Ядерная и углеводородная энергетики
4,045,199
11,958
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 04 окт 2018 10:52:46 |
БРЕСТ: современное состояние и перспективы
новая дискуссия Статья 1.254
Часть 1:
БРЕСТ: современное состояние и перспективы
V Международная научно-техническая конференция "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики" (МНТК НИКИЭТ-2018) начала свою работу в Москве 2 октября 2018 года.
С любезного разрешения оргкомитета конференции мы публикуем доклад "Современное состояние и перспективы развития реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем".
Авторы доклада - Лемехов В.В., Моисеев А.В., Саркулов М.К., Смирнов В.С., Ярмоленко О.А., Лемехов Ю.В., Черепнин Ю.С., Васюхно В.П., Афремов Д.А. (все - АО "НИКИЭТ", Москва, Россия).
Доклад публикуется по: "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики. V Международная научно-техническая конференция (2-5 октября 2018 г., Москва). Сборник докладов". - М.: Издательство АО "НИКИЭТ", 2018. - сс. 55-64.
Введение
Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (Рис.1) разрабатывается как опытно-демонстрационный прототип базовых коммерческих РУ будущей ядерной энергетики.
Энергоблок с РУ БРЕСТ-ОД-300 предназначен для:
- практического подтверждения основных технических решений, применяемых в РУ со свинцовым теплоносителем, работающей в ЗЯТЦ, и основных положений концепции естественной безопасности;
- поэтапного обоснования ресурсных характеристик элементов РУ для создания коммерческих АЭС с РУ со свинцовым теплоносителем;
- выработки электроэнергии.
Базовый принцип технологии естественной безопасности РУ на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем состоит в преимущественном использовании нейтронно-физических и физико-химических свойств топлива, теплоносителя и конструкционных материалов, а также конструкторских решений, позволяющих в полноте реализовать эти свойства, и тем самым исключить целые классы аварий (с неконтролируемым ростом мощности и с потерей отвода тепла) и при этом уменьшить наращивание инженерных мер и систем безопасности.
Уровень мощности РУ выбран исходя из возможности использования технических решений БРЕСТ-ОД-300 в качестве референтных для РУ большой мощности.
Поскольку современное доказательство безопасности основывается не только на референтности технических решений, но и на расчётных кодах, области аттестации для опытно-демонстрационной РУ в этом случае будут существенной основой для промышленной РУ.
Снятие консерватизма расчётных кодов для промышленных РУ, закладываемого на этапах разработки опытно-демонстрационного прототипа, возможно как в период его эксплуатации, так и при стендовых испытаниях.
Активная зона
В проекте активной зоны применено смешанное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП), в качестве оболочек твэлов применена малораспухающая ферритно-мартенситная сталь, твэлы размещены в бесчехловых ТВС.
Выбранное плотное и теплопроводное нитридное топливо в сочетании со свинцовым теплоносителем позволяет иметь полное воспроизводство делящегося материала в активной зоне, что обеспечивает постоянный малый запас реактивности, не допускающий разгон на мгновенных нейтронах при работе реактора.
В настоящее время технология плотного нитридного топлива реализована на опытных технологических линиях, ведётся совершенствование технологических процессов и создание промышленного производства (модуль фабрикации-рефабрикации) для изготовления топлива РУ БРЕСТ-ОД-300.
Для подтверждения работоспособности топлива и конструкционного материала изделий активной зоны проводятся испытания твэлов в энергетическом реакторе БН-600 и исследовательском реакторе БОР-60.
Часть твэлов, облучаемых в БОР-60, извлечена. Завершены их послереакторные исследования, в целом подтверждающие работоспособность топлива.
Твэлы имели максимальную глубину выгорания 3,2% т.а. и максимальную повреждающую дозу 46 сна.
Продолжается облучение неизвлеченных твэлов. На текущий момент максимальная глубина выгорания 4,2% т.а., максимальная повреждающая доза 66 сна.
