ОБЗОР И АНАЛИЗ НЕКОТОРЫХ ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ПРИМЕНЕННЫХ ПРИ РАЗРАБОТКЕ АМЕРИКАНСКИХ LW SMR

Часть 1. О конструкции и системах безопасности малых реакторов

ВВЕДЕНИЕ:

Начнем с того, что основными декларируемыми преимуществами Американских малых и средних реакторов рассматриваемого типа LW SMR (разговор ниже пойдет исключительно об этом типе реакторных установок (РУ)) являются предположения разработчиков, о том, что удешевление проектов и их экономическая конкурентоспособность с прочими источниками электроэнергии будет достигнута за счет:

• возможности использовать стандартные компоненты для активной зоны (АЗ) (кассеты стандартного типоразмера для серийного BWR (решетка из 17 x 17 стандартных ТВЭЛов, в зоне из 32 ТВС, при H_core около 1.8 m). Надо ли обсуждать, что такой вариант компоновки не подходит для малых установок?
• сравнительно небольших массо-габаритных показателей корпуса (прежде всего диаметр), позволяющих полностью изготовить его в заводских условиях, с соответствующим контролем качества и без затруднений транспортировать корпус РУ до места его монтажа, что вполне успешно делается и сейчас, в том числе и для «больших» реакторов
• высокого уровня пассивной безопасности при использовании 100% ЕЦ, при нормальной эксплуатации и/или в переходных режимах, при плановом вводе/выводе, длительном расхолаживании, и особенно в аварийных ситуациях, при экстренном выводе РУ. Прогрессивные и надежные системы обеспечения безопасности
• отсутствия или резкого снижения возможностей для возникновения LOCA, это не касается одного из проектов (HolTec) имеющего ПГ вынесенные из корпуса, где минимизация возникновения LOCA не может быть строго аргументирована
• высокого уровня внешней безопасности и сейсмо-устойчивости. Этот постулат не совсем понятен в применении исключительно лишь к SMR. Разве подобный вариант не рассматривается и для «больших» установок? Да и преимущество это скорее относится к дизайну здания и помещений для размещения РУ и оборудования, а не к дизайну собственно реактора. Компонент «сейсмо-устойчивость», подлежит техническому анализу при рассмотрении всей конструкции и для любой АЭС.

Прочие, незначительные преимущества или недостатки вариантов дизайна здесь и сейчас не обсуждаются, так как не критичны для представленного уровня рассмотрения и не оказывают существенного влияния на концепцию создания SMR.

Конечно, кроме доступных для анализа презентаций разработчиков интересно было бы сделать аудит реальных инженерных и экономических расчетов и сравнений и обсудить данные с разработчиками. Увы, такой контакт не представляется возможным. Однако, имеющихся в доступных источниках данных вполне достаточно, чтоб проанализировать декларируемые преимущества проектов детально. То есть, можно говорить о серьезных аргументах за и против в концептуальных проектных решениях, а можно найти множество мелких недочетов, сводящих на нет любую, самую хорошую идею. Как говорится: «Дьявол кроется в мелочах».

Просмотрев на все 4 основных типа дизайна LW SMR развиваемые разными Американскими фирмами (NuScale, Westinghouse, B&W ALWR и HolTec HI-SMUR), напрашивается предварительный вывод о примерной равенстве цены постройки одного такого реакторного блока с SMR. На это наталкивают следующие данные:

• похожие массо-габаритные размеры блока и корпусных конструкций реакторной установки (с кое-какими исключениями)
• похожие/соизмеримые размеры АЗ и конструктивный состав, число ТВС, ТВЭЛов, тип топлива и обогащение
• практически идентичные теплотехнические параметры контуров (I и II), а значит соизмеримые размеры турбин и соответственно размеры и дизайн турбинной части установок.

Из линейки предлагаемых несколько выпадает проект NuScale, но исключительно по генерируемой мощности. Все остальные его параметры и преимущества оцениваются и обосновываются проектантом по аргументации представленной выше.

