ВВЭР: задание на завтра

←

	Наука
	Главная Все записи Участники Подсообщества

<без имени>lenap

ВВЭР: задание на завтра

http://www.rosenergoatom.info/index.php?option=com_content&view=article&id=225:2010-06-04-08-02-16&catid=1:2009-11-01-11-18-41&Itemid=60

Виктор Сидоренко, советник директора
РН Ц «Курчатовский институт»

Владимир Асмолов,
первый заместитель Генерального директора ОАО «Концерн Росэнергоатом»



Юрий Семченков, заместитель директора РНЦ «Курчатовский институт»
Облик АЭС с легководными энергетическими реакторами следующего поколения
В проекте «АЭС-2006», ставшем основой правительственной программы строительства атомных электростанций, предполагается максимально использовать опыт и задел серийного сооружения энергоблоков с реакторами ВВЭР

Ближняя перспектива развития атомной энергетики опирается на эволюционное развитие технологии ВВЭР, а среднесрочная и более отдаленная перспективы должны ориентироваться на новые цели, которые должны определить задачи как эволюционного, так и инновационного развития этой технологии. Формулируемые в последние годы варианты стратегии развития атомной энергетики определяют в качестве центральной задачи формирование оптимальной структуры всего ядерного топливного цикла, что в итоге должно определить место ядерного топлива в топливно-энергетическом балансе страны.



При этом задачи для атомной энергетики формируются вокруг обеспечения возможности перейти от использования ~ 1% добываемого природного урана из экономически исчерпаемых запасов к практически полному использованию изотопов урана-238 и тория-232, энергетический ресурс которых на порядки больше, чем у нефти и газа. Для достижения этой цели первоочередной задачей является создание замкнутого ядерного топливного цикла с необходимой для этого промышленной и социальной инфраструктурой. Замыкание топливного цикла требует одновременно продемонстрировать приемлемые решения по окончательному обращению с облученным ядерным топливом и радиоактивными отходами при минимизации угрозы неконтролируемого использования ядерных материалов.



В обозримое время центральными задачами инновационного развития реакторов деления определены разработка эффективных бридеров на быстрых нейтронах и повышение эффективности топливоиспользования в реакторах на тепловых нейтронах как за счет замыкания топливного цикла по плутонию, совершенствования конструкции активной зоны реакторов, так и перехода в дальнейшем на уранториевый топливный цикл.
К сожалению, в концепции Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 гг. и на перспективу до 2020 года», утвержденной Правительством РФ 23 июля 2009 г. под № 1026-р, отсутствует раздел по модернизации ЛВР для условий эффективной работы в замкнутом ядерном топливном цикле.
Наряду с линией инновационного развития бридеров на быстрых нейтронах, получающих видимое развитие в стратегических ожиданиях российской атомной энергетики за пределами 2020 года, этот временной период рассматривается как период внедрения нового поколения реакторов на тепловых нейтронах с новыми возможностями, среди них приоритетное место могут занять корпусные легководные реакторы (ЛВР) как носители традиционной технологии и большого опыта.
В это направление вложено сил, времени и денег больше, чем в любое другое реакторное направление. Накоплен бесценный мировой опыт эксплуатации ЛВР, имеются проверенные на практике технические, конструкционные, технологические решения, зарекомендовавшие себя как положительно, так и отрицательно. Для ЛВР имеется множество предложений и практических разработок по их дальнейшему совершенствованию. Это дает основание надеяться на своевременное создание на этой базе легководных реакторов, которые будут отвечать требованиям, предъявленным к инновационным ядерно-энергетическим системам.
В укрупненном виде для СуперВВЭР в проведенном рассмотрении были обозначены три основные цели:
•более эффективное использование урана и плутония;
• снижение инвестиционных рисков;
• повышение термодинамической эффективности.
В рамках реакторов корпусного исполнения с водяным теплоносителем рассматривались следующие направления инновационного развития:
• охлаждение водой докритических параметров с возможностью регулирования спектра нейтронов;
• использование технологии корпусного реактора, охлаждаемого кипящей водой докритических параметров;
• использование воды сверхкритического давления в прямоточном одноконтурном исполнении;
• использование воды сверхкритического давления в двухконтурной реакторной установке;
• пароводяное охлаждение в докритической области давления реактора с быстрым спектром нейтронов;
• паровое охлаждение в закритической области давления реактора с быстрым спектром нейтронов.