Завершены реакторные исследования в БН-600:
- КЭТВС-3, содержащей четыре твэла со СНУП топливом, максимальная глубина выгорания 4,54% т.а., максимальная повреждающая доза 53 сна;
- ЭТВС-5, содержащей 61 твэл со СНУП топливом, максимальная глубина выгорания 3,8% т.а., максимальная повреждающая доза 48 сна.
Продолжаются испытания ЭТВС-9,11,13,15 (по 61 твэлу со СНУП топливом) в БН-600 с твэлами типа БРЕСТ. Максимальная повреждающая доза на оболочках твэлов 65 сна, максимальная глубина выгорания 5,4% т.а.
Прогнозируемые параметры для ЭТВС-11 с твэлами Ø9,7 мм на конец следующей 76-ой микрокампании - максимальная повреждающая доза 76 сна, максимальная глубина выгорания 6,4% т.а.
Все твэлы сохранили свою герметичность и работоспособность.
В послереакторных исследованиях получены результаты, необходимые для верификации топливных кодов. Поведение твэлов под облучением, в основном, соответствует предтестовому расчётному прогнозу.
Полученные данные демонстрируют возможность безопасной эксплуатации твэлов типа БРЕСТ до параметров, характерных на начальном этапе эксплуатации (глубина выгорания до 6% т.а.). А также позволяют обосновать возможность увеличения ресурса ЭТВС в БН-600 до значений, близких к целевым в РУ БРЕСТ-ОД-300 (до 10% т.а.).
При разработке активной зоны выбрана бесчехловая конструкция ТВС с разреженным пучком твэлов. Такая конструкция обеспечивает повышенную безопасность при непреднамеренном перекрытии проходного сечения, а влияние облучения и термомеханики на формоизменение не так существенно.
Использование ферритно-мартенситной стали в качестве конструкционного материала ТВС позволяет пренебречь радиационным распуханием (уменьшением проходного сечения) по причине высокой радиационной стойкости сталей указанного класса.
Расчётно показано сохранение исходной геометрии изделий в процессе формоизменения при эксплуатации на начальном этапе (до 90 сна.).
Изготовлены полномасштабные макеты всех типов тепловыделяющих сборок, выполнены их гидравлические (Рис.2) и виброметрические испытания в воде и жидком свинце. Получены необходимые данные для проведения уточнённых расчётов активной зоны.
Полученные при виброметрических исследованиях значения собственных частот колебаний ТВС соответствуют расчётным. Вибропрочность ТВС обоснована.
Выполнено расчётное обоснование сейсмической прочности изделий активной зоны во всех режимах эксплуатации.
Для последующего изготовления изделий активной зоны освоено промышленностью подавляющее большинство полуфабрикатов.
Для изучения влияния реакторного облучения на коррозионное поведение оболочечной стали в свинцовом теплоносителе разработана конструкция и ведётся монтаж реакторной петлевой установки со свинцовым теплоносителем, изготовлены образцы из оболочечной стали, разработана программа испытаний и проведено соответствующее расчётное обоснование. Постановка на облучение первой партии запланирована на 2018 год.
С использованием аттестованного программного кода выполнены нейтронно-физические расчёты, которые показали, что запас реактивности в процессе кампании активной зоны РУ БРЕСТ-ОД-300 находится в диапазоне (0,45 - 0,68) βэф.
Указанный запас реактивности возможно обеспечить с учётом имеющегося опыта изготовления топлива (технологическая погрешность 1,2 %δK/K) и проведённых исследований нейтронно-физических характеристик, в том числе на нитридном топливе на стенде БФС в ФЭИ (расчётная погрешность 0,7 %δK/K).
Распределение мощностей ТВС в активной зоне стабильно. Подкритичность остановленного на перегрузку реактора не меньше 3,8 %δK/K с учётом расчётных погрешностей. Эффективность рабочих органов СУЗ практически не меняется в процессе кампании.
