О ядерных реакторах и их творцах - АЭС с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300

АЭС с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 и пристанционным топливным циклом
Развитие ядерной энергетики (ЯЭ) началось в середине 1950-х годов, когда разработанные к этому времени военные ядерные технологии были адаптированы для мирных целей — прежде всего для производства электроэнергии. Основу ЯЭ на первом этапе составили аппараты на тепловых нейтронах — тепловые реакторы (ТР), подобные тем, которые использовались для производства плутония и трития, в атомных подводных лодках.
Вместе с тем оценки ученых (Э. Ферми в США, А.И. Лейпунский в СССР и др.) показывали, что уникальный избыток нейтронов в аппаратах на быстрых нейтронах — быстрых реакторах (БР) с уран-плутониевым топливом (~2,3 против ~1 в ТР), являющийся их фундаментальным свойством, позволяет не только осуществить бридинг ядерного “горючего”, но и способствовать решению главных проблем ЯЭ. В ряде стран, в том числе и в СССР, были созданы быстрые реакторы. У нас —  это БР-5, БОР-60, БН-350, БН-600 с натриевым охлаждением, несколько корабельных реакторов, охлаждаемых эвтектическим сплавом “свинец-висмут”.
Благоприятный в целом опыт реакторов военного назначения и первых АЭС породил определенную “инженерную” философию безопасности, достигаемой за счет создания специальных систем безопасности, высокой надежности и качества оборудования, высокой квалификации и дисциплины персонала. При этом “инженерная” философия допускает такие принципиальные технические решения, как большие запасы и эффекты реактивности, теплоотвод при высоком давлении (в случае водяного или газового охлаждения), применение химически активных с воздухом и водой горючих веществ (Na), которые могут повлечь за собой потенциальную опасность возникновения тяжелых аварий, связанных с быстрым разгоном реактора, потерей теплоносителя и средств отвода остаточного тепла, пожарами, паровыми и водородными взрывами.
“Инженерная” философия преобладает среди реакторщиков и теперь, после аварий на АЭС Три- Майл-Айленд (ТМ1) и чернобыльской, хотя все понимают, что инженерные меры повышения безопасности — барьеры, “защита в глубину”, ужесточенные требования к качеству оборудования, строительства и к персоналу, не исключают полностью аварий, а лишь позволяют снизить их вероятность до определенного уровня, увеличивая стоимость АЭС. Этот уровень, естественно, зависит от масштабов и времени функционирования ЯЭ, т.е. от количества нарабатываемых реакторо-лет. К настоящему времени эта наработка составляет около 104 реакторо-лет, поэтому вероятность тяжелой аварии на уровне Ю МО-5 1/реакторо-лет для АЭС с ТР традиционного типа сейчас может быть принята в качестве приемлемой и обоснованной опытом.
Развитые методы вероятностного анализа безопасности стали важным инструментом при планировании работ по повышению безопасности современных АЭС. Однако “инженерная” философия с ее вероятностным подходом к формированию критериев и обоснованию безопасности будущей крупномасштабной ЯЭ, наработка которой уже в наступившем столетии может достигнуть 106 реакторо-лет, имеет свои ограничения, особенно по отношению к авариям с катастрофическими последствиями:
- Общество едва ли примет какой-либо критерий безопасности АЭС, кроме исключения аварии масштаба чернобыльской, а это требует снижения вероятности, по меньшей мере, до 10-7-10-8. Расчетные оценки столь малых вероятностей не имеют ни убедительных теоретических, ни, тем более, опытных оснований при опыте в ~104 реакторо-лет. Вероятности террористических, военных и многих других человеческих действий вообще не имеют устойчивых прогнозируемых значений.
- Традиционный способ снижения вероятности тяжелых аварий — наращивание систем безопасности АЭС — уже привел к значительному удорожанию “ядерного” электричества, а при увеличении масштабов ядерной энергетики и связанном с этим ужесточении требований безопасности может привести к потере ее конкурентоспособности.
Для доказательства безопасности крупномасштабной ЯЭ наступившего столетия и преодоления противоречий между требованиями безопасности и экономики нужен новый подход как к выбору принципиальных технических решений, так и к обоснованию безопасности реакторов.
