1

ВОДОООХЛАЖДАЕМЫЕ РЕАКТОРЫ СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ (ВВЭР СКД) –

ПЕРСПЕКТИВНЫЕ РЕАКТОРЫ 4-го ПОКОЛЕНИЯ 

Ю.Г.Драгунов, С.Б.Рыжов, М.П.Никитенко, И.Н.Васильченко, А.О.Плющ, В.М.МахинОКБ «ГИДРОПРЕСС»

В.М. Поплавский, П.Л. Кириллов, Ю.Д. Баранаев, А.П. ГлебовГНЦ РФ ФЭИ

Ю.М.Семченков, Г.Л.Лунин, А.С.Духовенский, П.Н.АлексеевРНЦ «Курчатовский институт»

МНТК-20007

конференция по безопасности ВВЭР

2

Эволюционный путь создания АЭС с ВВЭР

Характеризуется повышением параметров реакторов: ср. энергонапряженности топлива от 19,5 до 45,5 кВт/кг U;

электр. мощности установок от 210 до 1000 МВт; давления теплоносителя от 10 до 15,7 МПа; скорости теплоносителя от 2 до 5м/с;выгорания топлива с 12 до 50 МВт сут/кгU (в перспективе до 70 МВт сут/кгU, среднее по ТВС). Созданы высоко надежные корпуса реактора из хромо-молибдено-ванадиевой стали

перлитного класса повышенной радиационной стойкости 15Х2МФА для реакторов

ВВЭР-440 и стали 15Х2НМФА и 1Х2НМФАА – для реакторов ВВЭР-1000. Ресурс оборудования и срок эксплуатации станций увеличен от 20 до 40 и в

перспективе до 60 лет.

3

Особенность установокПри давлении свыше 12МПа из-за слабой зависимости температуры насыщения от давления изменения температуры теплоносителя на выходе из реакторов повышалось не столь значительно, как другие параметры - от 292 до 325оС. Как следствие, КПД ограничен 33% .

Эволюционный путь развития установок продолжается созданием реакторов ВВЭР-1500 и ВВЭР-1200.

Реакторы ВВЭР определяют ядерную энергетику первой половины 21 века.

Новое направление – реакторы ВВЭР со сверхкритическим давлением теплоносителя

4

Перспективность направления ВВЭР СКД

Переход на сверхкритические параметры теплоносителя позволит:

повысить КПД установок с ~33% до 40-45% ; улучшить топливоиспользование (повышение коэффициента

воспроизводства и создание замкнутого топливного цикла с быстрым и тепловым реакторами СКД);

снизить удельные капитальные затраты на сооружение.

Технологическая база для повышения параметров: положительный многолетний опыт (более 50 лет) эксплуатации РУ

ВВЭР и установок СКД на углеводородном топливе и технологические возможности их создания;

опыт длительной эксплуатации одноконтурных реакторных установок РБМК и ВК-50;

опыт эксплуатации 1-го и 2-го блоков БАЭС с ядерным перегревом пара.

5

Пример установки СКД (топливо – уголь)Параметры пара: 30 МПа, 600оС

Промежуточный перегрев - 597оС в перспективе двойной и 600оС

Температура питательной воды - 300оС

Параметры пара перед турбиной- 29 МПа, 595 оС

КПД – 45-45,5%

Материал труб – сталь Х11В2МФ (ЭИ 756, Сr-11, W-2,V) и ее замена -новая жаропрочная сталь 10Х9МФБ-Ш (ДИ82-Ш).

По характеристикам близка к Х10НВМФ (Германия), Х10В2МФ (Япония), Х10В3К3МФБ (Япония)

«Теплоэнергетика», 1997, №1, с.2-8.