Указанные результаты ещё раз подтверждают преимущества равновесного режима эксплуатации РУ, при котором обеспечивается полное воспроизводство плутония в активной зоне и практически стабильный малый запас реактивности в интервале между очередными перегрузками.
Ещё одним важным преимуществом равновесного режима с малым запасом реактивности является безопасность РУ в случае несанкционированного ввода полного запаса реактивности, поскольку генерируемая при этом энергия оказывается заведомо ниже порогового значения, приводящего к разрушению топлива или других элементов конструкции активной зоны и контура теплоносителя.
Оборудование
Среди конструкторских решений, используемых в РУ БРЕСТ-ОД-300 и предлагаемых для будущих РУ, создаваемых на тех же принципах, следует отметить интегральную компоновку, отсутствие запорной арматуры в первом контуре и применение пассивных или активно-пассивных устройств и систем важных для безопасности.
Интегральная компоновка в сочетании с многослойным металлобетонным корпусом исключает аварии с потерей свинцового теплоносителя.
К настоящему моменту обоснование прочности и работоспособности металлобетонного корпуса (Рис.3) проводится на основе данных, полученных при испытаниях среднемасштабных металлобетонных конструкций (с характерными размерами до 7 м).
Проведены испытания и получены свойства высокотемпературных бетонов при рабочих температурах и под облучением, показана химическая инертность теплоносителя по отношению к бетонам, верифицированы методики расчётов.
Для обоснования работоспособности корпуса блока реакторного при сценарии с вводом полного запаса реактивности без срабатывания аварийной защиты и отказом одного канала системы аварийного охлаждения получены свойства конструкционных материалов, в том числе бетона, при соответствующих температурах. Проведённые расчёты с полученными свойствами показывают обеспечение локализующей функции.
Парогенератор реакторной установки погружной, прямоточный, кожухотрубный, с навитой теплообменной частью, силового корпуса не имеет. В качестве теплообменных труб использована кремнийсодержащая аустенитная сталь. Трубки монометаллические цельнотянутые.
Для обоснования безопасности проведены эксперименты по изучению зависимого отказа труб при разрыве одной. Результаты экспериментов в свинцовом теплоносителе в условиях, имитирующих натурные (температуры, давления), показали отсутствие зависимого отказа.
Работоспособность конструкции обоснована экспериментами по изучению теплогидравлической устойчивости (для расхода воды более 15% от номинального), а также измерением коэффициентов теплоотдачи, гидравлических характеристик на макетах в свинцовом теплоносителе (Рис.4).
В части конструкционных материалов проведены эксперименты, обосновывающие прибавку на коррозию в условиях воды, пара и свинцового теплоносителя. Показана высокая стойкость материала трубок к локальным видам коррозии.
БРЕСТ: современное состояние и перспективы
В.В.ЛЕМЕХОВ, А.В.МОИСЕЕВ, М.К.САРКУЛОВ И ДР., ОПУБЛИКОВАНО 04.10.2018
V Международная научно-техническая конференция "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики" (МНТК НИКИЭТ-2018) начала свою работу в Москве 2 октября 2018 года.
С любезного разрешения оргкомитета конференции мы публикуем доклад "Современное состояние и перспективы развития реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем".
Авторы доклада - Лемехов В.В., Моисеев А.В., Саркулов М.К., Смирнов В.С., Ярмоленко О.А., Лемехов Ю.В., Черепнин Ю.С., Васюхно В.П., Афремов Д.А. (все - АО "НИКИЭТ", Москва, Россия).
Доклад публикуется по: "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики. V Международная научно-техническая конференция (2-5 октября 2018 г., Москва). Сборник докладов". - М.: Издательство АО "НИКИЭТ", 2018. - сс. 55-64.
Вадим Лемехов, фото AtomInfo.Ru
Введение
Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (Рис.1) разрабатывается как опытно-демонстрационный прототип базовых коммерческих РУ будущей ядерной энергетики.
