Материальное обеспечение РУ СКД
Серьёзной проблемой может стать обеспечение разрабатываемых РУ СКД необходимыми материалами. В первую очередь, это относится к материалу оболочек твэлов. В настоящее время температура теплоносителя на выходе из активной зоны в западных разработках принимается равной 500-510С. В этом случае максимальная температура оболочек по мнению авторов [11] может достигать 740С в номинальном режиме и 850С в переходных процессах. В проектных авариях температура может достигать 1200С. В своих оценках авторы не учли, что в соответствии с [12], только отложения продуктов коррозии должны дополнительно повысить температуру оболочек твэлов более чем на 50С. Если допустить неравномерность температур по периметру оболочки, то даже в номинальных режимах работы АЭС температура оболочек может достичь 1000С.
В качестве оболочек твэлов быстро-резонансных реакторов предполагается использование различных сталей. К сожалению, опыта использования их при температурах выше 600С практически нет, тем более в РУ СКД. Требуется большая работа по получению стали, работающей в условиях активных зо РУ СКД при температуре 800С и выше.
Существенно упрощаются требования к материалу оболочек твэлов для РУ с интегральной компоновкой оборудования - СКДИ. Связано это с более низкой температурой теплоносителя на выходе из активной зоны (395С в начале кампании и снижением к концу до 382С), с существенно меньшими тепловыми потоками в активной зоне, с большим шагом размещения твэлов. Расчёты дают максимальное значение температуры оболочек для РУ В-670 СКДИ 480С при работе на номинальной мощности. Анализ неопределённости и учёт отложений продуктов коррозии могут повысить значение максимальной температуры оболочек до 520С. Для реактора с тепловым спектром нейтронов в качестве оболочек твэлов предпочтительнее использовать сплав на основе циркония. О создании сплава циркония ЦЖХВ с рабочей температурой порядка 500С шла речь при разработке РУ СКДИ-500. Организация, отвечавшая за создание таких материалов, заявила, что готова предоставить сплав с рабочей температурой 450С в ближайшее время. В настоящее время интерес к циркониевым сплавам для возможного использования в РУ СКД проявляется во многих странах.
Безопасность
Рассмотрим уровень безопасности представленных РУ СКД на примере развития максимальной проектной аварии (МПА), включающей в себя разрыв трубопровода первого контура максимального диаметра. Системы безопасности РУ должны исключить возможность перехода аварии в тяжёлую стадию. В связи с отсутствием программ, позволяющих надёжно рассчитывать протекание аварий, связанных с разгерметизацией первого контура в РУ СКД, для сравнения используем результаты анализов таких аварий на РУ с ВВЭР, для расчёта которых имеются проверенные коды [11].
Начнём анализ развития МПА на одноконтурной РУ SCWR [12]. Автор рассматривает начальный этап развития аварии с разрывом трубопровода на входной линии в реактор с тем, чтобы определить время ввода в работу САОЗ. Предполагается, что 5 секунд после начала аварии будет работать ГЦН на целой линии. Запорная арматура на паровых линиях закроется быстро. Через 4,5 с включается вспомогательный насос с расходом 15% от расхода ГЦН. За 5 с после начала аварии температура оболочки твэлов вырастет на 380С, за следующие 5 с - ещё на 100С, далее продолжает расти с меньшей скоростью. Давление в контуре падает ниже критического за 1-2 секунды после начала аварии. Рассмотрим протекание аналогичной аварии с разгерметизацией первого контура в РУ ВВЭР-1200. Сравнение протекания этих аварий даст возможность глубже понять сложность борьбы с авариями в РУ СКД и возможные пути борьбы с их последствиями. Такая авария рассматривалась, например, в [13]. Масса воды в первом контуре ВВЭР-1200 составляет примерно 200 т, внутренний диаметр трубопровода первого контура - 850 мм. При МПА давление на выходе из реактора через одну секунду падает примерно на 5 МПа. Первый контур при такой аварии обезвоживается практически через 10 секунд. Снижение давления в контуре носит сложный характер. Направление течения теплоносителя через активную зону неоднократно меняется, в какой-то момент возникает застой. Температура оболочек может вырасти до 850С. Чтобы избежать дальнейшего резкого роста температуры оболочек твэлов в первый контур начинает поступать вода из ГЕ приблизительно через 7 секунд после начала аварии.
