Перспективные реакторы Минатома.
Часть 4: ПВЭР-1000
Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов с пароводяным теплоносителем – ПВЭР. Рассматривается в качестве направления дальнейшего улучшения и развития водо-водяных корпусных энергетических реакторов.
Основной целью создания ПВЭР является разработка на основе имеющейся технологии и машиностроительной базы ВВЭР реактора, обладающего экономичным топливным циклом с коэффициентом воспроизводства около 1, улучшенным КПД термодинамического цикла, сниженной металлоёмкостью, близкими к ВВЭР капитальными затратами на установленный кВт и в перспективе – использованием серийно производимых промышленностью паровых турбин угольной энергетики на сверхкритические параметры водяного пара.
При работе над проектом ПВЭР расчётным путём исследовалась гипотеза о том, что при уровне воспроизводства горючего КВ~1, АЭС с ПВЭР могут быть экономически более предпочтительными по сравнению с реакторами типа БН за счёт существенно меньших капитальных затрат благодаря использованию технологии освоенного водного теплоносителя.
Разработка проекта ПВЭР к 1991 году проведена в объёме технического предложения.
Существующая технология и машиностроительная база для реакторов ВВЭР позволяют в принципе приступить к строительству ПВЭР сразу же после завершения экспериментального обоснования нейтронно-физических и тепло-гидравлических характеристик этого реактора.
Рассмотрим модернизацию ВВЭР в сторону ПВЭР сначала на уровне идеи. Переход к параметрам водяного пара выше критической точки воды (374 Цельсия, 225 атм) позволяет иметь в качестве теплоносителя перегретый водяной пар. Который по свойствам в этой области гораздо ближе к идеальному газу чем в классических ВВЭР, имеет хорошие термодинамические параметры и является однофазным теплоносителем. Плотность его может быть выбрана произвольной. Однако фактически, как минимум при плотности меньшей чем 100 килограмм на кубометр, т.е. (1/7) плотности обычного ВВЭР, секундного расхода пара становится недостаточно чтобы вынести тепло из активной зоны. Ведь водяной пар это не жидкий металл.
При остальных равных условиях, мощность насоса требующаяся на прокачку, обратно пропорциональна кубу плотности теплоносителя. Ведь как мы помним из физики, продифференцировав по времени сохранение импульса (d/dt)*(F*t) = (d/dt)*(m*v) получается по определению выражение для пропорциональности перепада давления на прокачку delta(P) = (1/S)*v*(dm/dt) где (dm/dt) – секундный расход теплоносителя, S – площадь рассматриваемого поперечного сечения. Секундный расход равен в свою очередь (dm/dt) = p*S*v где p -плотность теплоносителя. Для перепада давления получается пропорциональность delta(P) = p*(v^2) а для мощности, требующейся на прокачку, пропорциональность кубу скорости теплоносителя и первой степени его плотности: N_pump ~p*v^3.
Тепловая мощность, выводимая из реактора, пропорциональна трём множителям: N_reactor = C*(T2-T1)*(dm/dt) = C*(T2-T1)*p*S*v. Уменьшив плотность воды с 700 до 140 кг/м3 при сохранении прежними тепловой мощности реактора и всех остальных параметров , было бы необходимо увеличить в 5 раз скорость прокачки теплоносителя. В итоге требуемая мощность насоса увеличилась бы в (1/5)*(5^3) = 25 раз .
Однако здесь мы можем использовать резерв, открывающийся при переходе на СКД теплоноситель. Если в обычном докритическом ВВЭР (320 С, 160 Атм) нагрев воды при проходе через реактор составляет 30 Цельсия, то в случае СКД, при использовании соответствующих конструкционных материалов, величину (T2-T1) можно взять порядка 150 Цельсия. Выбрав диапазон температур тот же, что и в натриевых реакторах на быстрых нейтронах: на входе в реактор порядка 380 Цельсия, на выходе из реактора порядка 530 Цельсия.