Энергоблок с РУ БРЕСТ-ОД-300 предназначен для:
- практического подтверждения основных технических решений, применяемых в РУ со свинцовым теплоносителем, работающей в ЗЯТЦ, и основных положений концепции естественной безопасности;
- поэтапного обоснования ресурсных характеристик элементов РУ для создания коммерческих АЭС с РУ со свинцовым теплоносителем;
- выработки электроэнергии.
Рис.1.
Блок реакторный.
Здесь и далее - щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.
Блок реакторный.
Здесь и далее - щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.
Базовый принцип технологии естественной безопасности РУ на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем состоит в преимущественном использовании нейтронно-физических и физико-химических свойств топлива, теплоносителя и конструкционных материалов, а также конструкторских решений, позволяющих в полноте реализовать эти свойства, и тем самым исключить целые классы аварий (с неконтролируемым ростом мощности и с потерей отвода тепла) и при этом уменьшить наращивание инженерных мер и систем безопасности.
Уровень мощности РУ выбран исходя из возможности использования технических решений БРЕСТ-ОД-300 в качестве референтных для РУ большой мощности.
Поскольку современное доказательство безопасности основывается не только на референтности технических решений, но и на расчётных кодах, области аттестации для опытно-демонстрационной РУ в этом случае будут существенной основой для промышленной РУ.
Снятие консерватизма расчётных кодов для промышленных РУ, закладываемого на этапах разработки опытно-демонстрационного прототипа, возможно как в период его эксплуатации, так и при стендовых испытаниях.
Активная зона
В проекте активной зоны применено смешанное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП), в качестве оболочек твэлов применена малораспухающая ферритно-мартенситная сталь, твэлы размещены в бесчехловых ТВС.
Выбранное плотное и теплопроводное нитридное топливо в сочетании со свинцовым теплоносителем позволяет иметь полное воспроизводство делящегося материала в активной зоне, что обеспечивает постоянный малый запас реактивности, не допускающий разгон на мгновенных нейтронах при работе реактора.
В настоящее время технология плотного нитридного топлива реализована на опытных технологических линиях, ведётся совершенствование технологических процессов и создание промышленного производства (модуль фабрикации-рефабрикации) для изготовления топлива РУ БРЕСТ-ОД-300.
Для подтверждения работоспособности топлива и конструкционного материала изделий активной зоны проводятся испытания твэлов в энергетическом реакторе БН-600 и исследовательском реакторе БОР-60.
Часть твэлов, облучаемых в БОР-60, извлечена. Завершены их послереакторные исследования, в целом подтверждающие работоспособность топлива.
Твэлы имели максимальную глубину выгорания 3,2% т.а. и максимальную повреждающую дозу 46 сна.
Продолжается облучение неизвлеченных твэлов. На текущий момент максимальная глубина выгорания 4,2% т.а., максимальная повреждающая доза 66 сна.
Завершены реакторные исследования в БН-600:
- КЭТВС-3, содержащей четыре твэла со СНУП топливом, максимальная глубина выгорания 4,54% т.а., максимальная повреждающая доза 53 сна;
- ЭТВС-5, содержащей 61 твэл со СНУП топливом, максимальная глубина выгорания 3,8% т.а., максимальная повреждающая доза 48 сна.
Продолжаются испытания ЭТВС-9,11,13,15 (по 61 твэлу со СНУП топливом) в БН-600 с твэлами типа БРЕСТ. Максимальная повреждающая доза на оболочках твэлов 65 сна, максимальная глубина выгорания 5,4% т.а.
Прогнозируемые параметры для ЭТВС-11 с твэлами Ø9,7 мм на конец следующей 76-ой микрокампании - максимальная повреждающая доза 76 сна, максимальная глубина выгорания 6,4% т.а.
Все твэлы сохранили свою герметичность и работоспособность.
В послереакторных исследованиях получены результаты, необходимые для верификации топливных кодов. Поведение твэлов под облучением, в основном, соответствует предтестовому расчётному прогнозу.