Кроме того, в инициативном порядке были выпущены научные отчеты по формированию и обоснованию предложений по реактору ВВЭР с вариантами активной зоны на основе твэлов уменьшенного диаметра и на основе микротвэлов (МТ).
Регулирующим условием для подготовки рассмотренных предложений была ориентировка на возможность практической реализации разработки в период с 2020 по 2025 годы, в соответствии с рассматриваемой нами структурой российской атомной энергетики до 2050 года.
В графике 1 приведена рассматриваемая структура атомной энергетики в период до 2050 года, где уровень установленных мощностей атомных станций на рубеже 2030 года соответствует верхней цифре в диапазоне, обозначенном в «Энергетической стратегии России до 2030 года», утвержденной распоряжением Правительства РФ от 13 ноября 2009 года.
В этом базовом сценарии предполагается развитие атомной энергетики с 2020–2025 годов на основе замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами, обеспечивающими расширенное воспроизводство топлива с умеренными показателями. Одновременно с развитием быстрого направления начинается внедрение усовершенствованных легковод-ных реакторов (Супер-ВВЭР), которые к началу их внедрения после 2020 года обеспечивают расход природного урана в открытом топливном цикле на уровне 130–135 т/ГВт (э) год. Такие целевые показатели могут быть достигнуты оптимизацией топливного цикла и повышением термического КПД. В конфигурации этих реакторов для замкнутого топливного цикла они работают с МОКС-топливом.
Такие же сроки реализации замкнутого топливного цикла и внедрения инноваций как в направление быстрых реакторов, так и в направление легководных тепловых, рассматриваются в «оптимистическом» по масштабам мощностей варианте развития атомной энергетики, который иллюстрируется графиком 2, где более детально обозначены различные направления инноваций в реакторных технологиях.



Представленный здесь вариант с нашей точки зрения более реалистично учитывает тенденции и динамику развития мирового энергетического рынка (и России в том числе) и требует более активного развития реакторных технологий с учетом перспективы. Вполне реальна возможность того, что в практическом развитии ядерно-энергетической отрасли меньшие темпы роста мощности парка атомных станций приведут к сдвижке сроков реализации рассмотренной схемы развития, но мы полагаем, что структура развития и целевые задачи сохранятся; реальная жизнь может корректировать желательные сроки конкретных разработок и уточнять как вклад разных реакторных систем в энерговыработку и топливный баланс, так и конкретное время их внедрения.
Для обеспечения надежности и устойчивости ядерно-энергетической системы принципиально важны формирование и сохранение ее технологической многокомпонентности (по крайней мере – двухкомпонентности). В прошедший период развития двумя компонентами являлись ВВЭР и РБМК; в рассматриваемой перспективе параллельно развиваются, как минимум, две технологии: ЛВР и БР.
Какие же варианты концепций Супер-ВВЭР предлагаются для рассмотрения?
Улучшенный ВВЭР для работы в замкнутом топливном цикле
За основу берется проект ВВЭР-1200, разрабатываемый в настоящее время в соответствии с Федеральной целевой программой («АЭС-2006»). Планируется дальнейшее эволюционное совершенствование этого проекта как по реакторной установке, так и по топливу, включая переход к замкнутому топливному циклу по мере прояснения возможностей промышленности и разработки и внедрения проектов реакторов-наработчиков делящихся изотопов.
Пароводоохлаждаемый быстрый энергетический реактор ПВЭР-650