Таким образом, выбирая плотность водяного пара СКД 140 кг/м3, то есть (1/5) плотности обычного ВВЭР, и при этом выбирая перепад температуры при проходе реактора 150 Цельсия вместо обычных для ВВЭР 30 цельсия, скорость прокачки оставляем примерно такую же, как в обычном ВВЭР. При прежней мощности насоса (точнее, пародувки) появляется даже некоторый резерв, позволяющий уменьшить проходное сечение реактора: более плотное размещение топлива позволит снизить рост критической массы вызванный увеличением обогащения топлива по U235 или нечётному плутонию. Мощность ГЦН первого контура сохраняется на уровне 2% – 3% электрической мощности реактора.
Необходимо отметить что решение о подъёме перепада температуры между входом и выходом (T2-T1) достаточно очевидное, во всех странах натриевые бридеры работают с перепадом температуры за проход активной зоны 150 – 200 Цельсия. В обычном докритическом ВВЭР поступать так не позволяет фазовый переход теплоносителя (“вода-пар”), в то время как выше критической точки на фазовой диаграмме вода является однофазным теплоносителем.
Если снижать плотность водяного пара ниже 100 кг/м3, потребуется либо увеличить проходное сечение теплоносителя активной зоны увеличивая критмассу делящегося материала, либо снижать тепловую мощность реактора прежней величины. Либо увеличивать скорость прокачки теплоносителя с пропорциональным в третьей степени ростом требующейся мощности ГЦН.
Из данного рассуждения видна физическая постановка вопроса относительно ПВЭР как бридера. Переходя от ВВЭР к ПВЭР уменьшением плотности воды, мы делаем нейтронный спектр более жестким повышая коэффициент воспроизводства плутония. Однако одновременно может увеличиваться удельная загрузка плутония в реактор на Гигаватт установленной мощности. Поскольку меньшей плотности водяного пара достаточно на вынос из реактора только определённой, небольшой мощности теплового потока. При этом объём активной зоны строго ограничен, поскольку давление порядка 240 атм, требуется прочный корпус со стальной стенкой толщина которой велика относительно радиуса цилиндра.
Вопрос: если в легководном ПВЭР уменьшать плотность водяного пара, что произойдёт быстрее? КВ вырастет до величин выше единицы благодаря жёсткому спектру нейтронов? Или чтоб вода почти не замедляла нейтроны, потребуется столь малая её плотность, при которой этой же водой (в виде пара) из реактора может быть вынесена слишком малая тепловая мощность? Ведущая к высокой цифре числа килограмм плутония в загрузке на МВт. Этот вопрос исследовался расчётным путём в середине 1980-х при физическом расчёте по проекту ПВЭР-1000.
Конструкторам ПВЭР удалось уместить в корпусе, по габаритам и массе транспортабельном по железной дороге, электрическую мощность 1000 МВт при выборе плотности водяного пара 140 кг/куб. Расчётный коэффициент воспроизводства, на плутонии собственного изотопного состава при оксидном топливе составил, по данным различных отчётов для различных топливных композиций, такие величины как BR=1,02; BR=1,1; и даже BR=1,2. Эти значения в любом случае подлежат расчётной проверке с использованием современных файлов групповых нейтронных сечений.
Необходимо отметить, что в случае реактора ПВЭР высокие давления и температура в первом контуре предъявляют повышенные требования к оборудованию реакторной установки, в первую очередь к корпусу реактора. Работающему при давлении 240 атмосфер и температуре порядка 380 – 385 Цельсия. Эти параметры значительно выше условий работы и обычных корпусов ВВЭР (160 Атм, 290 Цельсия), и корабельных реакторов первого поколения работавших при 200 атм. Соответственно, проект ПВЭР требует предварительного проведения программы тестирования материалов в условиях 240 Атм и 380 – 540 Цельсия.
Принципиальная схема реакторной установки и особенности конструкции
Конструкция ТВС и ТВЭЛов аналогична ТВС и ТВЭЛам быстрых реакторов типа БН.
Предварительные выводы:
В линейке эволюции легководных реакторов, ПВЭР является конечным звеном: плотность водяного пара минимальна, обогащение U235 (либо концентрация в топливе нечётного плутония) максимально, коэффициент воспроизводства плутония максимальный. Однако нужно ли стремиться непременно превысить КВ=1 именно в рамках концепции легководного теплоносителя? Тем более что по теории, поскольку вода замедляет нейтроны давая повышенное (по сравнению с натриевыми реакторами) их количество в резонансной области энергий, КВ должен стремиться к некой величине. Меньшей, чем КВ натриевых бридеров. Которые на оксидном топливе имеют порядок величины КВ=1,2.
