Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

БРЕСТ: быстрый реактор брест со свинцовым теплоносителем и пристанционным топливным циклом

Проект БРЕСТ-ОД-300

В качестве примера инновационного реактора естественной безопасности может быть рассмотрен проект опытно-демонстрационного быстрого реактора со свинцовым теплоносителем электрической мощностью 300 МВт (БРЕСТ-ОД-300).

Использование в качестве теплоносителя химически инертного высококипящего расплавленного свинца позволяет отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. В состав реакторной установки бассейновой конструкции входят активная зона с отражателями и рабочими органами системы управления и защиты (РО СУЗ), выполненный в виде четырех петель контур циркуляции свинцового теплоносителя с парогенераторами, насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, которые вместе с системами безопасности и вспомогательными системами размещены в облицованных сталью центральной и четырех периферийных полостях бетонного корпуса с тепловой защитой (рис. 1). Ограничение температуры бетона поддерживается естественной циркуляцией воздуха..

Рис. 1. Реактор БРЕСТ-ОД-300: 1 – активная зона; 2 – парогенератор; 3 – насос; 4 – перегрузочная машина; 5 – шахта реактора; 6 – система расхолаживания

Циркуляция свинца через активную зону и парогенераторы осуществляется не напором насосов, а создаваемой ими разницей уровней «холодного» и «горячего» теплоносителей. Такая схема исключает  попадание в активную зону вместе с теплоносителем паровых (при течи труб парогенератора) и газовых пузырей, что при определенных условиях могло бы привести к неконтролируемому росту мощности. При этом снижается неравномерность расхода свинца через парогенераторы при остановке одного или нескольких насосов, а при быстрой остановке всех насосов обеспечивается инерция расхода свинца через активную зону в течение ~20 c.

Для снижения последствий аварийной ситуации с разрывом труб парогенераторов применена интегрально-петлевая компоновка первого контура, при которой активная зона с прилегающими элементами конструкции (в центральной полости) и парогенераторы с главными циркуляционными насосами (в периферийных полостях) пространственно разнесены и гидравлически связаны трубопроводами, образуя четыре петли отвода тепла от активной зоны. Такая компоновка вместе с выбранной схемой циркуляции свинца и сбросом пара из корпуса реактора через гидрозатворы в систему локализации и далее через фильтры в атмосферу исключает попадание в активную зону опасного количества пара и опрессовку корпуса реактора.

Небольшое давление в бетонном корпусе реактора и относительно высокая температура плавления свинца (600 К), способствующая самозалечиванию  возникающих в бетоне трещин, исключают большие утечки свинца, потерю охлаждения и расплавление топлива.

Активная зона набрана из ТВС со стержневыми твэлами (шаг твэлов во всех сборках одинаков). Радиальное выравнивание мощностей ТВС и подогревов теплоносителя обеспечивается профилированием топливной загрузки и расхода свинца путем использования в центральных сборках твэлов меньшего диаметра, а в периферийных – большего. Использование во всех ТВС топлива одного и того же состава при условии коэффициента воспроизводства КВА≈1 обеспечивает стабильность выровненных распределений.

В качестве стартовой загрузки используется топливо, представляющее собой  смесь нитридов обедненного урана и плутония вместе с минорными актинидами (МА) энергетического состава (U-Pu-MA)N, получаемого при 20-летней выдержке и последующей переработке ОЯТ ВВЭР. Оболочки твэлов выполнены из радиационно и коррозионно-стойкой стали ферритно-мартенситного класса.

Перегрузка ТВС и блоков отражателя проводится с помощью поворотных пробок, внутриреакторной перегрузочной машины и комплекса механизмов внереакторной перегрузки.

Приводы РО СУЗ реактора расположены на верхней поворотной пробке, а сами РО находятся под активной зоной. При перегрузках топлива РО расцепляются с приводами и под действием силы Архимеда вводятся в активную зону, переводя реактор в глубоко подкритическое состояние. При недопустимом росте температуры теплоносителя на выходе из активной зоны из-за снижения расхода теплоносителя или увеличения мощности реактора часть РО СУЗ, приводимые в действие  пассивном температурным инициатором срабатывания, вводятся в зону и заглушают реактор.