С 1977 года в РНЦ «Курчатовский институт» совместно с ВНИИАМ и ОКБ ГП проводилась разработка реактора с быстрорезонансным спектром нейтронов и охлаждением пароводяной смесью закризисного паросодержания — ПВЭР.
В этой концепции за счет использования теплоты фазовых переходов (испарения влаги в активной зоне) реализуется большая энергоемкость пароводяной смеси и существенно снижается температура стальных оболочек твэлов, уменьшаются общий расход теплоносителя и затраты на его циркуляцию.
Одноконтурный вариант ВВЭР-СКД с двухзаходной активной зоной
В двухзаходном прямоточном реакторе ВВЭР-СКД теплоноситель поступает сначала в периферийную зону с резонансно-тепловым спектром, состоящую из 150 тепловыделяющих сборок (ТВС). В этой зоне плотность теплоносителя уменьшается с 700 кг/м3 в среднем до 200 кг/м3.
Далее теплоноситель попадает в нижнюю напорную, откуда, поменяв направление на противоположное, поступает в центральную зону, состоящую из 91 ТВС. Плотность теплоносителя, двигающегося снизу вверх, в этой зоне уменьшается в среднем до 100 кг/м3, что обеспечивает большую долю МОКС-топлива и быстрорезонансный спектр нейтронов в ней.
Двухконтурный вариант
ВВЭР-СКД с одноходовой активной зоной (реактор В-670 СКДИ)
В двухконтурной ядерной энергетической установке В-670 СКДИ используется реактор с интегральной компоновкой активной зоны, ВКУ и парогенераторов в корпусе реакторного моноблока.



Температура на входе в активную зону несколько ниже псевдокритической (375 °С), а температура на выходе из активной зоны – несколько выше псевдокритической (395 °С). В реакторе реализуется естественная циркуляция теплоносителя за счет раздвинутой топливной решетки и существенного снижения плотности теплоносителя при нагреве в активной зоне.
Двухконтурный вариант быстрого реактора, охлаждаемого СКД-теплоносителем (реактор ПСКД-600)
Наилучшие показатели топливо-использования могут быть достигнуты в СКД-реакторах, работающих в быстром спектре нейтронов. Переход с одноконтурной схемы реакторной установки на двухконтурную позволяет иметь в первом контуре паровой СКД-теплоноситель с достаточно низкой плотностью для достижения быстрого спектра нейтронов.
Используя при этом конструкцию тепловыделяющей сборки (ТВС) с плотной решеткой твэлов, удается обеспе-чить в активной зоне спектр нейтронов, близкий к спектру в реакторах типа БН. Появляется возможность реализовать режим самообеспечения топливом в замкнутом топливном цикле.
Одноконтурный кипящий реактор с быстрорезонансным спектром нейтронов (ВК-М)



В водоохлаждаемых реакторах ужесточение нейтронного спектра и повышение коэффициента воспроизводства может быть достигнуто за счет утеснения решетки твэлов и соответствующего уменьшения водотопливного отношения. Это направление легководной реакторной технологии принято называть реакторами с уменьшенным замедлением нейтронов RMWR (Reduced Moderation Water Reactor).
Наиболее просто уменьшенное замедление нейтронов реализуется в кипящем реакторе, где сокращение количества замедлителя достигается не только за счет утеснения решетки твэлов, но и за счет резкого уменьшения плотности кипящего теплоносителя. Ранжирование концептуальных предложений
Содержание научно-технических и технологических проблем, которые могут быть сформулированы для каждого из предложений, позволяет предложить такую их оценку.
Наиболее близкой к отечественной линии корпусных легководных реакторов в мировой атомной энергетике и накопившей не меньший опыт, чем PWR-ВВЭР, является линия кипящих корпусных реакторов BWR. Однако Россия не владеет тем багажом освоения технологии, который накоплен разработчиками BWR. Конечно, всегда остается возможность сотрудничества и совместных разработок с зарубежными партнерами, но они будут определяться в первую очередь совокупностью коммерческих факторов.
Переход в реакторе на быстрый спектр нейтронов сдвигает это предложение в сторону проблемы выбора оптимального решения для бридеров.
Можно прийти примерно к такой же оценке и других предложений по созданию реакторов с паровым охлаждением и быстрым спектром нейтронов как в докритической области давления теплоносителя, так и в области закритического давления. Это сфера оптимизации развития бридеров со своими специфическими критериями и лишь в малой степени затрагивает развитие технологии уже существующего корпусного легковод-ного направления.