Сегодня невозможно корректно оценить затраты на эксплуатацию малых и средних реакторов, какие бы аргументы «за» и данные расчетов не приводились. Более того, зачастую, первичный анализ некоторых технических решений явно указывают на то, что их кажущаяся, на первый взгляд их выйгрышность и целесообразность, повлечет за собой существенные расходы на обслуживание и эксплуатацию установки в дальнейшем.

1.   ЗАМЕЧАНИЯ О КОНСТРУКЦИИ АКТИВНЫХ ЗОН LW SMR

Собственно, по размерам АЗ реакторов типа LW SMR совсем уж малой не является и похожие по размерам АЗ, примерно 1.4…1.50 м в диаметре и при соответствующей высоте (в упомянутых проектах до 1.8 м) могут быть довольно энергонапряженными. Современные корабельные АЗ для ВВР нового поколения, к примеру имеют размеры: D_core ~ 1.4 m и Н_core ~ 1.0 m. То есть, за исключением того, что высота рассматриваемых в проектах АЗ для SMR превышает указанную выше практически в 2 раза. По прочтении части презентаций всех разработчиков сразу возникает ряд вопросов. Поэтому, несколько замечаний относительно АЗ, следует сделать дополнительно и с самого начала:

• проблемы неравномерностей нейтронного поля в АЗ такого размера и состава, на практике  могут решаться несколькими основными способами:

a)  постоянным регулированием нейтронного поля за счет применения СУЗ (активной работы), но тогда их будет довольно много, а размещение приводов на крышке реактора, при сравнительно небольшом диаметре корпуса, очень затруднено конструктивно. Это решаемая задача и оптимизировать количество ИМ СУЗ хоть и затруднительно, но возможно и затратно, поэтому, сразу снижаются продекларированные экономические преимущества

b)  «глубоким физическим профилированием» АЗ. Экзотика с использованием редких материалов типа Эрбия (Er) или Гадолиния (Gd) может быть весьма дорогой, тогда как борированная (изотопом B¹⁰) сталь дешева и может быть вполне приемлемым и не дорогим решением, но даже на первый взгляд, явно недостаточным для АЗ таких размеров. Это значит, что все-таки, потребуется профилирование более экзотическими и дорогими материалами. Но на этот вопрос можно ответить точно только после ознакомления с детальными расчетами и выполнении сравнительного анализа всех вариантов составов АЗ для SMR. Некоторые вопросы вызывают сложности, в основном из-за незнания Американских регулирующих документов. На такие вопросы можно будет ответить в перспективе, например:

• Могут ли перемещаемые поглотители СУЗ выполнять совмещенные функции системы а/з и регулирования? Возможно ли это по требованиям NRC USA? Это требует дополнительного уточнения по документам NRC и возможность снижения количества ИМ СУЗ по этому показателю, в настоящем анализе не рассматривается

Другая группа вопросов относится к дизайну АЗ и РУ:

• Можно ли задачу физического профилирования АЗ решить конструктивным возвращением к конструкции т.н. «компенсирующей решетки»? Сделать ее не просто перемещаемой по высоте, а действительно компенсирующей выгорание в разных зонах, в разные моменты кампании? Вероятно, что да, но тогда возникает проблема обеспечения достаточного уровня ЕЦ, так как проходное сечение АЗ изменится существенно
• Как обеспечить кампанию (по загрузке) для АЗ, при условии строгих ограничений на обогащение для гражданских объектов? Если для реактора типа NuScale это меньшая проблема из-за пониженной мощности, то для реакторов превышающих мощность реактора типа NuScale в 3…5 раз, при равных размерах АЗ, это уже куда как более серьезная задача. Частые же остановки для перегрузок серьезно снижают экономические показатели эксплуатации
• Можно улучшить габариты и конструкцию АЗ, но в рассматриваемом случае, этот фактор критичен и жестко поддерживается проектантом, так как определенные/заданные размеры АЗ, которых требуется жестко придерживаться  и их уменьшение потребует серьезной работы по созданию новой конструкции АЗ, что с т.з. ссылки на экономический параметр дешевой АЗ для проекта сразу теряет смысл
• Кроме того, сомнительно решение, использовать традиционную для больших реакторов компоновку ТВЭЛ и ТВС еще и с точки зрения обеспечения теплотехнической надежности, поскольку таблеточное топливо в ТВЭЛах не имеет гарантированного контакта с оболочкой и возникает серьезная проблема с теплообменом, особенно в режимах ЕЦ на частичных уровнях мощности
• Компоновка АЗ в разряженной квадратной решетке серьезно мешает обеспечению критичности в любой момент компании, а применение топлива и ТВЭЛов (конструкции которых более 35-40 лет) обычных для гражданских реакторов ставит под серьезное сомнение возможность упрощения алгоритмирования и опять же увеличивает проблемы при эксплуатации необходимостью усложнения систем управления.