Ответ на этот вопрос могут дать только вариантные расчёты реактора: совместный нейтронно-физический и тепло-гидравлический расчёт ПВЭР в нескольких вариантах, которые дальше анализируются по экономике и удельной загрузке делящегося материала на установленный МВт.
Может оказаться, что ограниченность объёма в связи с 240 атмосферами (?), не позволяет одновременно разместить большой отражатель из обеднённого урана и при этом снять с реактора разумных размеров высокую тепловую мощность. Тем более что, как мы помним, ниша у легководных в 21-м веке просматривается именно в качестве корабельных модульных реакторов эффективной (полезной) мощностью 40 – 100 МВт. В этом случае, при двухкомпонентной (ЛВР + БН) энергетике с топливным циклом замкнутым по U238, для корабельных ЛВР может оказаться экономически более привлекательной возможность иметь при КВ = 0,9 улучшенные параметры по обогащению топлива и удельному теплосъёму (МВт/кг Pu239).
Источники (в работе)
1.
2.
3.
101.1. Перспективные реакторы Минатома.
Часть 1: Введение
История советской атомной энергетики первых десятилетий хорошо освещена в публикациях. Менее широко известен вопрос о том, каким же виделось её будущее руководству Минатома в 1980-х годах. Между тем, в 1983 году в СССР была принята грандиозная программа строительства АЭС. Рассчитывались варианты сочетания в энергосистеме различных типов реакторов на период до 2070 года.
Основой оптимизационных расчётов являлись прогнозные характеристики реакторов новых перспективных типов: помимо разновидностей ВВЭР, в них фигурировали высокотемпературные реакторы с шаровыми ТВЭЛами, быстрые натриевые БН-1600, как в варианте гомогенной активной зоны на оксидном топливе с КВ=1,3 так и в варианте внутрикассетной гетерогенности на плотном топливе с расчётным КВ=1,57. И другая экзотика, из которой отметим усовершенствованные графитовые реакторы без положительного парового коэффициента реактивности (не РБМК), и тяжеловодные ТР-1000.
Точками бифуркации программы реакторостроения стали 1986 год (Чернобыль) и 1991 год, когда распался Советский Союз. С момента свёртывания масштабных работ прошло почти 30 лет, поэтому сейчас мы можем рассматривать Программу-1983, оставшееся от неё наследие и документацию, как точно такую же давнюю историю, словно события периода 1940-х – 1970-х когда создавался военный атом.
Необходимо отметить, что после 1991 года «ядерная» жизнь в России всё-таки продолжается. Однако масштаб и главное характер работ стал принципиально иной: ставка делается на коммерческое производство, с в лучшем случае минимальными косметическими усовершенствованиями, давно освоенных конструкций ВВЭР в количестве всего 0,5 ГВт(эл) в год. Эта цифра есть сумма экспорта плюс строительство энергоблоков замещающих мощностей на своей территории.
Если поставить вопрос, можно ли сейчас в России возродить эту программу, ответ будет по большинству пунктов скептическим: нет уже ни тех заводов с их станками, ни людей. Должны будут включаться в процесс, налаживая производство с нуля, новые предприятия и новые люди. Учитывая масштаб и сложность задачи, если это и произойдёт, то не в России. Всё-таки для реализации Программы, перехода к серийному строительству новых типов реакторов, нужны не те силы и средства которые сейчас в России имеются. Имеющихся хватает только на отшлифовку старых идей и мелкосерийное, в том числе экспортное, строительство базирующихся на них конструкций (ВВЭР), обеспечивающее стационарное поддержание парка уровня 30 ГВт(эл).
Чтобы легче ориентироваться во всём многообразии научно-технического наследия программы-1983, рассмотрим её идеи. Для этого мысленно перенесёмся в руководящий кабинет Минатома конца 1980-х в 12-этажном здании, что в Москве на улице Большая Ордынка (или как она в те годы называлась). Обратим внимание: из чего Программа-1983 исходит, в чём видит ограничения и какие цели ставит.
