцева Л.Н. Комплекс программ JARB для расчета нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. ВАНТ, сер. ФТЯР, вып. 8 (37), 1983, с. 41-43) на основе диффузионного приближения и SERPENT 2 (, J., et al. (2015) «The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013». Ann. Nucl. Energy, 82 (2015) 142-150) на основе метода Монте-Карло.
Пример поливариантного расчета с варьированием мощности блока и уплощения активной зоны представлен на фиг. 3. Видно, что уплощение, при котором обеспечивается минимальная загрузка делящихся изотопов, отличается от применяемого в реакторе ALMR PRISM. В предлагаемом реакторе оно находится ближе к оптимальному значению по величине утечки нейтронов, что обеспечивает более благоприятные нейтронно-физические характеристики.
На фиг. 4 представлена картограмма активной зоны. В таблице 1 представлены общие характеристики модуля и исходные данные для расчета. Результаты нейтронно-физического расчета блока для вариантов загрузки активной зоны плутонием с различным изотопным составом представлены в таблице 2.
Как видно, практически все представленные варианты удовлетворяют системным требованиям по удельной начальной загрузке и избыточной наработке ядерного топлива. Удельная загрузка по делящимся изотопам не превышает значения 4.0 т/ГВт(эл), удельное воспроизводство в зонах воспроизводства находится выше 250 кг/ГВт(эл)*год. Использование плутония с высокой долей Pu240 более предпочтительно, поскольку повышает КB в активной зоне и снижает запас реактивности на выгорание. Добавление верхнего и нижнего воспроизводящих торцевых экранов не привело к значительному росту пустотного эффекта реактивности в сравнении с ALMR PRISM, в котором заложена меньшая высота активной зоны. В случае использования ТВС с внутрикассетной гетерогенностью, возможно получить малый запас реактивности на выгорание с практически любым составом плутония, обеспечивая нужные параметры небольшим варьированием диаметра воспроизводящего твэла.
На фиг. 5 представлено изменение линейной мощности топливного и воспроизводящего твэлов в зависимости от выгорания топливного твэла. Видно, что в течение кампании топлива мощность топливного стержня снижается и максимальная нагрузка на него приходится только в начале кампании, когда теплофизические параметры топливной таблетки наилучшие. Также, что важно, такая компоновка кассет, помимо наработки топлива в зонах воспроизводства, позволяет получать в воспроизводящих твэлах более 400 кг/ГВт(эл)*год Pu с высоким содержанием Pu-239. Воспроизводящие твэлы имеют низкое выгорание, могут быть отделены от топливных твэлов и переработаны с меньшей выдержкой существующими методами переработки отработавшего топлива реакторов ВВЭР.
На фиг. 6 представлена фазовая диаграмма состояния системы Na-Tl. В точке с атомной долей таллия 7.1% образуется устойчивая эвтектика (Алексеев П.Н., Шимкевич А.Л. Целесообразность эвтектической модификации жидкометаллических теплоносителей. Атомная энергия. 2015. т. 119. №3. с. 178-179). С помощью описанных программных средств проведен расчет влияния добавления таллия на нейтронно-физические характеристики реактора. Результаты влияния добавления таллия на основные характеристики реактора в относительных единицах представлены в таблице 3. В таблице 3 показаны отличия характеристик реактора с теплоносителем Na+Tl от характеристик реактора с натриевым теплоносителем для различных вариантов изотопного состава таллия в теплоносителе Na+Tl.
Dopler
void1
void2
void3
В различных столбцах представлены результаты: для природной смеси изотопов Т1; для смеси изотопов Т1 с обогащением по изотопу Т1-205 до 90% и для смеси изотопов Т1 с обогащением по изотопу Т1-205 до 99% соответственно. Значению ρ соответствует коэффициент Доплера, ρ - реактивность пустотного эффекта, которая реализуется при опустошении верхней части активной зоны и торцевого экрана, ρ - реактивность, которая реализуется при опустошении области активной зоны, которая имеет максимальный положительный локальный пустотный эффект реактивности и ρ - реактивность, которая реализуется при опустошении всей активной зоны и верхнего торцевого экрана соответственно.