Полученные данные демонстрируют возможность безопасной эксплуатации твэлов типа БРЕСТ до параметров, характерных на начальном этапе эксплуатации (глубина выгорания до 6% т.а.). А также позволяют обосновать возможность увеличения ресурса ЭТВС в БН-600 до значений, близких к целевым в РУ БРЕСТ-ОД-300 (до 10% т.а.).
При разработке активной зоны выбрана бесчехловая конструкция ТВС с разреженным пучком твэлов. Такая конструкция обеспечивает повышенную безопасность при непреднамеренном перекрытии проходного сечения, а влияние облучения и термомеханики на формоизменение не так существенно.
Использование ферритно-мартенситной стали в качестве конструкционного материала ТВС позволяет пренебречь радиационным распуханием (уменьшением проходного сечения) по причине высокой радиационной стойкости сталей указанного класса.
Расчётно показано сохранение исходной геометрии изделий в процессе формоизменения при эксплуатации на начальном этапе (до 90 сна.).
Изготовлены полномасштабные макеты всех типов тепловыделяющих сборок, выполнены их гидравлические (Рис.2) и виброметрические испытания в воде и жидком свинце. Получены необходимые данные для проведения уточнённых расчётов активной зоны.
Рис.2.
Гидравлические испытания полномасштабного макета ТВС.
Гидравлические испытания полномасштабного макета ТВС.
Полученные при виброметрических исследованиях значения собственных частот колебаний ТВС соответствуют расчётным. Вибропрочность ТВС обоснована.
Выполнено расчётное обоснование сейсмической прочности изделий активной зоны во всех режимах эксплуатации.
Для последующего изготовления изделий активной зоны освоено промышленностью подавляющее большинство полуфабрикатов.
Для изучения влияния реакторного облучения на коррозионное поведение оболочечной стали в свинцовом теплоносителе разработана конструкция и ведётся монтаж реакторной петлевой установки со свинцовым теплоносителем, изготовлены образцы из оболочечной стали, разработана программа испытаний и проведено соответствующее расчётное обоснование. Постановка на облучение первой партии запланирована на 2018 год.
С использованием аттестованного программного кода выполнены нейтронно-физические расчёты, которые показали, что запас реактивности в процессе кампании активной зоны РУ БРЕСТ-ОД-300 находится в диапазоне (0,45 - 0,68) βэф.
Указанный запас реактивности возможно обеспечить с учётом имеющегося опыта изготовления топлива (технологическая погрешность 1,2 %δK/K) и проведённых исследований нейтронно-физических характеристик, в том числе на нитридном топливе на стенде БФС в ФЭИ (расчётная погрешность 0,7 %δK/K).
Распределение мощностей ТВС в активной зоне стабильно. Подкритичность остановленного на перегрузку реактора не меньше 3,8 %δK/K с учётом расчётных погрешностей. Эффективность рабочих органов СУЗ практически не меняется в процессе кампании.
Указанные результаты ещё раз подтверждают преимущества равновесного режима эксплуатации РУ, при котором обеспечивается полное воспроизводство плутония в активной зоне и практически стабильный малый запас реактивности в интервале между очередными перегрузками.
Ещё одним важным преимуществом равновесного режима с малым запасом реактивности является безопасность РУ в случае несанкционированного ввода полного запаса реактивности, поскольку генерируемая при этом энергия оказывается заведомо ниже порогового значения, приводящего к разрушению топлива или других элементов конструкции активной зоны и контура теплоносителя.
Оборудование
Среди конструкторских решений, используемых в РУ БРЕСТ-ОД-300 и предлагаемых для будущих РУ, создаваемых на тех же принципах, следует отметить интегральную компоновку, отсутствие запорной арматуры в первом контуре и применение пассивных или активно-пассивных устройств и систем важных для безопасности.
Интегральная компоновка в сочетании с многослойным металлобетонным корпусом исключает аварии с потерей свинцового теплоносителя.
К настоящему моменту обоснование прочности и работоспособности металлобетонного корпуса (Рис.3) проводится на основе данных, полученных при испытаниях среднемасштабных металлобетонных конструкций (с характерными размерами до 7 м).