Центральный вопрос: топливообеспечение природным ураном
Задача масштабно производить природный уран в СССР впервые была поставлена в 1943 году. Первый реактор Ф-1, являвшийся копией реактора Энрико Ферми запущенного в 1942 году, запустили 25 декабря 1946 года. Он содержал 45 тонн природного урана, 500 тонн графита и не имел запаса реактивности для работы на мощности. Более крупный графитовый реактор на природном уране с водяным охлаждением, тепловой мощностью 100 МВт, был запущен в Озёрске в июне 1948 года. Уран для этих реакторов вывезли из Германии. Своё урановое производство в республиках Центральной Азии только создавалось, поэтому на протяжении 1950-х, да и 1960-х определяющую роль играли поставки из завоёванных Германии, Чехословакии, Болгарии и Польши.
Только в 1970-е было освоено масштабное производство в Центральной Азии. Качественный скачок обеспечила технология подземного выщелачивания урана. Суть её в том что в нефти, добываемой в тех же республиках, высокое содержание серы которую в любом случае нужно отделять. Из серы делают серную кислоту H2SO4, которая используется в производстве тротила. В до-ядерную эпоху, чем больше миллионов тонн в год серной кислоты производила страна, тем мощнее её ВПК. Если же попутное производство серы больше чем потребности военной промышленности, огромные объёмы серы всё равно нужно утилизировать.
Суть идеи была в том, чтобы закачивать H2SO4 или другой экстрагент в скважину на урановом месторождении, откачивая из соседней скважины раствор с ураном. Если открытым карьерным способом можно добывать уран с глубины до 600 метров, а шахтами до 2 километров, то бурение скважин делает доступной глубину до 10 километров, то есть до (1/3) средней толщины континентальной плиты.
В результате урановая добыча в СССР к концу 1980-х, как считается, достигла 25000 тонн в год. Предположив линейность роста между началом работ (1950) и завершением (1991), получаем оценку: добыто порядка 500 тысяч тонн природного урана. Это полностью обеспечило потребности военной программы. Считая что в ядерном боезаряде используется 50 килограмм урана-235 либо 16 килограмм плутония-239, либо эквивалентное их сочетание, получаем, что при выделении центрифугами урана-235 в количестве 3 килограмма на тонну (из 7,2 кг/т), Советский Союз к 1990 году, 40 лет подряд направляя 80% урановой продукции на военные нужды, мог иметь 24000 ядерных зарядов. Эта цифра в целом согласуется с оценками 27000, имеющимися в прессе.
Таким образом, к 1990 году военные нужды были насыщены и возникла возможность перенаправить 80% нового производства делящихся материалов на снабжение АЭС. Сколько же электрических ГВт можно снабжать топливом, имея производство природного урана 20 тысяч тонн в год? И вот здесь обнаруживается, что смотря какие реакторы. Если говорить о существующих типах ВВЭР и других на тепловых нейтронах, цифра невелика: 100 ГВт(эл).
Именно по этой причине была поставлена задача поднимать коэффициент воспроизводства плутония. У обычных ВВЭР он порядка 0,5. Усовершенствованные ВВЭР могут иметь КВ~0,8. Если КВ<1, работает формула суммы бесконечно убывающей геометрической прогрессии: M=M0/(1-КВ). В данном случае М0 это масса урана-235 в природном уране, то есть 7,2 килограмма на тонну. При КВ больше чем 0,9928 оказывается задействован весь природный уран в реакции деления, а при более высоком КВ оказывается возможным сопутствующее производство дополнительного делящегося материала. Как можно заметить, при КВ=1,16 оно, в процентах от добытой тонны природного урана, не так уж и велико хотя и в 20 раз больше чем содержание U235.
В замкнутом топливном цикле, при полном извлечении урана-235 центрифугами (нулевом содержании урана-235 в обеднённом уране), реактор имеющий КВ=0,5 может разделить долю природного урана 0,0072*2=0,0144 а реактор КВ=0,8 соответственно 0,0072*5 то есть 3,6%.
Именно игра на этой 2,5-кратной разнице топливоиспользования и была сутью требования Министерства к конструкторам делать сверхкритические ВВЭРы. Ведь при добыче 25000 тонн природного урана в год, направляя 80% на мирные нужды, ВВЭР СКД позволили бы иметь парк 250 ГВт вместо 100. Заманчивая перспектива, однако с точки зрения материаловедения не простая: для повышения давления и температур в ВВЭР требовалось перейти с циркониевых сплавов оболочек ТВЭЛов и трубок парогенераторов на какие-то другие, как вариант – стальные. К 1991 году эта научно-техническая задача в СССР не была до конца решена.