Активная зона окружена рядами блоков бокового свинцового отражателя, выполненных в виде плотных стальных кожухов, заполненных проточным свинцовым теплоносителем. Часть прилегающего к зоне блоков отражателя выполнены в виде вертикальных каналов, заглушенных сверху (газовый колокол) и открытых для заполнения свинцом снизу, при этом его уровень в канале соответствует напору свинцового теплоносителя на входе в активную зону. С помощью этих каналов с изменяемыми по высоте уровнями столбов свинца, влияющими на утечку нейтронов, пассивным образом осуществляется связь реактивности и мощности реактора с расходом теплоносителя через активную зону, что является важным фактором регулирования мощности через расход теплоносителя и не менее важным фактором безопасности.

Дополнительными техническими мерами, обеспечивающими безопасность реактора в аварийных ситуациях, являются:

большая теплоемкость свинцового контура, аккумулирующего выделяемое тепло в аварийных и переходных процессах без заметного роста температуры;

пассивный отвод остаточного тепла непосредственно от свинцового контура за счет естественной циркуляции воздуха через встроенные в контур воздушные теплообменники;

твэлы высокой теплопроводности, обеспечивающие низкую рабочую температуру топлива, небольшой выход из него газовых продуктов деления и их низкое давление на оболочку, что способствует сохранению целостности твэлов.

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых аварийных ситуациях, непреодолимых ни одним из существующих реакторов. Даже в случае разгерметизации свинцового контура и его непосредственного контакта с атмосферой, выбросы токсичности и радиоактивности не потребуют эвакуации населения и отчуждения территории.

Рис. 4. Ядерный энергетический комплекс с реактором БРЕСТ-ОД-300: 1 – реактор; 2 – турбоустановка; 3 – комплекс хранения и переработки радиоактивных отходов; 4 – комплекс пристанционного ядерного топливного цикла

В настоящее время выполнены концептуальные проекты реакторов мощностью 300 (рис.1) и 1200 МВт (эл) (рис.2), проведены их конструкторские и расчетные исследования. Проведены эксперименты на U-Pu-Pb критсборках по обоснованию физических характеристик с корректировкой ядерных данных, длительные коррозионные испытания сталей на циркуляционных Pb-петлях, эксперименты по взаимодействию Pb с воздухом и водой высоких параметров, нитридного топлива с Pb и стальной оболочкой и др.

Строение атомного ядра. Атом является сложной системой, в состав которой входят определенные частицы. Английский физик Э. Резерфорд предложил ядерную (планетарную) модель строения атома

ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР И ДЕФЕКТ МАСС Ядра атомов представляют собой сильно связанные системы из большого числа нуклонов.

Ядерная реакция — процесс превращения атомных ядер, происходящий при их взаимодействии с элементарными частицами, гамма квантами и друг с другом, часто приводящий к выделению колоссальной энергии. Спонтанные (происходящие без воздействия налетающих частиц) процессы в ядрах — например , радиоактивный распад — обычно не относят к ядерным реакциям

Закон радиоактивного распада. В любом образце радиоактивного вещества содержится огромное число радиоактивных атомов. Так как радиоактивный распад имеет случайный характер и не зависит от внешних условий, то закон убывания количества N (t) нераспавшихся к данному моменту времени t ядер может служить важной статистической характеристикой процесса радиоактивного распада

Цепная ядерная реакция. Деление ядер урана было открыто в 1938 г. немецкими учеными О. Ганом и Ф. Штрассманом. Им удалось установить, что при бомбардировке ядер урана нейтронами образуются элементы средней части периодической системы: барий, криптон и др. Правильное толкование этому факту дали австрийский физик Л. Мейтнер и английский физик О. Фриш. Они объяснили появление этих элементов распадом ядер урана, захватившего нейтрон, на две примерно равные части. Это явление получило название деления ядер, а образующиеся ядра — осколков деления.

На главную