Данных о расчетах экономических показателей, на этой фазе развития проектов мы практически не имеем, а слова и красивые презентации, некоторых разработчиков, предлагающие принять на веру их выводы, без предоставления серьезных доводов и аргументов подкрепленных расчетами выглядят более чем сомнительно[i].

Исходя из первых, изложенных выше критических предположений, несмотря на имеющиеся ограничения изначально заложенные в конструкции АЗ, кажется, что разработчикам необходимо продолжить исследования в области оптимизации параметров реактора и АЗ и принять радикальное решение об изменении конструкции. Рассматриваются ли реализаторами проекта пути такого «отступления»? К примеру, хотя бы на один шаг, перейти на использование стандартных типоразмеров ТВЭЛов, но с изменением дизайна ТВС? Это также неизвестно. Подобные предложения появлялись еще 10 лет назад, но реализаторы некоторых проектов, по необъясняемым ими причинам, упорно стоят на своем, хотя уже понятно, что ранее декларируемые “преимущества” стандартной компоновки “испарились” и совсем не так привлекательны как пояснялось в начале разработок. Скорее наоборот.

Таким образом, уже на первом этапе анализа, вместо вполне обоснованного использования АЗ – «таблетки», для проектируемых в США SMR, предлагается дизайн АЗ в виде вытянутого в высоту цилиндра. Далее понадобится рассмотреть расчеты искажения нейтронного потока, еще и по высоте. Их тоже придется компенсировать и серьезно. Иначе, верх АЗ практически не будет работать и выгорание в верхней части АЗ будет незначительным. Причин этому несколько:

• Первая, нахождение в верхней части АЗ кластеров (подвесок стержней) СУЗ заглушающих реакцию «локально».
• Вторая, низ зоны, при выгорании будет существенно раньше накапливать продукты деления и надо помнить, что при таких размерах (малых) АЗ и гражданском назначении реактора, процент негерметичных ТВЭЛ(ов) должен быть снижен радикально.

Снова появляются дополнительные вопросы к разработчикам такой конструкции АЗ и этих вопросов достаточно много, например:

• Учитывались ли приведенные выше соображения при экономических расчетах и обоснованиях использования стандартных ТВС?
• Предлагалось ли иное инженерное решение для профилирования «физического веса» поглощающих стержней и изменения их геометрии?
• Учитывалось ли, что в АЗ к концу компании  будет оставаться довольно много не использованного топлива, поскольку выгорание будет очень неравномерным и при этом, нижняя часть АЗ будет работать на пределе по накоплению продуктов распада?
• Предлагались ли иные технические решения удешевляющие использование топлива, включая повторную загрузку и частоту перезагрузки? Например «составная АЗ», из сборок разделение которых по высоте возможно и позволило бы тусовать и использовать уже отработавшие часть времени ТВС в последующих загрузках
• Как было учтено влияние термо-гидравлики и расчета ЕЦ на нейтронно-физические характеристики АЗ проектантами? Создавались ли и использовались ли особые модели для расчетов?

На все эти вопросы ответ можно получить либо в открытой очной беседе/дискуссии, либо через специальные запросы, и то, если разработчики согласятся ответить, а не будут ссылаться на неубедительную «коммерческую тайну».

