О проекте опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300 в составе ОДЭК проекта «Прорыв» рассказал научный руководитель проекта БРЕСТ-ОД-300 АО «НИКИЭТ» Андрей Моисеев
Новый реактор создается как опытно-демонстрационный прототип будущих коммерческих реакторов на быстрых нейтронах, работающих в замкнутом топливном цикле (ЗТЦ), благодаря чему будут обеспечены максимально полное использование потенциала природного урана и возможность трансмутации минорных актинидов – как собственных, так и наработанных другими реакторами. Выполняется требование МАГАТЭ о технологическом укреплении режима нераспространения, при этом будущие коммерческие реакторы рассматриваются для строительства не только в России, но и за рубежом. Важнейшее целевое требование проекта – исключить аварии с эвакуацией и долгосрочным отселением жителей. Есть также и требование обеспечить конкурентоспособность новой АЭС по сравнению с другими источниками электрогенерации.
Требования, связанные с безопасностью и конкурентоспособностью, исторически противоречат друг другу. Традиционно, чтобы увеличить безопасность, создаются дополнительные системы безопасности и инженерные решения: они повышают безопасность, но также и стоимость АЭС. Для улучшения экономической конкурентоспособности обычно производятся упрощения, но для атомной энергетики отказ от безопасности в пользу экономики неприемлем. Чтобы снять противоречие этих требований, еще в конце 1980-х Виктор Орлов (в настоящее время главный научный сотрудник экспертной группы АО «НИКИЭТ», доктор физико-математических наук, профессор, заслуженный деятель науки РФ) предложил концепцию естественной безопасности. Реализация принципа естественной безопасности состоит в исключении наиболее тяжелых аварий не за счет наращивания инженерных барьеров, а за счет внутренне присущих реактору и теплоносителю свойств. Используя нейтронно-физические и физико-химические свойства топлива, теплоносителя, материалов и конструкторских решений, можно существенно оптимизировать экономику реакторной установки, не наращивая избыточных в этом случае дополнительных барьеров безопасности. А исключение наработки плутония в воспроизводящих зонах и сжигание актинидов – эффективный путь к нераспространению и радиационно-эквивалентному обращению с РАО.
В результате долгих поисков и оптимизаций для новой платформы было выбрано плотное нитридное теплопроводное топливо, которое в сочетании с физическими свойствами свинца как теплоносителя позволяет обеспечить коэффициент воспроизводства больше единицы (полное воспроизводство). Свинцовый теплоноситель мало активируется по сравнению с другими видами теплоносителей, обладает высокой температурой кипения, инертен по сравнению с водой и воздухом, что важно при постулируемых авариях.
Выбран интегральный тип конструкции реакторной установки, все оборудование первого контура размещено в корпусе реактора для исключения потери теплоносителя. Применяются пассивные системы безопасности. В первом контуре циркуляции отсутствует какая-либо запорная арматура, чтобы не возникло перекрытия или блокировки расхода теплоносителя.
Мощность 300 МВт(э) или 700 МВт (т) выбрана как минимально возможная, при которой возможна равновесная активная зона: коэффициент воспроизводства, превышающий единицу (1,05 для БРЕСТ-ОД-300), возможен лишь в достаточно крупной активной зоне, для которой не важны утечки нейтронов. Размер, обеспечивающий 700 МВт (т), – почти минимум, на котором можно реализовать равновесную активную зону. В этом ответ на частый вопрос, почему для демонстрационного образца выбрана достаточно значительная мощность.
Для начального этапа работы предусмотрено пониженное значение по выгоранию топлива. Для первых микрокампаний есть ограничения по глубине выгорания в 6 % тяжелых атомов; затем предусматривается постепенный обоснованный переход до целевых значений выгорания в 9–10 % тяжелых атомов.
В активной зоне отсутствует бланкет, а значит, и возможность наработки оружейного плутония. Но возможна переработка собственных, а также внешних минорных актинидов при их добавлении в топливные элементы.