Рис.3.
Расчётная модель и макет корпуса РУ.
Расчётная модель и макет корпуса РУ.
Проведены испытания и получены свойства высокотемпературных бетонов при рабочих температурах и под облучением, показана химическая инертность теплоносителя по отношению к бетонам, верифицированы методики расчётов.
Для обоснования работоспособности корпуса блока реакторного при сценарии с вводом полного запаса реактивности без срабатывания аварийной защиты и отказом одного канала системы аварийного охлаждения получены свойства конструкционных материалов, в том числе бетона, при соответствующих температурах. Проведённые расчёты с полученными свойствами показывают обеспечение локализующей функции.
Парогенератор реакторной установки погружной, прямоточный, кожухотрубный, с навитой теплообменной частью, силового корпуса не имеет. В качестве теплообменных труб использована кремнийсодержащая аустенитная сталь. Трубки монометаллические цельнотянутые.
Для обоснования безопасности проведены эксперименты по изучению зависимого отказа труб при разрыве одной. Результаты экспериментов в свинцовом теплоносителе в условиях, имитирующих натурные (температуры, давления), показали отсутствие зависимого отказа.
Работоспособность конструкции обоснована экспериментами по изучению теплогидравлической устойчивости (для расхода воды более 15% от номинального), а также измерением коэффициентов теплоотдачи, гидравлических характеристик на макетах в свинцовом теплоносителе (Рис.4).
Рис.4.
Экспериментальная модель ПГ для обоснования теплогидравлических параметров.
Экспериментальная модель ПГ для обоснования теплогидравлических параметров.
В части конструкционных материалов проведены эксперименты, обосновывающие прибавку на коррозию в условиях воды, пара и свинцового теплоносителя. Показана высокая стойкость материала трубок к локальным видам коррозии.
Отредактировано: Dobryаk - 04 окт 2018 11:00:42
ОТВЕТЫ (4)
|
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 04 окт 2018 10:58:18 |
Цитата: Dobryаk от 04.10.2018 10:52:46
Эксперименты в свинце для уточнения его влияния на ползучесть стали трубчатки парогенератора, проведённые при температуре 550°С в потоке жидкого свинца (2 м/с) и на воздухе, показывают незначительное влияние свинца на скорость ползучести в свинце при нагрузках, характерных для парогенератора РУ БРЕСТ-ОД-300.
Для обоснования работоспособности узлов сопряжения труба-трубная гребенка проведена серия экспериментов (Рис.5), в результате которой создана расчётная модель фреттинг-коррозии, подтвердившая расчётный ресурс (30 лет).
Рис.5.
Исследование узла сопряжения труба-трубная гребенка.
Исследование узла сопряжения труба-трубная гребенка.
Подтверждена работоспособность узла заделки теплообменной трубки в трубную доску (Рис.6) на базе 1000 циклов термического нагружения модели с нагревом до 540°С и охлаждением до 220°С.
Исследования металла сварных швов и труб после испытаний не показали наличия недопустимых дефектов, что подтверждает работоспособность узла для условий эксплуатации РУ.
Рис.6.
Исследование узла заделки теплообменной трубки в трубную доску.
Исследование узла заделки теплообменной трубки в трубную доску.
Главный циркуляционный насосный агрегат вертикальный с электроприводом, осевого типа.
Выбраны основные конструктивные решения. Проведена оптимизация проточной части на водяном и свинцовом стендах. Получена необходимая характеристика напор-расход для обеспечения работы насоса в диапазоне от 30 до 100%. Разработаны соответствующие методики расчёта проточной части.
Разработана конструкция и проводятся ресурсные испытания полномасштабного нижнего подшипника ГЦНА в жидком свинце. На базе четырёх промежуточных извлечений статора и ротора нижнего радиального подшипника повреждений (при набранном ресурсе 30% от проектного) не обнаружено, сформирован положительный прогноз по работоспособности.