Почти все указанные выше Американские проекты, это проекты с ЕЦ. при этом, АЗ современных реакторов с ЕЦ, как правило с подкипанием (малокипящие), до 8…10% от объемного расхода для обеспечения лучшей ЕЦ, и следовательно, в АЗ и выше нее допускается некоторое наличие пара. Понятно, и очевидно, что пар этот локализован вверху АЗ. А если мы предполагаем наличие пара в АЗ и в корпусе ЯР, то сразу встает вопрос об алгоритме управления и регулировании параметров первого контура (температура на выходе из АЗ на линии насыщения при давлении в корпусе). Требуется внимательно рассмотреть и проанализировать PLT диаграмму такой установки и обоснованность применения конкретного закона регулирования:

• При постоянной средней температуре в АЗ
• При поддержании постоянной температуры на выходе?
• По температуре на выходе изменяющейся по определенному закону?

На первый взгляд, конструкция АЗ и PLT, это не связанные между собой аспекты дизайна, но только на первый взгляд. На самом деле связь между конструкцией, составом АЗ, алгоритмированием и эксплуатацией самая прямая. К примеру, Т_вых существенно влияет на параметры пара и работу турбины, и косвенно на стоимость эксплуатации, через поддержание влажности пара и соответственно через эрозию лопаток последней ступени турбины и соответственно ремонты и обслуживание. На первый взгляд, это несущественный на этой стадии вопрос, очень серьезен, так как от его формализации зависит создание алгоритмов  управления установкой и в том числе стоимость эксплуатации, ремонтов, обслуживания.

Вполне вероятно, что в этой части рассуждений основной вопрос даже не параметры первого или второго контуров, а скорее конструкция и оптимизация количества агрегатов и узлов систем установки и последующий переход к анализу и оптимизации параметров, а также, вопрос алгоритмирования и организации эксплуатации. Тем не менее, вопросы к представляемым конструкциям LW SMR существуют и судя по представленным разработчиками данным, вряд ли они решены полностью. А значит, вряд ли они были учтены и в предлагаемых экономических обоснованиях цены одного kWe получаемого от подобной установки. На это указывает очень приближенное значение продекларированной стоимости.

2.      ПЕРВЫЙ КОНТУР И КОРПУС РЕАКТОРА 

Поскольку, в настоящий момент, наибольшее количество данных (презентаций) доступно именно по реактору NuScale, то с него целесообразно и начать рассмотрение этого дизайна. Дело в том, что на примере NuScale очень хорошо видны все недостатки конструкции и просчеты проектантов, частично характерные и для других проектов. Начнем с конструктивных элементов первого и второго контуров установки.

Вполне понятно, что температура перегретого пара и его параметры (давление, влажность) перед турбиной, жестко определены параметрами теплоносителя на выходе из АЗ (температура на выходе и как следствие, давление 1К). Эти параметры, как правило довольно стандартны, определяются исключительно потребностями паровой турбины и обычно жестко задаются при проектировании. Здесь появляется некоторое количество дополнительных вопросов и комментариев именно к дизайну этого, конкретного проекта:

• Трубная система ПГ, навитая, вокруг подъемной (тяговой) шахты вполне технологична, экономична, но тогда, конструкционный вопрос, как через навивку проходят тяги периферийных ИМ СУЗ? Или же периферийные сборки АЗ все-таки не регулируются и все СУЗ локализованы лишь в центральной части АЗ? Тогда как быть с количеством ИМ СУЗ их размещением на крышке (см. выше в тексте)?
• Еще один конструкционный вопрос, который тянет за собой целую цепочку проблем. Для перегрузки АЗ исполнен разъем поперек корпуса реактора чуть выше верхнего уровня АЗ. Как осуществляется уплотнение? Точнее, как осуществляется разъем и обратная сборка под уровнем воды в большом бассейне, по сути напротив АЗ и под биозащитой? Какими-то особыми устройствами? При том, что все эти конструкции будут иметь существенную наведенную активность (и загрязнение), то хранить их придется в отдельном бассейне и потребуется специальное условие/процедура для переноса этих конструкций в такой бассейн, или особые условия для дезактивации. А если предположить, что часть ТВЭЛов может быть повреждена при эксплуатации и эта часть может серьезно загрязнить общий бассейн? Понятно, что такое решение не удешевит операционные расходы и не улучшит экономические показатели установки/станции
• А как удалить из АЗ поглотители при перегрузке блоком, если нижняя часть реактора не сдренирована, удалена целиком, а стержни ИМ СУЗ должны вернуться на место, в новую АЗ? Понято, что это будет отдельная операция, но как такие манипуляции отразятся на экономических показателях? Потребуется второй комплект поглотителей?
• Каково обоснование надежности ПГ при заявленной длине трубок? Какое количество сварных швов и соединений ПГ при заявленной длине единичной трубки в десятки метров? Как рассчитывается его/их надежность всей конструкции ПГ? Предусмотрена ли полная замена ПГ или лишь глушение части трубок? Каким образом осуществляется такая замена? Кто это будет делать и какой уровень радиации в этом месте (в общем бассейне)?
• На первый взгляд, даже если у NuScale если выходит из строя один ПГ (половина), должна меняется вся система. Как и в каком конкретном месте могут быть исполнены такие операции по замене ПГ? Ведь корпус полностью в контейнменте и условия выполнения и трудозатраты такой работы непонятны. А специфика разборки корпуса существенно затруднит такую операцию. По представленным данным получается, что в блоке всего 2 секции ПГ и в случае течи отсекается половина? То есть, на каждое действие с ПГ или на любую операцию обслуживания потребуется разборка контейнмента и выполнение работ в большим количеством демонтажа.
• Есть ли тяговые трубы у топливных сборок АЗ? Или же, рассчитанного движущего напора и гидравлическое профилирование достаточно и без них (см. выше вопрос про нейтронно-физические процессы в АЗ и наличие паровой составляющей)?
• Даже на первый взгляд, основная (главная) тяговая шахта не имеет каких-либо особенностей по конструкции, позволяющих обеспечивать циркуляцию через АЗ в аварийных режимах. Понятно желание проектантов снизить толщину корпуса, чтобы обеспечить надежный теплоотвод через стенку, но сразу снижаются параметры 1К и общий КПД установки не соответствует заявленному. Это легко проверяется расчетами.

Кроме того, если просмотреть презентации прочих перспективных Американских проектов LW SMR, понятно, что обязательно и отдельно надо поговорить и о “присоединениях” к корпусу реактора. Так всегда, разбираясь с одним вопросом, цепляешь какую-то мелочь и сразу вытаскиваешь наружу целый ком несоответствий. Например: почему, интегральный (моноблочный) дизайн в предложенной NuScale конструкции существенно снижает и даже исключает возможность образования течи? Кто это сказал и как он это рассчитал? Где подтверждения расчетов? Можно ли говорить о том, что в реакторе такого типа полностью исключены подключения к системам? Разве на корпусе реактора нет ни одного патрубка? Есть, и довольно много. При этом, в сравнении, количество подключений трубопроводов реактора NuScale на порядок превышает количество подключений к корабельным реакторам и примерно на 2 порядка превышает их по суммарной площади сечений подключаемых трубопроводов.

Посмотрим, какие присоединения должны быть у реально существующего или же у перспективного реактора LW SMR, и какие должны быть диаметры трубопроводов подключений (по данным разработчиков):

