Обоснование повышения безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель

Рост населения, промышленности и благосостояния индустриально развитых стран в XX веке потребовал огромного увеличения производства энергии, в первую очередь электричества. Его душевое годовое потребление к настоящему времени составило 57 квт/сарка и до 12 квт/сарка в США и ещё больше в ряде северных стран. В послевоенные годы производство электричества росло высоким темпом 5−7% в год и выше. Но к 70-м годам было понято, что экстенсивный рост производства энергии приближает мир к опасным пределам как по ресурсам традиционных топлив, прежде всего дешевых углеводородов (нефтяной кризис 70-х), так и по отравлению среды продуктами их горения.

Экономика отреагировала на повышение цен на топливо мерами и технологиями энергосбережения со значительным снижением реальных и прогнозируемых темпов роста энергопотребления развитых стран.

Однако большая часть населения земли довольствуется на порядок меньшим душевым потреблением энергии, что препятствует осуществлению стремления все новых развивающихся стран к росту экономики, благосостояния и культуры. Продолжается и рост населения этих стран с прогнозируемым уже к середине наступающего века удвоением народонаселения земли.

Многие страны Азии, включая великие Китай и Индию, демонстрируют высокие темпы роста экономики, в т. ч. энергетики, прогнозируемые и на следующий век. Поэтому уже к середине наступающего века вероятно утроения мировых потребностей в электричестве.

Сокращение огромного сейчас разрыва в уровнях экономики и благосостояния, служащего глубокой причиной существующих напряжений, благоприятно для всего мира, но требует общих усилий для преодоления порождаемых ростом энергетики глобальных проблем: истощение дешевых ресурсов углеводородного топлива, международные обострения вокруг его источников, климатические изменения изза роста выбросов продуктов горения, особенно для угля.

Несомненно, необходимо максимальное распространение достижений энергосбережения, но не все, сделанное богатыми странами, приемлемо и для бедных. При неизбежном росте мирового производства энергии потребление традиционных топлив может быть стабилизировано лишь путем вовлечения новых источников энергии и освоения новых энергетических технологий.

Но при всех достижениях последних лет, крайне низкая и неравномерная географически и во времени плотность потока солнечной и других возобновляемых источников энергии ограничивает масштабы их экономически оправданного применения. Солнечная энергия традиционно используется при концентрировании её потоков самими природными силами в руслах рек (гидроэнергия) или при аккумулировании за счет фотосинтеза в растениях (биомасса). Но значительное расширение масштабов их применения пока проблематично.

Ядерная энергия деления уже почти полвека широко используется в энергетике многих стран. Она обладает потенциалом для экономичного решения проблем большой энергетики по ресурсам дешевого топлива, безопасности АЭС, накоплению радиоактивных отходов и по предотвращению использования энергетической технологии для получения материалов для ядерного оружия. Фундаментальным условием решения совокупности этих задач является достаточный для этого избыток нейтронов в цепной реакции деления сверх необходимого для её протекания. Избыточные нейтроны нужны для полного воспроизводства делящегося топлива, ядерного «сжигания «наиболее опасных и долгоживущих нуклидов, образующихся при работе реактора, для создания и поддержания равновесного состава топлива, необходимого как для предотвращения наиболее опасных реакторных аварий, так и для осуществления замкнутого цикла без избыточного производства и извлечения делящихся материалов.

Э. Ферми в США и А. И. Лейпунский в России и другие выдающее физики уже в 40-е годы оценили уникальный избыток нейтронов в быстрых реакторах с топливом и-Ри, около 2-х на одно «сгоревшие» делящееся ядро по сравнению с менее 1 для тепловых реакторов на и или Ри и несколько больше 1 для цикла ТЬи. Это послужило развитию в 50-е годы концепции развития ядерной энергетики в два этапа: л-э с.

1-й этап — на тепловых реакторах на и, освоенных к тому времени для целей производства оружейных Ри и Т и для подводных лодок, 2-й этап — на быстрых реакторах в замкнутом цикле И-Ри, пускаемых на Ри, производимом тепловыми реакторами 1-го этапа.