Особого внимания заслуживает возможность перейти в легководном реакторе на сверхкритическое давление. Привлекательность этого направления проявилась, в частности, в том, что оно включено в комплекс систем «Генерации-4».
На поверхности лежат проблемы, которые предстоит решить при освоении этого направления. Это, во-первых, необходимость достаточно полного понимания термогидравлики теплоносителя. Знания, полученные при довольно широком внедрении сверхкритических параметров пара в органической энергетике, недостаточны для ответа на все вопросы, которые ставит реакторная установка.
Вторая проблема рассматривается как более сложная и требующая для успешного решения до 15 лет – проблема конструкционных материалов активной зоны.
В итоге можно констатировать, что переход на сверхкритическое давление в ЛВР представляет собой актуальное направление их инновационного развития, но по масштабу стоящих проблем диктует для их решения необходимость международной кооперации. Оцениваемые время и усилия для реализации не позволяют рассматривать эти инициативные предложения как приоритетные в рамках инновационного развития корпусного легководного направления, обозначенного выше как Супер-ВВЭР.
Обсуждавшиеся выше предложения относятся, конечно, к «дальней» перспективе, уходящей за 2020–2025 годы. Они заслуживают в терминологическом ряду в большей степени отнесения не к категории «инновационных проектов», а, скорее, к разряду «революционных».
Предлагаемые направления разработки Супер-ВВЭР
Предлагается сосредоточиться на двух перспективных направлениях исследований и разработок:
• направление эволюционного развития с модернизацией и совершенствованием традиционной технологии ВВЭР; • направление инновационного развития с переходом на теплоотвод водой сверхкритических параметров. Возможные временные рамки развития эволюционного варианта Супер-ВВЭР: • 2009–2011гг. – технические предложения по проекту инновационной активной зоны и формирование программы НИОКР для АЭС c эволюционным вариантом Супер-ВВЭР; • 2011–2015 гг. – выполнение предпроектных и базовых НИОКР для АЭС с эволюционным вариантом Супер-ВВЭР (материалы, коды, базы данных, бенчмарки, стендовая база); • 2012–2016 гг. – проектирование АЭС с эволюционным вариантом Супер-ВВЭР (концептуальный проект, техническое предложение, технический проект, ТЭО, РД); • 2016–2021 гг. – сооружение головной АЭС с эволюционным вариантом Супер-ВВЭР. Возможные временные рамки развития инновационного варианта Супер-ВВЭР: • 2009–2011 гг. – изучение обобщенных базовых проблем ВВЭР-СКД нового поколения, технические предложения по АППУ с инновационной РУ Супер-ВВЭР, формирование требований и программы НИОКР для АЭС c инновационным вариантом Супер-ВВЭР; • 2012–2019 гг. – выполнение предпроектных и базовых НИОКР для АЭС с инновационным вариантом Супер-ВВЭР (материалы, коды, базы данных, бенчмарки, стендовая база, экспериментальные исследования); • 2017–2021 гг. – проектирование АЭС с инновационным вариантом Супер-ВВЭР (концептуальный проект, техническое предложение, технический проект, ТЭО, РД); • 2022–2026 гг. – сооружение головной АЭС с инновационным вариантом Супер-ВВЭР.



Основным содержанием работ на ближайшие 2–3 года должно быть выполнение базовых НИОКР.
Проводимые параллельно вариантные конструктивные проработки в основном должны служить задаче выявления приоритетных исследований и разработок.
На этом начальном этапе должны быть подготовлены технические задания на конкретное конструирование и проектирование объектов.
Следует подчеркнуть важность своевременного научно-технического обоснования возможных проектно-конструкторских и технологических решений, необходимого для того, чтобы обеспечить выбор оптимальных вариантов реакторной установки, соответствующих конкретным условиям их внедрения в ядерно-энергетическую систему.