Новый подход заключается в последовательной реализации принципа внутренне присущей безопасности, сформулированного А. Вейнбергом после аварии на АЭС ΤΜΙ. Этот принцип является ключевым для философии естественной безопасности, которая связывает достижение безопасности не столько с наращиванием инженерных средств и требований для уменьшения вероятности тяжелых аварий, сколько с физическими и химическими свойствами и закономерностями, присущими цепной реакции, а также топливу, теплоносителю и другим компонентам реактора и АЭС в целом.
Основное требование естественной безопасности применительно к реактору, АЭС и производствам ее ядерного топливного цикла состоит в детерминистическом исключении аварий с выбросами в атмосферу радиоактивности и токсичности, требующих эвакуации населения при любых реализуемых исходных событиях и их наложениях (отказы оборудования, ошибки персонала, саботаж, внешние воздействия).
Детерминистическое исключение тяжелых аварий не следует отождествлять с недостижимой абсолютной безопасностью. Детерминистически должно быть исключено лишь катастрофическое развитие наиболее тяжелых аварий, тогда как к “обычным” “экономическим” авариям должен применяться и обычный вероятностный подход, требующий знания вероятностей на уровне 10-3-10-4, имеющих опытное обоснование.
Философия естественной безопасности уже оказала влияние на работы по усовершенствованию традиционных реакторов, главным образом в направлении создания разного рода пассивно (без подвода энергии и сигналов) действующих элементов защиты и управления, более активного использования обратных связей и естественной циркуляции теплоносителя. Однако до сих пор при решении вопросов в процессе совершенствования действующих и в большинстве проектируемых АЭС эта философия не может быть воплощена в полной мере для существующих концепций водоохлаждаемых ТР и охлаждаемых натрием БР, что и является основной причиной наращивания в них инженерных средств безопасности и деления аварий на проектные и запроектные. Задача разработки новой ядерной технологии состоит в последовательной реализации этой философии, начиная со стадии выбора исходных концептуальных решений. Соответствующий выбор концепции позволяет распространить философию естественной безопасности не только на проектируемые реакторы и АЭС, но и на другие звенья ядерного топливного цикла, включая захоронение радиоактивных отходов и проблему нераспространения делящихся материалов.
Детерминистическое исключение тяжелых аварий выдвигает жесткие требования к характеристикам безопасности реактора. Казалось бы, они вряд ли могут быть удовлетворены в концепциях будущих реакторов. Однако это не так. В НИКИЭТ, начиная с 1989 г., под руководством Е.О. Адамова и В.В. Орлова ведутся работы по быстрому реактору естественной безопасности со свинцовым теплоносителем БРЕСТ. В настоящее время эти работы находятся на стадии завершения технического проекта АЭС с опытно-демонстрационным реактором БРЕСТ-ОД-300 и пристанционным топливным циклом. Разместить эту станцию предполагается на площадке Белоярской АЭС. Работы по концепции реактора БРЕСТ показали, что, если эффекты реактивности невелики, теплоноситель имеет большие запасы до температуры кипения и низкое давление, обеспечен высокий уровень его естественной циркуляции, реактор не использует возгорающихся при контакте с водой и воздухом и водородообразующих веществ, обладает эффективными “гасящими” обратными связями и возможностями пассивного расхолаживания, топливо нагревается с большим запасом до температур его разрушения, то можно рассчитывать на детерминистическое исключение указанных выше тяжелых аварий.
Обоснование безопасности АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300 и пристанционным топливным циклом проводилось путем последовательного рассмотрения практически всех потенциально наиболее опасных исходных событий и детерминистического доказательства нереальности перехода возника­ющей аварийной ситуации в аварию, требующую эвакуации населения. Основной принцип обеспечения детерминистической безопасности РУ БРЕСТ-ОД-300 заключается в использовании таких технических решений, которые сводят к минимуму саму возможность возникновения аварийных ситуаций и предотвращает опасное их развитие.
БРЕСТ-ОД-300 представляет собой двухконтурную реакторную установку, в состав которой входит реакторе парогенераторами, насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, системой управления и защиты, системами теплоотвода при расхолаживании, разогрева реактора, защиты установки от превышения давления, очистки газа и другими вспомогательными системами. Теплоносители РУ: в первом контуре — высококипящий химически инертный расплавленный свинец, во втором контуре — вода (пар) закритических параметров.