Гидроёмкости подают воду в напорную и в верхнюю камеры смешения реактора с расходом 1600-1700 кг/с в первые 15 секунд, снижаясь до 600 кг/с к 190й секунде. Поступление воды в активную зону сдерживается из-за противотока пара при кипении воды небольшого объёма, попадающего в активную зону. Весовой уровень воды в активной зоне почти 50 секунд не превосходит 0,2 м, после чего резко увеличивается. За этот период температура оболочек твэлов может вырасти на 400С.
Гидравлический диаметр каналов активной зоны для ВВЭР-1200 примерно 14 мм, гидравлический диаметр каналов SCWR 3,3 мм, подать воду в них будет сложнее, так как при одинаковых тепловых потоках количество пара, образующееся в канале SCWR на единицу проходного сечения, может быть в несколько раз больше чем в ВВЭР-1200, скорость пара на выходе из канала SCWR будет значительно выше, чем в ВВЭР-1200, что будет намного сильнее препятствовать попаданию воды в активную зону. Водяные каналы, улучшающие нейтронно-физические параметры активной зоны, приведут к тому, что в случае аварии будет очень сложно подать воду на охлаждение твэлов. Таким образом, можно сказать, что разработка системы охлаждения аварийного реактора SCWR представляет собой намного более сложную задачу, чем для реакторов докритического давления.
Проанализируем протекание МПА на двухконтурной РУ СКД на примере РУ ПСКД, [16]. Предположим, что произошел разрыв холодной нитки трубопровода диаметром 600 мм на участке между буферной ёмкостью и корпусом реактора. Давление в первом контуре падает ниже критического. РУ ПСКД охлаждается паром с температурой от 400 до 500С. Скорость роста температуры оболочек в первые секунды может достигать 300-400С/с, и при малом значении гидравлического диаметра, характерном для данной РУ, температура оболочек может достигнуть 2000С и выше. За это время вода из САОЗ не успеет попасть в активную зону. Даже позже поступление воды в активную зону будет незначительным из-за затеснённой решётки твэлов и выбросу воды в разрыв.
Задача недопущения разрушения активной зоны в авариях с разгерметизацией первого контура, как для одноконтурных, так и для двухконтурных петлевых РУ СКД, пока не решена ни в одном проекте.
Внимание к интегральным РУ было привлечено после аварии на Чернобыльской АЭС. Основным достоинством интегральных реакторов при докритическом давлении, является высокий уровень их безопасности. По различным оценкам уровень безопасности интегральных РУ по крайней мере на порядок выше, чем у петлевых. Обладая высоким уровнем безопасности, интегральные РУ значительно проигрывали традиционным в экономичности. Причина - относительно низкая единичная мощность (при докритическом давлении). Работы, проведённые в НИЦ «Курчатовский институт», показали, что можно значительно улучшить технико-экономические показатели интегральной РУ при переходе на давление теплоносителя выше критического. При этом электрическая мощность РУ может достигать 600-700 МВт при сегодняшней возможности создания корпусов реакторов, рассчитанных на сверхкритическое давление, диаметром до 5000 мм.
Технико-экономические показатели АЭС с реактором СКД
Наиболее привлекательным решением при переходе на СКД воды в РУ АЭС кажется создание одноконтурной установки с параметрами пара, достигнутыми на ТЭС. Однако для такой РУ потребуется решить ряд проблем, перечисленных выше. Для двухконтурных петлевых РУ СКД присущи все проблемы одноконтурных за исключением проблемы выноса активности в машзал. При этом КПД при одинаковом уровне температуры будет ниже КПД одноконтурных РУ, количество используемого оборудования - больше, расходы на собственные нужды - выше. Многие проблемы решаются для интегральной РУ СКД. Такие РУ характеризуются значительно меньшим количеством аварийных исходных событий, более высокой степенью самозащищённости и заметным сокращением капитальных затрат.
После выпуска технического предложения на РУ В-500 СКДИ были исследованы возможности улучшения технико-экономических характеристик интегральных РУ с учётом дополнительных требований к разрабатываемым РУ. Были рассмотрены РУ СКДИ, работающие в открытом топливном цикле и возможности для работы в замкнутом топливном цикле. Были рассмотрены РУ, как с тепловым, так и с быстрым спектром нейтронов, проведена оптимизация параметров пара второго контура в зависимости от параметров воды первого контура. Были разработаны парогенераторы, в наибольшей степени отвечающие требованиям к РУ СКДИ [14]. Для рассматриваемых РУ внешний диаметр корпуса принят равным 4960 мм, как максимально возможный в соответствии с рекомендациями ЦНИИКМ «Прометей».