6

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ С ЯДЕРНЫМ ПЕРЕГРЕВОМ ПАРА: БАЭС бл. №1 и 2, Россия; PATHFINDER(Патфайндер), США

Некоторые данные по опыту эксплуатации БАЭС, бл. №1 и 2Кочетков Л.А., «История атомной энергетики», т.1,стр. 123-125. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф. «Радиац. стойкость…»

1-й блок – 100 МВт(э), 2-й блок- 200 МВт (э)

Разные твэлы в ИК и ППК: ППК, трубчатый, оболочка из ЭИ-847, диоксид урана и матрица из сплава меди; перегрев пара до

545 оС и в экспериментальных режимах до 565 оС (до 4 лет, АЭ, 1976, т.40, вып.5, с.371-377.) , выгорание до 40 МВт сут/кг U;ИК, оболочка из 0Х18Н10Т , сплав урана + 9% молибдена; матрица из магния.

ИК: температура оболочки 345, 348 оС, топлива 370 и 375 оС (бл.№1 и 2). Максимальный тепловой поток 0,5 и 0,7 МВт/м2 Отложения в основном из оксидов железа, толщиной менее 30 мкм (5 лет бл.№1 и 3года бл.№2)

Каналы из аустенитной стали.

7

Аналогичные зарубежные проекты (примеры)С быстрым спектром нейтроновЯпония, SCFR, эл./тепловая мощность –1698/3832 МВт, КПД-44%; давление-25 МПа, температура – 280/523 оС, расход –6830 т/ч; твэл 10,2х0,55;шаг-11,5 мм; UO2 +PuO2; материал оболочки – сплав Ni; размер зоны:Н= 3,76 и Д=3,5м; энергонапряженность-106 Вт/см3; qlср= 232 Вт/см.

С тепловым спектром нейтронов – создается размещением в ТВС водяных элементов или твердых замедлителей (гидрид циркония), Япония, США, ЕвроатомHPLWR, эл./тепловая мощность –1000/ 2440 МВт, КПД-41%; давление-25 МПа, температура – 280/508 оС, расход –4200 т/ч; твэл - 8 х0,4 мм;шаг-9,5 мм; UO2 / МОХ;

материал оболочки – сплав Ni; размер зоны:Н= 4,2 и Дкорпуса внутр. =3,38 м; энергонапряженность-75 Вт/см3; qlsmax= 0,9 МВт/м2. Выгорание – 45 МВт сут/кг UКандидатные материалы для оболочек: аустенитные (1.4550, 316L(N), 1.4970), ферритно-мартенситные (1.4914, FV448, EM10) стали, сплавы никеля: HT 16, Inconel 625, Inconel 718Сроки реализации работ по реактору с водяным теплоносителем сверхкритического давления в США: Выполнение НИОКР – 2015г. Строительство реактора – прототипа – 2020г.Европа (материалы FISA-2006), проект HPLWR будет завершен в 2009г. Япония(2005-2010, концепция, эксперименты, проектные материалы)Близкие к указанным сроки могут быть реализованы и в отечественной программе при соответствующем финансировании проекта.

8

Разработки установок СКД и других проектов 4-го поколения ( материалам ICAPP-2006, США, июнь 2006г., секция 3 «Долгосрочные

программы и стратегии»)

Реактор, теплоноситель

Количество заседаний

Количество докладов

СКД 3 13 (33%)

Pb, Pb-Bi 2 5

Na 1 4

ГазРасплав солей

1

3

6

11

9

               

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

  Добыча

Обогащение

Производствотоплива

Тепловыереакторы

Воднаяпереработка

Промежуточноехранилище

Окончательноезахоронение

U

Производствотоплива

Обедненный U

Pu

Быстрыереакторы

Неводнаяпереработка

FP 1 TRU

Жидкосолевойреактор-

выжигатель

Процесссепарации

Pu, MА, ThI-129, Tc-99

Источникнейтронов

Pu, UPu

Обогащенный U

Pu

Трехкомпонентная система ядерной энергетики 21 века с замкнутым топливным циклом для всех актиноидов, включая Pu и опасные долгоживущие продукты

деления

Pu-плутоний, U-уран, TRU-трансурановые элементы, I-йод, MA-минорактиниды, Tc-технеций, Th-торий, FP-продукты деления

10

Возможное место ВВЭР СКД в энергетике 21 века

Быстрые реакторы с охлаждением водой СКД

Характеристики

1. Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя, Атомная энергия, т.100, вып. 5, 2006, стр. 349-355, также доклад на конференции «ТЕПЛОФИЗИКА –2005».