Продольный разрез реакторной установки БРЕСТ-ОД-300

В качестве топлива рассматривается хорошо совместимое со свинцом и материалом оболочки твэла высокоплотное (14,3 г/см3) и высокотеплопроводное (20 Вт/м к) мононитридное смешанное топливо (UN — PuN) равновесного состава, а в качестве материала оболочки — хромистая сталь ферритно-мартенситного класса. Для снижения температуры топлива и соответственно для обеспечения сравнительно низкого выхода продуктов деления из топлива под оболочку в конструкции твэла зазор между топливом и оболочкой заполнен свинцом, обеспечивающим хорошую передачу тепла от топлива к теплоносителю.
С целью обеспечения большого проходного сечения активной зоны по теплоносителю, повышения уровня мощности, отводимой естественной циркуляцией свинца, более равномерного по зоне подогрева теплоносителя, а главное, создания условий для охлаждения аварийных ТВС при локальном перекрытии их проходных сечений все ТВС выполняются бескожуховыми. Такая конструкция допускает радиальные перетечки теплоносителя в активной зоне, исключающие перегрев аварийных ТВС.
Для снижения утечки нейтронов, лучшего выравнивания нейтронных полей, обеспечения условий работы аппарата без изменения реактивности по кампании и достижения полного воспроизводства топлива в активной зоне (КВА-1) традиционные для быстрых реакторов урановые экраны заменены на эффективный свинцовый отражатель, альбедные характеристики которого лучше, чем у диоксида урана. Сборки отражателя заключены в плотные чехлы. Первый ряд этих сборок используется для размещения каналов органов регулирования, а сборки 2-4 рядов могут содержать 1 и Тс для трансмутации, а также Sr и Cs в качестве стабильного источника тепла.
В активной зоне вместо обычного выравнивания радиального распределения энерговыделения обогащением топлива применено трехзонное выравнивание подогревов свинца и температур оболочек твэлов путем профилирования энерговыделения и расхода свинца в ТВС за счет использования твэлов разного диаметра, но с одинаковым содержанием плутония в загружаемом топливе. Такой способ обеспечил хорошее выравнивание температур свинца на выходе из активной зоны и максимальных температур оболочек твэлов.
Отвод тепла от активной зоны реактора в штатных режимах эксплуатации осуществляется за счет принудительной циркуляции свинцового теплоносителя. Он главными циркуляционными насосами (ГЦН) поднимается на высоту ~2 м относительно уровня свинца в камере всаса и подается на свободный уровень в кольцевой напорной камере. Далее свинец опускается к опорной решетке активной зоны, проходит через ТВС снизу вверх, нагреваясь до температуры 540 °C, и попадает в общую сливную камеру “горячего” теплоносителя, а затем вновь подается вверх и через патрубки раздаточного коллектора поступает во входные полости ПГ и межтрубное пространство, где отдает тепло теплоносителю второго контура, проходящему внутри трубок ПГ. Охлажденный до ~420 °C, свинец поднимается затем вверх по кольцевому зазору в камеру всаса насосов, откуда снова подается насосами в напорную камеру. Создаваемая при работе насосов разница уровней “холодного” и “горячего” теплоносителя исключает неравномерность расхода свинца через ПГ при остановке одного или нескольких насосов и обеспечивает инерцию изменения расхода при быстрой остановке насосов за счет выравнивания уровней теплоносителя в напорной и всасывающей камерах.