Предусмотрены бесчехловые топливные сборки со сравнительно широким шагом твэл. применение свинцового теплоносителя позволяет раздвинуть решетку и шаг твэлов, увеличить объемную долю свинца в активной зоне: свинец мало поглощает и замедляет нейтроны по сравнению с натрием. По этой причине в натриевых реакторах твэлы сильно зажаты, решетка очень плотная, и применяются чехловые ТВС.
Сперва предсказано, затем доказано
В настоящее время достигнут высокий уровень обоснования изделий активной зоны и основного оборудования реакторной установки. В заводских условиях изготовлены все опытные образцы тепловыделяющих сборок центральной и периферийной зон, рабочие органы СУЗ, все типы блоков отражателя. Для опытных изделий проведены все необходимые экспериментальные исследования: проливки в воде и свинце, виброиспытания, испытания на жесткость и прочность. Экспериментально подтверждена загрузка и выгрузка сборок из активной зоны – весь комплекс работ, посвященный изделиям активной зоны, достиг финишной стадии и приближается к возможности полноценного промышленного производства реакторной установки. Производство топлива на модуле фабрикации ОДЭК планируется начать приблизительно в 2022–2023 годах.
Цикл важных экспериментальных работ связан с испытаниями плотного нитридного топлива в реакторных установках БОР-60 в энергетическом реакторе БН-600 Белоярской АЭС. Всего облучено более тысячи твэлов со СНУП-топливом, достигнуто максимальное выгорание в экспериментальной сборке более 9 % тяжелых атомов с повреждающий дозой больше ста смещений на атом: это достойный результат с учетом того, что для начального этапа было достаточно обоснования 6 % выгорания. Прошли оценку все необходимые свойства конструкционных материалов: кратковременные и длительные, под облучением, в среде свинцового теплоносителя, которые обеспечивают работоспособность изделий активной зоны до выгорания 6 % тяжелых атомов.
Основная задача корпуса реакторного блока – исключить потери теплоносителя. Реактор проектируется в интегральной компоновке, то есть весь теплоноситель и оборудование первого контура размещаются в корпусе реакторного блока. В проекте оценена вероятность постулируемой (крайне маловероятной) потери теплоносителя из реакторного блока; она составляет около 9×10(-10) события год. При этом событии возможна лишь частичная потеря теплоносителя (некритичная, приемлемая), в то же время не разрывается первый контур циркуляции, сохраняется возможность естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре.
По металлобетонному корпусу проведен исчерпывающий цикл экспериментальных работ – на различных образцах бетона, макетах самого корпуса. Получены все необходимые свойства бетонов при температурах от 400 до 700 °С, показана инертность теплоносителя по отношению к бетону. Собран багаж знаний, достаточный, чтобы приступить к созданию реакторной установки.
Парогенератор
Парогенератор состоит из 30 монометаллических трубок (не имеющих сварных соединений и стыков). Трубки имеют витую форму, длина каждой составляет около 30 м. Экспериментально обоснована невозможность перерастания одиночного разрыва трубки парогенератора во множественный, то есть не происходит эффекта домино, когда разрыв одной трубки вызывает последовательное разрушение соседних – с приходом в негодность всего модуля парогенератора. Эксперименты показали, что соседние трубки не повреждаются, это важно для безопасности. Другой аспект (оценен расчетами), – при прохождении паровых пузырей через активную зону при разрыве парогенератора не происходит всплеска положительной реактивности, то есть пустотно-паровой эффект реактивности составляет около нуля. Это достигается за счет того, что пустотный эффект от пузыря в активной зоне компенсируется наличием в этом пузыре пара, что уменьшает реактивность: два эффекта уравновешиваются, поэтому вводимая реактивность близка к нулю.
Насосы и остальное
Для обоснования насосов проведен широкий круг исследований; на начальных стадиях оптимизированы проточные части, выбраны формы пропеллеров, с помощью которых перекачивается свинцовый теплоноситель. Отработаны ресурсные и напорные характеристики, характеристики подшипников и других частей насосов. Обоснование ресурса близко к 100 %. Что касается других элементов, входящих в реакторную установку (СУЗ, исполнительные механизмы систем и технологий свинцового теплоносителя, АСКУ – автоматизированная система контроля и управления и др.), они также разработаны и проходят финишное тестирование, то есть готовы к реализации в реакторной установке при ее сооружении.