   2.Габараев Б.А., Ганев И.Х., Давыдов В.К., Кузнецов Ю.Н. и др. Корпусной и канальный быстрые реакторы с охлаждением кипящей водой или водой со сверхкритическим параметрами, «Атомная энергия», т.95, вып.4, 2003, стр.243-247.

Анализом характеристик реактора БРЕСТ-300 и быстрого реактора с водой СКД показано, что достигаются близкие нейтронно-физические характеристики двух активных зон.

Снижение капитальных затрат (с 2200…2400$/кВт до 1000…1300 $/кВт) ТепловыТепловые реакторые реакторы с охлаждением водой СКД с охлаждением водой СКД

Повышение КПД установок (с 33 до 40…45%), снижение капитальных затрат (по оценкам в 1,2…1,5).

11

Основные сведения по разработкам ВВЭР с повышенными параметрами теплоносителя

Параметр,

характеристика

Быстрый

энергетический

реактор (БПВЭР)

1984г.

ВВЭР СКД-И

1990г.

Быстрорезонансный

ВВЭР СКД

2005г.

Мощность тепловая,

МВт3450 1350 3830

КПД, % 35 37 44

Топливо UO2 + PuO2 UO2 UO2 + PuO2

Теплоноситель Паро-водяная смесь Вода СКД (Р=23,5 МПа) Вода СКД (Р=25МПа)

Температура

теплоносителя:

вход/выход , оС

347/360 365345/381378 280/530

Энергонапряженность

(объемное

энерговыделение), кВт/л

325 68 107

Коэффициент

воспроизводства

1,13 1,20

(разный состав и конструкция)

0,78 в равновесном состоянии

1,0

Оболочка: материал,

диаметр, толщина

ЭИ-847, ЭП-450

9,0 х 0,55

Сплав Zr

9,1х0,65

Сплав Ni

10,70,55

Выгорание 10% т.а. 48 МВтсут/кгU 38 МВтсут/кг т.а.

12

Основные сведения по разработкам канальных ректоров СКД

Параметры SCW CANDU ChUWR ChUWFR KP-SCD РБМК СКД (1972)

Страна Канада Россия

Спектр нейтронов тепловой тепловой быстрый тепловой тепловой

Организация AECL НИКИЭТ

Тепловая мощность, МВт 2540 2730 2800 1960 1800

КПД 45 44 43 43 44

Давление, МПа 25 24,5 25 25 24,5

Температура теплоносителя, вход/выход, °С

350/625 270/545 400/550 270/545 270/545

Размеры активной зоны, м диаметр/высота

-/4 11,8/6 11,4/3,5 6,45/5 11,8/6

Топливо UO2 /Th UCG MOX UO2 UO2

Обогащение, % 4 4,4 - 6 5,8

Материал оболочки твэл Ni-сплав Нерж.ст. Нерж.ст. Нерж.ст. Нерж.сталь Х16Н15М3Б

Максимальная температура оболочки, °С

850 630 650 700 -

Замедлитель D2O графит графит D2O графит

По материалам ICONE и ICAPP 2003-2006гг.

13

Направления проработок РУ IV поколения ВВЭР СКД

Разработаны: Техническое решение об основных параметрах РУ Программа совместных работ по созданию концепции ВВЭР СКД Концепции активных зон (однозаходные и двухзаходные, проработки ТВС, оценочные расчеты характеристик зон, предложения по снижению вредного поглощения нейтронов и др.)

14

Основные характеристики установок ( концепции ВВЭР СКД) Параметр Одноконтурная установка Двухконтурная установка

Спектр нейтронов Тепловой и быстрорезонансный

Тепловой (доработка проекта 1990 г.)

Мощность электрическая, МВт До 1700 500 (ЕЦ) и 1000 (принудит.)

КПД,% До 45 До 43

Тепловая мощность , МВт До 3700 До 1250 (ЕЦ), 2500 (принуд.)