В БРЕСТ-ОД-300 принята бассейновая конструкция расположения реактора и парогенераторов непосредственно в бетонной шахте с тепловой защитой без использования металлического корпуса. Поддержание температуры бетона в допустимых пределах обеспечивается естественной циркуляцией воздуха. Для снижения последствий возможных нарушений плотности труб парогенераторов применена интегрально-петлевая схема компоновки первого контура, при которой ПГ и ГЦН вынесены за пределы центральной шахты реактора. Такая компоновка вместе с выбранными схемами циркуляции свинца и сброса пара из газового объема реактора в систему локализации исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку реактора. Все эти особенности схем позволили получить достаточно малый объем свинцового контура. Добавим также, что низкое давление свинца и относительно высокая температура его застывания способствует самозалечиванию трещин в оборудовании и трубопроводах контура, что исключает аварии с нарушением охлаждения активной зоны, расплавление твэлов, истечение радиоактивного свинца в помещения РУ.
Наличие внутриреакторного хранилища отработавшего топлива, удаленного от активной зоны и защищенного от радиационного излучения, позволяет ускорить и упростить выгрузку из реактора облученного топлива путем его предварительной выдержки до уровня тепловыделения, допускающего проведение перегрузочных и транспортных операций без принудительного охлаждения.
В реакторной установке БРЕСТ-ОД-300 предусмотрена пассивная многоканальная система аварийного расхолаживания (САР). Теплоотвод в ней осуществляется воздухом, циркуляция которого организована за счет естественной тяги через теплообменники трубами Фильда. При работе реактора в штатных режимах система аварийного расхолаживания находится в “горячем” резерве, и мощность системы в этом режиме минимальна, обеспечивая поддержание отводящего тепло контура при температурах, позволяющих быстро запустить систему на полную мощность. Включение САР в работу может быть осуществлено либо открытием заслонки по активному или пассивному сигналу, либо срабатыванием пассивного устройства по повышению температуры воздуха на выходе из теплообменников. Эти же теплообменники САР используются и для штатного расхолаживания реактора. Мощность, отводимая системой расхолаживания, ~1 %.
Расчетный анализ аварийных ситуаций показал, что все рассмотренные исходные события, связанные с быстрым вводом реактивности вплоть до полного ее запаса (например, при самоходе всех рабочих органов СУЗ), забросом пара в активную зону при разрыве трубок ПГ, прекращением принудительной циркуляции теплоносителя (отключение или отказ всех насосов), потерей стока тепла по второй контур или переохлаждением свинца на входе в активную зону и др., не приводят к авариям с разрушением топлива и недопустимым радиоактивным и токсичным выбросам даже при отказе активных средств остановки реактора. Аварии преодолеваются только за счет внутренне присущих реактору БРЕСТ свойств безопасности, включающих в себя реактивностные обратные связи по температуре топлива, теплоносителя и элементов конструкции активной зоны, а также по напору теплоносителя и его температурам на входе и выходе из активной зоны. Поэтому перечисленные выше средства достижения безопасности применительно к рассмотренным исходным событиям позволяют говорить о “естественной” безопасности реакторов такого типа и ее детерминистическом доказательстве. Тем не менее, поиск “слабых”, с точки зрения безопасности, мест в конструкции реактора и его систем продолжается, и не исключено дополнение списка технических средств, преимущественно пассивного действия, для преодоления аварий, вызываемых исходными событиями, которые ранее не были приняты во внимание.
Проведенные конструкторские разработки на концептуальном уровне подтвердили возможность создания реакторов БРЕСТ различной тепловой мощности (600, 1200 МВт) для крупномасштабной ядерной энергетики будущего, создание которых может быть осуществлено на тех же принципах, которые заложены при разработке реактора мощностью 300 МВт. Сама же установка БРЕСТ-ОД-300 рассматривается не только как опытная, но и как прототипная для серии энергетических РУ средней мощности.
Как показывают сравнительные экономические оценки, можно рассчитывать, что стоимость такой установки с реактором, основные технические характеристики которого приведены ниже, не будет превышать уровня стоимости легководных РУ той же мощности.