Были рассмотрены реакторы:
- с быстро-резонансным спектром нейтронов, тесной решёткой твэлов, со стальными оболочками, электрической мощностью 600 МВт;
- с резонансно-тепловым спектром нейтронов, более широкой решёткой твэлов, с оболочками из циркониевого сплава, электрической мощностью 670 МВт, коэффициентом накопления топлива 0,83-0,85, со спектральным регулированием;
У первого типа РУ в конце кампании коэффициент реактивности по плотности принимает отрицательное значение, что неприемлемо с точки зрения безопасности. У второго типа РУ в течение всей кампании коэффициент реактивности по плотности положителен. При этом продолжительность кампании существенно больше, средняя глубина выгорания увеличена. Второй вариант РУ был выбран в качестве базового.
РУ В-670 СКДИ
На Рис. 9 представлена схема размещения оборудования РУ СКДИ-670.
Рис. 9 Схема размещения оборудования РУ СКДИ-670
Реакторная установка с оборудованием бетонной шахты, размещена в страховочном корпусе. Страховочный корпус выдерживает давление до 0,3 МПа, динамические нагрузки, возникающие при разуплотнении оборудования первого контура и сейсмических воздействиях. Страховочный корпус обеспечивает удержание расплава активной зоны в корпусе реактора за счёт охлаждения корпуса реактора при запроектных авариях (вероятность расплавления активной зоны менее 10-8 1/реакторгод).
Реактор состоит из следующих основных частей: корпуса; верхнего блока; деталей главного разъема; внутрикорпусных устройств (БЗТ, корзина); активной зоны; привода СУЗ; встроенного парогенератора.
Корпус реактора - цилиндрический сосуд с двухрядным расположением патрубков и сферическим или эллиптическим днищем.
Зона патрубков состоит из двух рядов, в каждом из которых по 10 патрубков различных диаметров. Верхний ряд содержит 5 патрубков Dy200 для организации подвода питательной воды в 5 секций ПГ и 5 патрубков Dy120 для организации 5 сухих каналов для размещения блоков детектирования с малогабаритными камерами деления системы управления и защиты реактора и КИП.
Нижний ряд патрубков содержит 5 патрубков Dy350 для отвода пара из секции парогенератора, 2 патрубка Dy100 для подсоединения насосов высокого давления, патрубок Dy150 для подсоединения компенсатора давления, патрубок Dy150 для забора воды из реактора для впрыска в КД, а также подачи воды на спецводоочистку.
Активная зона реактора выполнена из неразборных бесчехловых топливных кассет, устанавливаемых цилиндрическими концевиками в гнёзда опорных стаканов днища. В качестве материала оболочек твэлов предлагается использовать усовершенствованный сплав на основе циркония.
Система аварийного охлаждения активной зоны включает две независимые системы: САОЗ I контура и САОЗ II контура. САОЗ I контура включает пассивную и активную части.
На данном этапе рассмотрены два аварийных сценария: полное обесточивание блока (обесточивание с отказом аварийных дизель-генераторов) и полное обесточивание, сопровождающееся разрывом трубопровода, связывающего реактор с компенсатором давления. Для моделирования поведения РУ 670-СКДИ в аварийных ситуациях используется код ВОЛГА [15]
Выполненные расчёты показали надёжное охлаждение активной зоны в обеих авариях
Можно отметить, ряд инновационных решений, используемых в РУ В-670 СКДИ. В первую очередь это относится к предложению НИЦ «Курчатовский институт» и ОАО «Атомэнергопроект» заменить традиционную защитную оболочку реактора ВВЭР на здание, рассчитанное только на внешнюю нагрузку, вплоть до падения лёгкого самолёта [16]. Связано это с тем, что существенно уменьшенный объём первого контура РУ В-670 СКДИ даёт возможность разместить реакторную установку в страховочном корпусе, объём которого на порядок меньше объёма контейнмента блока ВВЭР. Страховочный корпус локализует практически все выбросы активности в нормальных режимах и при авариях. Предполагаемые габариты реакторного здания при размещении в нём двух РУ: длина - 70 м, ширина - 30 м, высота - 35 м. Толщина железобетонных стен около 1,4 м.
Предлагается поместить корпус реактора и страховочный корпус в шахту, расположенную ниже уровня поверхности на глубину 20 - 25м. Диаметр шахты 10 м. Размещение реактора в подземной шахте должно улучшить безопасность АЭС. В этом случае, даже падение тяжёлого самолёта на реакторное здание сделает маловероятным повреждение корпуса реактора. Охлаждение корпуса при необходимости может быть осуществлено подачей воды из охлаждающих прудов за счёт разности уровней воды.