Высокие темпы роста энергетики после войны и намерения построить ядерную энергетику в тысячи Гвт уже к концу XX века выдвинули в качестве одного из главных требований к быстрым реакторам достижение высоких темпов бридинга Ри, короткого времени удвоения Тг, что определило основные технические решения. В качестве теплоносителя был выбран легкий теплопроводный для ускорения же дела было использовано наиболее освоенное оксидное топливо. В 70-е-80-е годы были пущены первые опытные блоки АЭС с быстрыми реакторами БН-350, БН-600 в СССР, Феникс и суперфеникс во Франции, РБЯ в ЦК. БН-350 почти 30 лет, а БН-600 уже 20 лет успешно работает, но первые АЭС с быстрыми реакторами оказались много дороже АЭС Ь\П, а их распространение в мире вызывает, особенно в США, опасения, связанные с расползанием ядерного оружия. После нефтяного кризиса 70-х годов мировой топливный рынок стабилизировался, темпы роста мировой энергетики снизились. Большие аварий на АЭС ТМ1 и в Чернобыле обострили антиядерную оппозицию в обществе, которое озабочено и проблемами накопления радиоактивных отходов и распространения ядерного оружия. Меры повышения безопасности АЭС привели к их удорожанию. Строительство АЭС на западе почти прекратилось, в последующие десятилетия ожидается снижение ядерной доли в мировом производстве энергии. Разработка быстрых реакторов в США, а теперь в западной Европе практически свернута. Наиболее заинтересованные в развитии ядерной энергетики страны Азии пока лишь повторяют путь, пройденный в этом веке на западе. Но решение на этом пути встающих перед ними и миром в целом энергетических и экологических проблем требует развития новой ядерной технологии, в полной мере учитывающей полувековой опыт и новые условия развития энергетики, отвечающей всей совокупности требований, как они видятся теперь.

Эта задача была поставлена в российском проекте БРЕСТ, разработка которого в настоящее время завершается. При ожидаемых умеренных темпах роста энергетики, накоплении тепловыми реакторами больших количеств Ри (тысячи тонн в мире) теперь нет необходимости в высоких темпах бридинге и в избыточном воспроизводстве Ри вообще, а значит в высокой энергонапряженности активной зоны, в КВ>1, в урановом бланкете для увеличения КВ. Разработка следующего поколения быстрых реакторов может быть сосредоточено исключительно на достижении наивысших экономичности и безопасности, включая проблемы отходов и нераспространения. Этому отвечает выбор в проекте БРЕСТ вместо Ыа химически пассивного малоактивируемого высококипящего тяжелого теплоносителя РЬ на основе практического опыта использования эвтектики РЬВ! в реакторах подводных лодок и вместо Ш2- Р11О2 плотного теплопроводного топлива ИМРиИ, исследованного в реакторе БР-10 и в петлевых экспериментах.

Это позволяет поставить задачу исключения наиболее опасных аварий быстрого разгона, потери теплоносителя, пожаров и водородных взрывов при любых ошибках персонала или неисправностях оборудования, и даже при внешних воздействиях с разрушением контейнмента и крышки реактора, за исключением полного разрушения АЭС в результате падения крупного астероида или ядерной атаки.

Одна из важнейших задач обоснования ядерной и экологической безопасности реактора состоит в анализе протекания и результатов аварии, связанной с быстрым вводом положительной реактивности /?(/), вызывающим нейтронную вспышку мощности с ростом температуры топлива.

Задача диссертации состоит в разработке и расчетном обосновании упрощенной теории для описания подобной реактивностной аварии и в анализе её результатов при высоких скоростях ввода реактивности р до десятков $ /с. В быстрых реакторах с п коротким временем жизни нейтронов т ~ 10″ с выделение энергии во вспышке оказывается (2~ л[рт) много меньшим, чем в тепловом реакторе с т ~.

10″ 3- 10″ 5с и авария протекает в виде последовательности относительно небольших вспышек с постепенным ростом температуры топлива. Процесс может быть описан путём его усреднения по вспышкам, что значительно упрощает это описание при резком уменьшении числа расчетных точек по времени.

Актуальность темы

и практическое значение результатов исследования определяются необходимостью расчетного обоснования безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель. Разработка упрощенного метода расчета быстрого разгона реактора. При этом возникает возможность проведения анализа в широком диапазоне изменения условий задачи при использовании существующих кодов по реакторной динамике.