Свинец для мирных целей
В институте реакторных материалов выполнен большой комплекс экспериментальных исследований, касающийся выхода продуктов деления и продуктов активации из теплоносителя. Эти знания важны при анализе тяжелых аварий, для различных уровней температур – от нормальной эксплуатации (500 °С) и заканчиваются высокими температурами, характерными для аварии (680 °С). Благодаря этому определены требования к составу свинцового теплоносителя по составу примесей, чтобы «зажать» содержание примесей в исходном теплоносителе на минимуме и не поднимать чрезмерно стоимость теплоносителя (требованиями по чистоте).
По результатам исследований выхода продуктов деления и активации выработаны требования к качеству свинцового теплоносителя по содержанию примесей, разработаны технические условия «свинец реакторной чистоты». Определен потенциальный поставщик, удовлетворяющий заявленным требованиям – уральское предприятия «Уралэлектромедь». В ходе пусковых операций после монтажа корпуса и основного оборудования будет осуществлен разогрев бетонного корпуса и основного оборудования до 400 °С; разогрев будет выполнен всухую, и на срок от несколько недель до двух-трех месяцев, чтобы под температурой все конструкции осели; затем в разогретый корпус блока будет постепенно залит нагретый расплавленный свинцовый теплоноситель. Предусматривается установка подготовки свинца; уже расплавленный свинец поступит в разогретый корпус.
Важное достижение экспериментов в Институте реакторных материалов – доказано, что большая часть цезия не выходит из свинцового контура, а осаждается на стенках свинцового контура. Это дополнительно демонстрирует высокую безопасность реакторной установки – цезий остается в реакторном контуре и, по сути, не выходит наружу.
Расчеты показывают…
Впервые в России применительно к быстрым реакторам все исчерпывающее физическое обоснование активной зоны выполнено с помощью прецизионного точного кода MCU-BR с методами Монте-Карло, разработанного в Курчатовском институте, и с вычислениями на суперкомпьютере, включая расчет стартового состояния работы реактора, по микрокампаниям с перегрузками топлива. Данный код MCU-BR аттестован; его верификация проводилась на базе экспериментов, выполненных на БН-300 и БН-600 и японском реакторе. Для верификации использовалась широкая серия критических экспериментов со свинцом на комплексе быстрых физических стендов в ФЭИ (Обнинск). В разное время создана широкая серия сборок, испытанных со свинцом; в одной из серий в центральной части моделировалась зона с нитридом урана и плутония. В ближайшие два года планируется провести полномасштабное моделирование активной зоны реактора БРЕСТ-ОД-300 на большом критическом стенде БФС; также дополнительная верификация программы MCU-BR запланирована уже на самой реакторной установке БРЕСТ при физическом и энергетическом пуске: ряд показателей реакторного функционала может быть измерен только на самой установке.
Оценены основные параметры начального этапа эксплуатации, в проекте выполнен учет влияния технологических допусков и погрешностей на критичность и запас реактивности. Суммарная погрешность, расчетные и технологические влияния учитываются при формировании стартовой загрузки и активной зоны. При учете этих погрешностей мы можем добиться того, что даже на начальном этапе эксплуатации работа БРЕСТ-ОД-300 на мощности происходит с малым запасом реактивности, не превышающей бета-эффективную. В течение первых лет запасы реактивности укладывается в одну бету.
Сценарии, которых не будет
Впервые по сравнению с другими проектами реакторных установок БН и ВВЭР рассматривается самая консервативная постулируемая авария – с вводом полного запаса реактивности, без срабатывания активных систем защиты. При такой аварии постулируется, что из активной зоны выходят все рабочие органы СУЗ, все поглотители. Заказчики реактора БРЕСТ-ОД-300 предъявляют целевые требования для последствий такого сценария: исключить плавление активной зоны (оболочек топлива), исключить кипение теплоносителя (свинца) в активной зоне. Это удовлетворяет главному проектному требованию: нет необходимости эвакуации и отселения местных жителей. Проанализирован наихудший сценарий реактивностной аварии: ввод полного запаса реактивности при работе на номинальной мощности; при этом постулируется отказ системы активной защиты (общее количество отказов более 11). Вероятность реализации данного сценария также крайне мала. При развитии такого сценария мощность реактора вырастает до 1,8 от номинала, но затем приблизительно через 40 секунд снижается за счет срабатывания системы пассивной обратной связи; вводится отрицательная реактивность. Пиковое значение по температурам, которые достигаются при таком сценарии для температуры топлива, – 1850 °С; температуры оболочек твэлов на несколько секунд достигают температуры 1200 °С; тем самым можно констатировать, что ни плавление оболочек топлива, ни кипение теплоносителя в сценарии не происходят. Разработчики допускают возможность потерь герметичности части твэлов по газу, однако по всем нормируемым радионуклидам выбросы в атмосферу не достигают контрольного уровня за сутки. Выполняется главное требование: нет необходимости защиты населения.