Давление теплоносителя, МПа 24,5 24,5

Температура на входе/выходе активной зоны, °С

290 / 540 390 / 540

Корпус ВВЭР-1500 или ВВЭР-1000 ВВЭР-1500 или ВВЭР-1000

Энергонапряженность (объемное энерговыделение), кВт/л

До 70 (тепловой)

До 150 (быстрый)

До 70 (тепловой)

Топливо*) Диоксид урана, МОХ, кермет

Диоксид урана, МОХ, кермет

Примечание: *) диаметр твэла – 9-11 мм; обогащение топлива по U-235: для теплового реактора – до 5%; быстрого – до 20%; выгорание – 50…60 МВт сут/кг U. «Тесная» решетка для быстрого реактора, ТВС с замедлителями – «водяными» элементами – для зоны на тепловых нейтронах. Керметное топливо рассматривается как топливо с дополнительным барьером. *) - керметное топливо рассматривается как топливо с дополнительным барьером для одноконтурной установки. Используется опыт применения дисперсионного топлива в одноконтурных реакторах с ядерным перегревом пара (БАЭС); материал оболочек – аустенитные стали ( на первом этапе), высоконикелевые сплавы.

15

Одноконтурные установки с тепловым и быстрорезонансным спектром нейтронов

16

Охлаждение корпуса и схема циркуляции

17

Активная зона с двухзаходным движением теплоносителя

18

Сечение ТВС для теплового реактора

19

Вопросы, требующие дополнительного изучения выбор материалов и их обоснование;

коррозия материалов и перенос продуктов коррозии в контуре;

водно-химический режим;

реакторные испытания для обоснования одноконтурной схемы (испытания материалов, твэлов, изучение процессов переноса радионуклидов и продуктов коррозии);

стендовые испытания макетов ТВС;

пусковые режимы;

вопросы устойчивости;

и др.

Эти вопросы в основном изучены применительно к установкам СКД с органическим топливом, необходимы эксперименты с учетом эффекта реакторного облучения.

20

Темы для международного сотрудничества

исследования тепло- и массопереноса в условиях СКД (теплообмен в «тесных» решетках, перенос продуктов коррозии и отложения на поверхности твэлов и др.);

влияние реакторного облучения на коррозию в условиях СКД;обмен опытом по выбору кандидатных материалов, а также

результатами стендовых и реакторных испытаний имитаторов и опытных образцов твэлов и других элементов;

разработка и верификация расчетных кодов;решение вопросов по устойчивости;создание баз данных по тепло-массопереносу и по свойствам

материалов;создание внереакторных и реакторных стендов для испытаний

материалов, элементов, арматуры и отдельных единиц оборудования;вопросы по технологии (ВХР, системы очистки и др.);создание реактора-прототипа малой мощности.

21

Заключение1. ВВЭР-СКД с тепловым и быстрорезонансным спектрами нейтронов -

российский вариант водоохлаждаемых установок 4-го поколения2. ВВЭР-СКД может быть использован в решении задач по замкнутому

топливному циклу (двух- или трех компонентная энергетика второй половины 21 века с быстрорезонансным и тепловым реакторами)

3. Переход на сверхкритические параметры воды, а также использование одноконтурной прямоточной схемы без парогенераторов дает ряд важных преимуществ: повышение КПД от достигнутого на действующих АЭС уровня

~33% до 45%; сокращение расходов урана в случае реализации концепции

быстрого реактора, позволяющего получить коэффициент воспроизводства близкий к единице;

сокращение объемов строительства и монтажа; повышенная безопасность (отсутствует такое явление как

критический тепловой поток, который в ВВЭР в аварийных режимах может привести к перегреву и повреждению части твэлов);

22

4. Российскими предприятиями выполнены проработки корпусных и канальных реакторов СКД.

5. Определены вопросы, подлежащие экспериментальному и расчетному изучению на стадии выполнения проектов.

6. Ряд вопросов, важных для успешной реализации как корпусных, так и канальных СКД, может быть основой для международного сотрудничества.

Заключение

меньший, чем в ВВЭР (в 5-10 раз) расход теплоносителя через активную зону, что позволяет сократить диаметры основных трубопроводов и мощности насосов;

сокращение металлоемкости собственно ядерно-энергетической части АЭС за счет исключения парогенераторов и др. оборудования второго контура;

сокращение тепловых сбросов в окружающую среду