Основные технические характеристики реактора установки БРЕСТ-ОД-300

Как уже указывалось, энергоблок с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 и пристанционным ядерным топливным циклом планируется разместить на промышленной площадке Белоярской АЭС.
Проектирование АЭС с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300, как один из этапов реализации одобренной Правительством РФ “Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века” было начато в 1998 г. и в настоящее время близится к завершению. Генеральным проектантом АЭС является Санкт-Петербургский Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт “Атомэнергопроект”.
Энергоблок проектируется как опытно-демонстрационный и предназначен для исследования работы реакторной установки в различных режимах отработки всех технологических процессов и систем, обеспечивающих ее работу. По окончании исследований энергоблок предполагается перевести в промышленную эксплуатацию с выдачей электроэнергии в энергосистему.
В энергоблоке предусматривается использование серийной (разработки АО ЛМ3) турбоустановки К-300-240-3 с необходимыми для работы энергоблока системами и устройствами, включая систему регенеративного подогрева основного конденсата и питательной воды. Турбина — конденсационная одновальная трехцилиндровая с частотой вращения ротора 3000 об/мин является приводом генератора переменного тока типа ТЗВ-320-2УЗ с выходным напряжением 20 кВ. Номинальный расход пара на турбину составляет около 1000 т/ч. При этом расходе пара с температурой 520 °C, при выключенных отборах пара на собственные нужды и включенной системе регенерации, на клеммах генератора может быть получена мощность около 320 МВт, а КПД блока составит - 45 %.
Система промежуточного перегрева пара содержит два паро-паровых теплообменника, греющей средой в которых является свежий пар, отбираемый из главных паропроводов до турбины. После теплообменников вся охлажденная среда направляется в смешивающий подогреватель питательной воды, где догревается до температуры 350 °C.
Подогрев питательной воды до такой температуры обусловлен необходимостью не допустить застывание свинцового теплоносителя в первом контуре в аварийных режимах. С той же целью на трубопроводах подвода питательной воды к парогенераторам устанавливаются отсечные клапаны, закрытие которых производится автоматически как “пассивными”, так и “активными” приводами по соответствующим аварийным сигналам.
В качестве водно-химического режима второго контура энергоблока принят освоенный и распространенный практически на всех блоках ТЭС со сверхкритическим давлением пара нейтрально- кислородный водный режим. При таком режиме отсутствует необходимость удаления кислорода, что обусловило отказ от деаэратора в контуре.
Особенностью второго контура является и то, что в отличие от существующих в мире проектов АЭС на него не возлагается функция безопасности по аварийному отводу тепла от реакторной установки. Поэтому в нем предусматриваются лишь два элемента безопасности: предохранительные клапаны парогенераторов и отсечные клапаны на линии подачи питательной воды к ним.
Для контроля и управления технологическими процессами проектом энергоблока предусмотрена управляющая система, при разработке которой руководствовались следующими принципами:

1. обеспечение безопасности АЭС в любых режимах работы;
2. высокая надежность;
3. применение современной микроэлектронной техники;
4. широкое использование локальных систем управления;
5. развитый человеко-машинный интерфейс.

В проекте АЭС проработан и транспортно-технологический комплекс, предназначенный для выполнения операций со “свежим” и отработавшим ядерным топливом. Он включает механизмы и устройства, обеспечивающие выгрузку из активной зоны отработавших ТВС, доставку их во внутриреакторное хранилище, передачу ТВС (после выдержки) в отделение переработки топлива, а также проведение “обратных” операций со “свежими” ТВС.
Строительные конструкции главного корпуса АЭС спроектированы с учетом “Норм проектирования сейсмостойких атомных станций”. При этом в качестве проектного принято землетрясение в 6 баллов по шкале MSK-64, в качестве максимального расчетного — землетрясение в 7 баллов.
Предусматриваемый проектом пристанционный ядерный топливный цикл (ПЯТЦ) реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 позволит после его реализации продемонстрировать возможность решить ряд проблем, стоящих на пути широкого распространения атомной энергетики, и прежде всего:

1. поставить не организационный, а технический барьер распространению ядерного оружия за счет исключения использования технологии обогащения урана и выделения плутония, отказа от транспортировки “свежего” и отработавшего ядерного топлива;
2. практически неограниченно расширить располагаемую ресурсную базу атомной энергетики за счет организаций внутристанционной “циркуляции” U-Pu топлива равновесного состава с необходимостью добавления лишь небольшого количества обедненного или природного урана;
3. в значительной мере упростить поиск экономичных и безопасных процессов обращения с РАО за счет их фракционирования, трансмутации актиноидов и долгоживущих продуктов деления в ядерном реакторе.