Чтобы полностью использовать природный уран, нужны бридеры имеющие КВ ок. 1. Идея бридера на быстрых нейтронах была сформулирована Энрико Ферми в 1940-е. Однако по результатам экспериментов оказалось, что металлические и другие плотные топлива для бридеров сделать непросто, а оксидное топливо из-за смягчения нейтронного спектра даёт коэффициент воспроизводства реактора порядка КВ=1,16 экспериментально измеренный на французском реакторе «Феникс». Причём КВ реактора всегда выше чем КВ топливного цикла, поскольку как в реакторе, так и при хранении и переработке облучённого топлива, плутоний-241 распадается в пороговый Am241. По этой и другим причинам бридеры в мире до сих пор в единичных экземплярах.
Ядерная энергетика среднесрочного будущего будет двухкомпонентная. Избыток делящегося материала будет производиться бридерами, а тратиться легководными реакторами и возможно как транспортный энергоноситель для нужд ЯРД (где его потребуется очень много). Двухкомпонентность в Программе-1983 понималась как ВВЭРы плюс более дорогие БН-1600. С современных позиций она понимается как БН-1600 плюс корабельные малые модульные реакторы. Использование делящегося материала как транспортного энергоносителя отлично зарекомендовало себя в реакторах АПЛ, крейсеров и авианосцев. Можно предположить, что придёт время, и большинство океанских кораблей будут не на мазуте плавать.
В этом случае ниша корабельных усовершенствованных ВВЭР (КВ=0,8) оказывается в диапазоне электрической мощности 40 – 100 МВт. Важно что в отличие от варианта исполнения их в виде имеющих КВ=1,2 бридеров на оксидном топливе, не требуется расплавленный натрий по морю возить. Важно только, чтобы общий КВ системы бридеров плюс ВВЭР превышал единицу, что позволит задействовать не 7 килограмм на тонну а всю тонну добываемого природного урана в замкнутом по U238 топливном цикле.
Конкурирующим потребителем избыточного делящегося материала, нарабатываемого бридерами, наряду с корабельными ВВЭР могут оказаться ЯРД. Ядерные ракетные двигатели, если они всё-таки будут созданы для пилотируемых полётов на Марс и к кольцу астероидов. В 1980-е они были почти созданы и не производились главным образом потому, что не обеспечивали тягу для старта МБР с поверхности Земли. В случае же их создания, делящегося материала как транспортного энергоносителя для их использования потребуется очень много. Поэтому бридеры должны будут работать с максимально возможным коэффициентом воспроизводства.
Современное состояние мировой и российской добычи природного урана:
По состоянию на 2017 год, мировая добыча урана находится на отметках вблизи 60,000 тонн в год. Из них также как в 1990 году, 40 тысяч тонн добываются в регионах мира которые контролируются США и Евросоюзом. Остальные 20 тысяч тонн добываются в Казахстане методом подземного выщелачивания, однако контролирует их не Россия а совсем другие страны. Собственное производство России в период 1991-2017 годов официально варьировалось между 3500 и 5000 тоннами в год, то есть меньше чем потребление собственным парком уже построенных легководных реакторов. Для покрытия их нужд, а также для экспортных поставок, использовались как складские запасы советского периода, так и повторное кручение в центрифугах тех полмиллиона тонн обеднённого гексафторида урана, которые были накоплены в советский период и хранятся на Урале.
Дополнительные аргументы, способствовавшие принятию Программы-1983:
Если в 1960 году установленная мощность всех электростанций СССР составляла 67 ГВт, то к 1990 году она достигла 350 ГВт. На душу населения был достигнут небывало высокий уровень 1200 Вт(эл), около 50% от уровня США того же времени. На протяжении 30 лет с 1960 по 1991 промышленность производила по 10 ГВт в год паровых турбин, электрогенераторов, повышающих трансформаторов для ЛЭП и удвоенную мощность понижающих трансформаторов учитывая норматив резервирования.