Рассмотрен и проанализирован аналогичный сценарий с вводом полного запаса реактивности из холодного состояния. В данном сценарии постулируется полный запас реактивности 1,85 бета-эффективных. В таком сценарии на начальном этапе в течение приблизительно 20 секунд обратные связи не проявляются из-за низкого уровня мощности; затем дальнейшее развитие сценария в основном повторяет предыдущий сценарий с аналогичными максимальными пиками значения температур. Вывод аналогичный: плавление оболочек топлива не происходит, необходимость принятия мер по защите населения отсутствует. Долгосрочное развитие сценариев на часы показывает, что происходит снижение мощности, по сути – остановка реактора и выравнивание температуры топлива теплоносителя всех конструкционных элементов активной зоны до 800–900 °С.
Другой консервативный сценарий, который традиционно рассматривается для всех реакторных установок типа БН или ВВЭР, – полное обесточивание энергоблока, то есть останов циркуляционных насосов и прекращение циркуляции теплоносителя через активную зону. Это сценарий с наихудшими условиями теплоотвода от активной зоны. Данный сценарий происходит также со срабатыванием пассивной обратной связи со снижением мощности установки; пиковые температуры по топливным оболочкам при данном сценарии существенно ниже, чем в сценариях с вводом полного запаса реактивности. Долгосрочное развитие сценария приводит к стабилизированному состоянию, при котором остаточное тепловыделение от реактора отводится работой двух петель системы аварийного охлаждения реактора; тепло отводится пассивным образом.
Ждем с нетерпением!
Обоснование реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 осуществляется по действующим нормам и правилам, принятым в атомной энергетике, прежде всего для быстрых реакторов БН. Тем не менее необходимо создать новые дополнительные нормы и правила применительно к свинцовому теплоносителю, нитридному топливу, конструкционным материалам, бетонному корпусу. Эти дополнительные правила разрабатываются совместно с Ростехнадзором и вводятся в обращение. Тем самым создается существенный багаж необходимых нормативов не только для БРЕСТ-ОД-300, но и для последующих реакторов со свинцовым теплоносителем.
Новый реактор создается как один из важнейших компонентов опытно-демонстрационного энергетического комплекса, работающего в замкнутом топливном цикле, вместе с модулями рефабрикации и переработки отработавшего топлива. Помимо задачи собственно эксплуатации (выработки электроэнергии), стоит и важнейшая задача – реализация программы НИОКР на реакторе. Предполагается проведение различных исследований и ресурсных испытаний, облучательных исследований в свинцовом теплоносителе. Это составит существенную научную базу для дальнейших исследований.
В настоящее время на проект энергоблока с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 получено положительное заключение Главгосэкспертизы; завершается лицензирование в Ростехнадзоре; ожидается положительное заключение о начале строительства блока. В прошлом году проведена экспертиза РАН, которая также дала положительное заключение и рекомендовала сооружение энергоблока, подтвердила, что проект соответствует современному уровню науки и техники, научным представлениям о проблемах существующих ядерной энергетики и путям их решения.
Проект БРЕСТ-ОД-300 входит в состав международного форума Generation-4, и, по признанию российских и зарубежных коллег, реактор при соблюдении запланированных сроков физического пуска в 2026 году может стать первым мире реактором четвертого поколения – это значимое достижение в мировом масштабе.
Алексей Комольцев для журнала РЭА (по материалам сообщения)