Разработана конструкция торцевого уплотнения по газу, готовится испытательное оборудование.
В целом создан достаточный задел для перехода к испытаниям опытного образца на испытательном стенде. Ведётся подготовка к созданию такого стенда.
Разработка оборудования строилась на исследованиях коррозионной стойкости конструкционных материалов в свинце при различных температурных и кислородных режимах.
Показана коррозионная стойкость сталей при проектных температурах и правильность решений, положенных в основу технологии свинцового теплоносителя (в первую очередь это содержание кислорода в теплоносителе и допускаемое время отклонений от регламента поддержания качества свинцового теплоносителя (от 10Е-8 до 10Е-4 %масс.)).
Для управления реактивностью разработан, изготовлен и прошёл приёмочные испытания привод исполнительного механизма системы управления и защиты РУ.
Разработаны, изготовлены и испытаны макеты первичных преобразователей РУ (температура, уровень, плотность потока нейтронов и т.д.). На основании проведённых испытаний работы переведены на следующую стадию - изготовление опытных образцов.
Теплогидравлика контура
Расчётное обоснование циркуляции в первом контуре строится на трёхмерных кодах, поскольку контур существенно не одномерный.
Расчёты проведены как для нормальной эксплуатации, так и для нарушений нормальной эксплуатации (Рис.7).
Положительной особенностью конструкции является отсутствие арматурных изделий в контуре циркуляции, что исключает возможность прекращения циркуляции теплоносителя по причине отказа запорной арматуры.
В контуре применена схема циркуляции с перепадом свободных уровней ("уровневая схема"), что обеспечивает продление теплосъёма при обесточивании за счёт запасённой потенциальной энергии.
Рис.7.
Распределение температуры и модуля скорости в вертикальном сечении,
проходящем через ось одного из ГЦНА
(1-ая секунда переходного процесса потери системного энергоснабжения).
Распределение температуры и модуля скорости в вертикальном сечении,
проходящем через ось одного из ГЦНА
(1-ая секунда переходного процесса потери системного энергоснабжения).
Расчётно показано, что в РУ БРЕСТ-ОД-300 с выбранной схемой циркуляции и работой пассивной системы расхолаживания в случае реализации множественных отказов (обесточивание, несрабатывание аварийной защиты) не превышаются пределы безопасной эксплуатации по температуре топлива, оболочки твэлов, обеспечивается локализующая функция корпуса реакторного блока.
Безопасность
Радиационная безопасность для условий РУ обосновывается на основании данных, полученных в результате внереакторных и реакторных экспериментов с применением свинцового теплоносителя.
Завершены экспериментальные работы (Рис.8) и получены зависимости для обоснования выхода и переноса продуктов активации и деления из теплоносителя при различных температурах (до 680°С).
Рис.8.
Принципиальная схема и общий вид внереакторной петлевой установки (АО "ИРМ").
Принципиальная схема и общий вид внереакторной петлевой установки (АО "ИРМ").
Результаты расчёта показывают, что для нарушений нормальной эксплуатации с наложением множественных отказов для сценария с вводом полного запаса реактивности выход ПД из РУ за первые сутки составляет не более 4,3*10Е8 Бк (не превышает контрольного уровня выбросов за сутки при нормальной эксплуатации).
При дополнительном наложении разгерметизации парогенератора и разгерметизации системы локализации течи парогенератора за первые 10 суток после аварии максимальная внешняя доза облучения населения не более 1,5 мЗв будет наблюдаться на границе промплощадки (не превышает 5 мЗв, мер защиты не требуется).
Выполненные расчёты показали, что вероятность повреждения активной зоны для АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 не превышает 8,6×10-9 1/год, что позволяет обеспечить приемлемый уровень безопасности при развитии ядерной энергетики на РУ подобного типа.
Расчёты строились на верифицированных расчётных кодах. Коды, рассчитывающие ядерную безопасность, прочность, ВАБ и теплогидравлику отдельного оборудования, аттестованы в соответствии с требованиями Российской Федерации.