Первая АЭС была создана в Обнинске в 1954 году. После этого через 34 года, в 1988 году суммарная мощность АЭС достигла во всём мире 326 ГВт на 432 энергоблоках в 26 странах. В СССР мощность составила 37 ГВт (плюс ещё немного экспортное строительство), работавших в базовом режиме и производивших 13% электроэнергии.
Это немало, однако и не много. Переключение 80% урановой добычи на подпитку АЭС с реакторами освоенных типов в открытом топливном цикле могло добавить к этой цифре, в лучшем случае, ещё 60 ГВт. Между тем, большинство действующих электростанций были угольные и находились в европейской части России, а угольные шахты – в Сибири и Казахстане. Пропускная способность имеющейся сети железных дорог к середине 1980-х была задействована полностью, чтобы снабжать углем уже построенные электростанции. Угольные перевозки превысили 40% грузооборота всей транспортной системы страны. В итоге, в 1980-е было принято решение угольных электростанций в европейской части России больше не строить.
Как частичное решение задачи дальнейшего роста установленной мощности энергетики, планировалось строить тепловые электростанции прямо на месторождениях угля в Сибири и Казахстане, передавая мощность по линиям электропередач. Однако освоенный уровень напряжений, 750 киловольт, переводил в нагрев проводов 10% передаваемой мощности на каждую тысячу километров. Учитывая требуемую дальность от 3000 до 5000 километров, были созданы трансформаторы и ЛЭП на 1200 киловольт которые частично решали эту задачу.
Однако решающая роль отводилась ядерной энергетике. В планах значилось, что в первой трети 21-го века в СССР будут ядерными 250 – 300 ГВт(эл) в виде 50 – 75 АЭС мощностью по 4 – 6 ГВт(эл) каждая. Нетрудно посчитать и установить 2 факта:
во-первых, производство природного урана, даже при всемерном разумном его увеличении, не обеспечивало такую мощность на основе освоенных типов реакторов на тепловых нейтронах, ВВЭР-1000 и РБМК-1000;
во-вторых, все 10 ГВт в год, все мощности турбиностроения должны были переключиться на работу с ядерными котлами как источниками пара. Для этого желательно, чтобы реакторы давали пар с параметрами сверхкритическими, стандартными для угольной энергетики: например, 540 Цельсия и 280 атм на которых работают серийные паровые турбины угольных ТЭС. Выше критической точки воды, которая 374 Цельсия и 225 атм. Однако как мы помним, выше 350 Цельсия начинается химическое взаимодействие циркониевых сплавов с водяным паром. Из-за этого ВВЭР, LWR и BWR имеют специальные, производимые лишь немногими заводами турбины насыщенного пара с КПД порядка 32% вместо 40-50% типичных для угольной энергетики. Поэтому конструкционные материалы для сверхкритических ВВЭР должны были быть нержавеющей сталью или чем-то иным, аналогичным практике АПЛ. Однако те самые сплавы сильно поглощают тепловые нейтроны, поэтому спектр новых ВВЭРов должен был стать более жестким. Промежуточным между реакторами на тепловых нейтронах и натриевыми бридерами.
Чтобы решить задачу поставленную Министерством, конструкторы рассмотрели целый ряд вариантов с плотностью парового теплоносителя от 0,7 типичной для ВВЭР, до пятикратно меньшей: 0,14. К 1991 году проработка предложений была на разной стадии:
1) Эксплуатация (ВВЭР-1000);
2) Рабочий проект
3) Технический проект;
4) Техническое предложение;
5) Техническое предложение в стадии разработки;
6) Физический расчёт;
Источники:
1. https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A4-1_(%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80)
2. https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%92%D0%92%D0%AD%D0%A0-1000
3. http://miningwiki.ru/wiki/%D0%94%D0%BE%D0%B1%D1%8B%D1%87%D0%B0_%D1%83%D1%80%D0%B0%D0%BD%D0%B0_%D0%B2_%D0%A0%D0%BE%D1%81%D1%81%D0%B8%D0%B8
4. https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9D%D0%B5%D0%B4%D0%BE%D1%81%D1%82%D1%80%D0%BE%D0%B5%D0%BD%D0%BD%D1%8B%D0%B5_%D0%90%D0%AD%D0%A1_%D0%A1%D0%A1%D0%A1%D0%A0