• Реактор необходимо заполнять и пополнять теплоносителем. А значит, надо подать в корпус воду, и по возможности в достаточном объеме и быстро. Быстро, потому, что этот же патрубок используется для подпитки и аварийной подачи воды при образовании течи (снова вопрос к эксплуатации реактора в аварийных режимах). Такие трубопроводы, как правило подают воду в пространство над АЗ. Поскольку подача холодной воды под АЗ, может существенно поменять реактивность. Часто это патрубок «труба в трубе» системе очистки, размер Д_у = 3… 4”.
• Реактор необходимо периодически дренировать. Дренирование обычно осуществляется с дна, из нижней точки. Диаметр такой дренажной трубы, как правило, не очень большой, Д_у = 1″. Но, тем не менее, такое подключение на корпусе всегда имеется.
• Система очистки и (иногда) система длительного расхолаживания. Вода из реактора охлаждается на теплообменнике-рекуператоре и пройдя ФИО возвращается в контур. Иногда это эпизодическая операция и зависит она от состояния АЗ. Но всегда имеет место при эксплуатации. Без использования теплообменника-рекуператора, эта система может исполнять функцию системы длительного расхолаживания. Как правило, система подключена к тому же патрубку, что и система подпитки (см. выше)
• Система подачи газа высокого или среднего давления. Аналогичный трубопровод используется для воздухоудаления, при первичном заполнении и расположен в максимально возможной верхней точке крышки/корпуса. Диаметр подключения этого трубопровода не очень большой, с Д_у = примерно 1″
• Обычно 2, как в проекте NuScale, или 4 на корабельных установках, трубопровода подачи питательной воды в ПГ. Количество зависит от количества секций парогенератора. Диаметры этих трубопроводов примерно Д_у = 6…8″. И соответственно 2 (или 4) паропровода отвода перегретого пара. Эти диаметры довольно значительны и составляют примерно Д_у = 10″. При том, что надежность ПГ не высока, фактор допускающий такую течь весьма важен.

Примерно таковы и стандартные подключения к корпусу любого корабельного реактора. Выше не упомянуты подключения уровнемеров, термопар, прочих датчиков, расположение их на крышке реактора. Давление в контуре обычно измеряется датчиками установленными на трубопроводах подключенных систем, до запорной (отсечной) арматуры. Остальные датчики обычно имеют собственные места подключений на специальных патрубках, в верхней части корпуса и проходят сквозь конструкйии ЯР до места выполнения замеров. Эти принципы вполне понятны и применимы для малых установок гражданского назначения.

• Теперь несколько дополнительных слов о чисто Американской «экзотике». Правда в США, эти подключения не считаются экзотическими в силу иного подхода к аварийному расхолаживанию. Это т.н. “вентиляционные/предохранительные клапана”. Их как минимум 2, независимых, и включаются они в работу, если происходит несанкционированное повышение давления в контуре. В основном, после сброса АЗ и при активном кипении ТН-1 в отсутствие отвода тепла от АЗ реактора, или же при нарушениях работы систем управления и контроля. Диаметр таких патрубков на NuScale достаточно велик и составляет Д_у = 3″.

В принципе, выше представлен практически полный перечень и для расчетов вероятности появления течей его можно использовать. Если бы не одно дополнительное но о котором поговорим ниже…

Есть особая система, для отвода тепла от реактора, через стенку контейнмента. Подобная система часто применяется на гражданских больших ЯР. Называется эта система, Containment Heat Removal System (CHRS) и ее работа будет рассмотрена ниже, во второй части анализа.

Отсечение CHRS от внутренней полости первого контура осуществляется 2-мя клапанами по каждой линии, которых также 2. Предполагается по 2 рециркуляционных патрубка на сторону, с Д_у = 4″ каждый, по воде и пару. То есть, еще 4 патрубка, не считая 2-х аварийных линий с предохранительными клапанами, указанных выше.

Не правда ли достаточно большой список подключений? Можно ли, посмотрев на него полностью исключать возможность течи? Можно ли исключить вероятность образования гильотинного разрыва трубопровода довольно большого диаметра? Не уверен. Но желательно посчитать еще и вероятность течей и отказов срабатывания клапанов CHRS, интенсивность возможных течей, а также, возможность организации циркуляции в разомкнутом контуре CHRS, ну и возможность циркуляции и надежного охлаждения при отказе одной ветви системы. Это отдельная и длительная дискуссия, часть которой мы продолжим позже.