Основной проблемой ПЯТЦ является выбор и разработка неводной радиохимической технологии переработки облученного топлива (очевидно, что оно в этом случае уже не является отработавшим). Технология должна позволять выделять из него следующие фракции:

1. U+Pu, подлежащие дальнейшему использованию в реакторе;
2. минорные актиноиды (Np, Am, Cm), подлежащие трансмутации (Cm, в идеале, желательно выделить и выдержать для превращения в Рu);
3. продукты деления (их желательно дополнительно фракционировать с выделением долгоживущих радионуклидов);
4. коммерчески ценные изотопы, имеющие промышленное или медицинское применение.

При этом технология переработки не должна позволять разделять U и Рu даже с учетом целенаправленного изменения условий ведения процесса. Невысокая степень очистки регенерированного топлива (в регенерате может оставаться от 1 до 10 % исходных продуктов деления) дополнительно способствует возможности легкого обнаружения попыток хищения делящихся материалов.
В настоящее время ведутся широкие и интенсивные поиски требуемой технологии регенерации. Их можно назвать успешными лишь частично, так как ни одна из предлагаемых и лабораторно опробованных технологий не отвечает в полной мере вышеуказанным требованиям. В поисках задействованы практически все ведущие в этой области организации страны (ВНИИНМ, НИИАР, РНЦ КИ, ВНИИХТ). Лишь в конце 2001 г. — начале 2002 г. начали появляться новые нестандартные подходы, которые требуют лабораторного подтверждения, но, по имеющимся данным, могут перевернуть наши представления о процессе регенерации облученного топлива.
С учетом этого в рамках технического проекта ПЯТЦ БРЕСТ-ОД-300 прорисовывается облик дистанционных безлюдных автоматизированных производств разделки, регенерации и рефабрикации топлива. В соответствии с последовательностью решаемых задач ПЯТЦ разделяется на две очереди.
Первая очередь включает участки изготовления порошка из исходных ядерных материалов, фабрикации таблеток, сборки твэлов и ТВС. Предназначена для выпуска первых топливных загрузок РУ БРЕСТ-ОД-300 и РУ БН-800. Для РУ БРЕСТ-ОД-300 предполагается также изготовить две подпиточные партии топлива. Ввод в эксплуатацию первой очереди ПЯТЦ планируется в начале 2007 г. Вторая очередь включает участки разделки, регенерации облученного топлива. Ввод в действие второй очереди ПЯТЦ планируется ориентировочно через три года после ввода в эксплуатацию первой очереди, т.е. в 2010 г.
Выше дано описание проектов устройства реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 и АЭС на ее основе, а также их особенностей. Описание достаточно подробное, поскольку в этих проектах впервые нашли воплощение технические решения, определяемые философией естественной безопасности реакторов — системы взглядов на условия развития эффективной и приемлемой для общества крупномасштабной ядерной энергетики будущего.
А в заключение приведем выдержки из сообщения в вышедшем в июле с.г. выпуске № 26 “Атомпрессы” — газеты российских атомщиков:
“ 11 июля в Екатеринбурге прошли предпроектные общественные слушания по вопросу расширения Белоярской атомной электростанции энергоблоком № 5 с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300.
В числе участников общественных слушаний были представители научных кругов, надзорных органов, проектных, экологических и общественных организаций. Представленные к рассмотрению доклады по сути своей не вызвали возражений и были полностью одобрены”.
А.И. Филин, А.Г. Глазов, Б.Б. Кубинцев, В.Н. Леонов, А.В. Лопаткин, А.Г. Сила-Новицкий, В.С. Смирнов, В. С. Цикунов