Цель и задачи исследования

Расчет характеристик нейтронных вспышек возникающих при вводе реактивности в быстрых реакторов (мощность, ширина, энергия, частота следования) в общем случае и для конкретных проектов (БРЕСТ, БН-600). Обоснование приближенной модели разгона быстрых реакторов (приближение нулевого времени жизни нейтронов).

Методы исследования.

Аналитическое решение уравнений реакторной кинетики в «одноточечном» приближении с обратными связями, действующими мгновенно с температурой топлива. Определение реакторных характеристик, влияющих на процессы, с помощью расчетных кодов SINVAR и PRECON и усреднения с весом потока и ценности нейтронов. Определение полей температур с помощью программа TEMPERATURE. Построение графиков и некоторых других вычислительных операции выполнятся с помощью пакета Mathcad.

Научная новизна результатов: состоит в нейтронно-физическом обосновании безопасности быстрых реакторов при переходе на нитридное топливо и высококипящий теплоноситель, путем использования приближения «нулевого времени жизни нейтронов».

Апробация результатов работы состоит в их обсуждениях на семинарах в МИФИ, Курчатовском институте и НИКИЭТ.

Публикация: в ходе работы над диссертаций опубликованы 2 статьи в журнале «Ядерная энергетика» и одна статья находится в печати в этом журнале. Структура и объем работы: диссертации состоит из оглавления, введения, четырех глав, списка литературы, включающего 119 наименований и четырех приложений. Работа содержит 89 страниц машинописного основного текста и 22 рисунков и таблиц.

Заключение

.

1.Создание в наступающем веке крупномасштабной ядерной энергетики является наиболее подготовленным и реалистическим путем решения ресурсных и экономических проблем. Это требует разработки нового поколения быстрых реакторов, отвечающих совокупности требований по экономике, топливному балансу, безопасности, обращению с радиоотходами, предотвращению распространения ядерного оружия. Таким требованиям удовлетворяют быстрые реакторы с нитридном топливом и высококипящим свинцовым теплоносителем (БРЕСТ).

2. Проведено обоснование безопасности реактора БРЕСТ по отношению к реактивностным авариям, которое является одной из важнейших частей разработки реактора, Это вызывало необходимость совершенствования и упрощения расчетных моделей и методов, пока весьма громоздких для практического использования в ходе разработки.

3. Разработана методика оценки разгона на основе достаточно точного, и вместе с тем более простого описания процесса путем его усреднения по вспышкам, что соответствует приближению «нулевого времени жизни нейтронов». Использование такого приближения выполнено впервые в расчетном анализе быстрых реакторных процессов .

4. Для проведения нейтронно-физических расчетов использован комплекс программы SINVAR для гомогенизированного состава активной зоны реактора. Для расчета других параметров (стационарная температура топлива, теплоносителя, оболочки и средняя температура топлива) использована программа TEMPERATURE.

5. Изучение и сравнение поведения ректоров БРЕСТ-300 и БН-600 при разгоне с помощью одноточечной модели кинетики реактора и теплогидравлические расчеты дали следующие результаты:

— В результате ввода положительной реактивности в линейном виде и возникновения обратной связи в обоих случаях происходят серии вспышек и реактор становится критичным на мгновенных нейтронах.

— В то время как использование окисного топлива (UO2) в БН-600 приводит к высокой температуре топлива в центральной части топливного сердечника, использование нитридного топлива приводит к существенно меньшей рабочей температуре топлива.

— В то время как ввод реактивности со скоростью 10−50 $/с и с полной реактивностью меньше 1 $ в реакторе БН-600 может привести реактор к разрушению части твэлов, в реакторе БРЕСТ-300 это не происходит до 2. $.

— Использование окисного топлива в БН-600 приводит к высокой рабочей температуре топлива, и наоборот БРЕСТ работает при существенно более низкой температуре (по сравнению с БН-600), поэтому разгон в БН-600 быстрее, чем в БРЕСТ приводит к плавлению топлива.

6. Проведенный анализ показал, что реактор типа БРЕСТ имеет повышенную безопасность, т. к. в нем практический исключены быстрые разгоны, приводящие к авариям с катастрофическим последствием.