В настоящее время все расчётные коды поданы на аттестацию и ряд кодов находится на этапе устранения дополнительных замечаний экспертов.
При разработке технического проекта РУ обеспечено выполнение принципиальных требований, изложенных в государственных нормативных документах РФ в области использования атомной энергии.
Для обеспечения создания РУ параллельно с разработкой технического проекта и выполнением НИОКР ведётся разработка целого комплекса стандартов и нормативных документов, учитывающих особенности РУ со свинцовым теплоносителем.
В настоящее время после широкого обсуждения с ведущими предприятиями отрасли, в соответствии с установленной процедурой, редакции федеральных норм и правил были откорректированы на основании полученных замечаний и направлены в Ростехнадзор.
Заключение
Разработан быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, являющийся опытно-демонстрационным прототипом базовых коммерческих РУ будущей ядерной энергетики.
Разработанный технический проект РУ БРЕСТ-ОД-300 обоснован экспериментально на мало- и среднемасштабных стендах и рабочих участках, а также расчётно по верифицированным программным средствам.
Технические решения по активной зоне подтверждены положительными результатами облучательных экспериментов прототипных твэлов со смешанным нитридным уран-лутониевым топливом до глубины выгорания 5,4% т.а. и повреждающей дозы до 65 сна. (примечание для тех, кто не вполне в теме: сна = смещений на атом. В 40-х боялись, что при 1 сна конструкционный материал развалится)
Нейтронно-физические характеристики и ядерная безопасность рассчитаны с учётом использования в активной зоне нитридного топлива по аттестованным расчётным кодам.
Гидравлические и вибрационные характеристики изучены на полномасштабных макетах тепловыделяющих сборок.
Технические решения по оборудованию РУ экспериментально обоснованы на макетах компонентов оборудования, в том числе на стендах со свинцовым теплоносителем. Проведённые работы позволили перейти к испытаниям опытных образцов. Расчётное обоснование оборудования проведено с учётом влияния свинцового теплоносителя на свойства конструкционных материалов.
Расчёты теплогидравлических характеристик РУ, выполненные с использованием CFD-кодов, показали, что интегральная компоновка и уровневая схема циркуляции в первом контуре, наряду с остальными особенностями РУ, при нарушениях нормальной эксплуатации с реализацией множественных отказов (обесточивание, несрабатывание аварийной защиты) обеспечивают непревышение пределов безопасной эксплуатации по температуре топлива, оболочки твэлов, обеспечивается локализующая функция корпуса реакторного блока.
По результатам расчёта радиационной безопасности подтверждены целевые показатели - отсутствие необходимости эвакуации и отселения населения за границей промплощадки при нарушениях нормальной эксплуатации РУ с множественными отказами (например, обесточивание с несрабатыванием аварийной защиты, ввод полного запаса реактивности).
Проработки показывают, что решения, применяемые в РУ БРЕСТ-ОД-300, могут быть использованы в коммерческих РУ большой мощности с обеспечением их конкурентоспособности.
В настоящее время проект энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300 проходит лицензирование в Ростехнадзоре.
|
Мишел ( Слушатель ) |
| 14 окт 2018 08:46:31 |
Цитата: Dobryаk от 04.10.2018 10:58:18
Круто. А че в петле? В этой петлевой внереакторной для Ростехнадзора.
Интересно, кому такие картинки можно показывать, а кому - лучше не надо)
|
Superwad ( Слушатель ) |
| 16 окт 2018 06:57:48 |
Цитата: Мишел от 14.10.2018 08:46:31
Это свинцовый контур. Снимают параметры свинцового теплоносителя и стойкости металла в свинце. Самое вкусное тут не показано - это блок раскисления. Он самый трудоемкий и очень высокоточный. Без него или шлаки в системе, или дыры в металле.
Вот почему до сих пор нет действующих в мире (кроме СССР), свинцовых или свинцовых эвтектик теплоносителей реакторов.