Видно, что общее влияние добавления таллия на нейтронно-физические характеристики реактора невелико и также позволяет удовлетворять системные требования устойчивого развития атомной энергетики. Изотопное обогащение Т1 по изотопу Т1-205 позволяет снизить негативное влияние таллия и целесообразно к применению в случае экономической оправданности. Что касается активации теплоносителя и радиационной нагрузки от него, под облучением образуются очень малые количества гамма-активных изотопов таллия, и он вносит незначительный вклад в общую интенсивность гамма источников в теплоносителе. Вместе с большим эффектом самоэкранировки NaTl по сравнению с чистым Na, это приводит к уменьшению эквивалентной дозы от облученного теплоносителя.
Na
ст1
ст2
Для оценки эффективности теплосъема остаточного тепловыделения через корпус, была создана квазидинамическая модель реактора и окружающего пространства, которая учитывает характер теплообмена между его элементами, их теплоемкость и характер тепловыделения от топлива после остановки блока. Результаты моделирования температур элементов в зависимости от времени для случая полной потери теплосъема и сброса аварийной защиты при работе на полной мощности представлены на фиг. 7. T - температура натрия, Т - температура внутренней стенки корпуса, Т - температура внешней стенки корпуса с оребрением. Температуры оболочек твэлов и топлива отличаются от температуры натрия первого контура незначительно и поэтому не представлены. Как видно, после потери теплосъема и остановки реактора температура элементов растет, и переходной процесс сглаживается за счет теплоемкости теплоносителя. Далее, спустя 50 минут происходит плавление плавких вставок и перелив теплоносителя в полость между частями корпуса. Это приводит к интенсификации теплообмена между стенками корпуса и нагреву всех остальных частей. Далее происходит рост температуры теплоносителя первого контура до значения 680°С, после чего остаточное тепловыделение от топлива сравнивается с отводимой мощностью, и происходит спад температур. Такая система может работать неограниченное время, а в ходе переходного процесса температуры элементов не превысили критические значения по допустимой температуре оболочки и по образованию эвтектики между сталью и топливом.
Таким образом, предложен модульный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, конструкция которого обеспечивает высокую внутреннюю самозащищенность, в котором реализуется минимальный запас реактивности на выгорание, специальным выбором соотношения величин максимального пустотного и доплеровского эффектов реактивности исключается разгон реактора на мгновенных нейтронов при аварийном снижении плотности теплоносителя, для уменьшения химической активности при взаимодействии с водой и воздухом натриевый теплоноситель заменяется на эвтектику Na-Tl (92.9 и 7.1 атомных % соответственно), для обеспечения безопасности в случае аварий с потерей теплоотвода организована пассивная воздушная система аварийного расхолаживания через корпус реактора без дополнительных теплообменников. Она основана на пассивных принципах, является технологичной и не сложной в реализации. Показано, что, не смотря на малый размер предлагаемого модульного быстрого реактора и высокой утечки нейтронов, за счет выбора топлива, минимизации доли конструкционных материалов в активной зоне, наличия торцевых и бокового воспроизводящих экранов, его характеристики удовлетворяют системным требованиям развития ядерной энергетической системы (ЯЭС) по величине удельной начальной загрузки и избыточной наработке ядерного топлива.
Актуальность предложения связана с тем, что согласно энергетической стратегии в ядерной энергетике России, наряду с наращиванием количества энергоблоков с перспективными тепловыми реакторами ВВЭР (и ВТГР) и переходом к замкнутому топливному циклу, должны появиться быстрые реакторы (БР) с высокой внутренней самозащищенностью, с расширенным воспроизводством топлива, предназначенные для эффективного вовлечения U-238 и Th-232 в энергопроизводство, минимизации объема ОЯТ и топливообеспечения новых и существующих реакторов, а также блоки малой и средней мощности.