Технологии свинцово-висмутовых реакторов на быстрых нейтронах (СВБР) могут найти различные применения в атомной отрасли. Это следует из рекламного проспекта СВБР, опубликованного на официальном сайте ОКБ Гидропресс.
Реакторные установки типа СВБР обладают следующими преимуществами:
- высокий уровень внутренней самозащищенности и пассивной безопасности;
- существенное упрощение конструкции реакторной установки и АС в целом по сравнению с традиционными ядерными технологиями;
- возможность работы на разных видах топлива и в различных топливных циклах при большой продолжительности топливной кампании - не менее 7 лет;
- технологическая поддержка выполнения требований по нераспространению делящихся материалов;
- консервативный подход при проектировании и ориентация на существующую технологическую базу и конструкционные материалы;
- компактность и максимальная заводская готовность РУ;
- возможность перехода на методы типового проектирования АС различной мощности и назначения и поточные методы организации строительно-монтажных работ;
- конкурентоспособность на рынке электроэнергии и инвестиционная привлекательность АС при высоком потенциале дальнейшего совершенствования технико-экономических показателей.
На сегодняшний день, наиболее проработанными являются два проекта РУ СВБР - это СВБР-75/100 и СВБР-10.
Основные технические характеристики СВБР-10 и СВБР-75/100
Наименование параметра |
СВБР-10 |
СВБР-75/100 |
Мощность РУ тепловая, МВт |
43,3 |
280 |
Мощность РУ электрическая (брутто), МВт |
12 |
101,5 |
Давление генерируемого пара, МПа |
4,2 (перегретый пар 410°C) |
9,5 (насыщенный пар 307°C или перегретый пар 400°C) |
Температура СВТ, вх/вых, °С |
320 / 480 |
320 / 482 |
Топливо: тип среднее обогащение по U-235,% |
UО2 18,7 |
UО2 16,5 |
Кампания активной зоны, тыс. эфф.ч |
135 |
53 |
Интервал времени между перегрузками, лет |
15-20 |
7-8 |
Свойства самозащищённости СВБР
Повышенная безопасность и простота конструкции реакторов СВБР обеспечиваются благодаря присущим им свойствам самозащищённости, которые, в свою очередь, обусловлены сочетанием типа реактора, свойств теплоносителя первого контура и конструкции РУ.
Очень высокая температура кипения (порядка 1670°C) свинцово-висмутового теплоносителя (СВТ) исключает аварии, связанные с кризисом теплосъёма в активной зоне, и обеспечивает возможность поддержания низкого давления в первом контуре в режимах нормальной эксплуатации и при любых мыслимых аварийных ситуациях.
Интегральная (моноблочная) компоновка всего оборудования первого контура в едином прочном корпусе, имеющем защитный кожух, малый свободный объём полости между корпусом и защитным кожухом, исключают потерю теплоносителя при нарушении герметичности корпуса (постулированная аварийная ситуация).
Уровень естественной циркуляции теплоносителей в первом и втором контурах достаточен для пассивного отвода тепла в режимах расхолаживания.
Реакторный моноблок размещается в баке с запасом воды. Пассивный отвод тепла через корпус моноблока к воде в баке обеспечивает пассивное расхолаживание реактора в случае отказа всех активных систем отвода тепла (постулированное наложение ряда исходных событий) с периодом невмешательства не менее 2 суток.
Благоприятные нейтронно-физические свойства СВТ, низкий коэффициент объёмного расширения в сочетании с принятыми в проекте алгоритмами управления обеспечивают оперативный запас реактивности в течение всей кампании менее 1 βэфф, что принципиально исключает возможность реактивностных аварий с разгоном на мгновенных нейтронах.
Отрицательные обратные связи по реактивности обеспечивают снижение мощности реактора в случае несанкционированного извлечения стержней СУЗ при несрабатывании самого эффективного стержня аварийной защиты до уровня, не приводящего к разрушению активной зоны.
Химическая инертность СВТ при взаимодействии с водой и воздухом, контакт с которыми возможен при разгерметизации контура, исключает возможность возникновения химических взрывов и пожаров по внутренним причинам. Способность СВТ удерживать продукты деления (йод, цезий, актиниды - кроме инертных газов) резко снижает масштаб радиационных последствий аварий при постулированной течи СВТ.
В составе РУ отсутствуют материалы, выделяющие водород, как при нормальной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях.
Принятое соотношение давлений в первом и втором контурах с постоянным превышением его значения во втором контуре исключают возможность радиоактивного загрязнения вырабатываемого пара не только в нормальных условиях эксплуатации, но и при появлении межконтурной негерметичности трубной системы ПГ.
Малый запас потенциальной энергии, аккумулированной в первом контуре (низкое давление в первом контуре), ограничивает масштаб разрушения РУ только силами внешнего воздействия. Защита от внешних воздействий обеспечивается тем, чтоРУ размещается в герметизированном бетонном боксе.
Исключительно высокий потенциал безопасности, присущий РУ СВБР-75/100, характеризуется тем, что даже постулированное наложение таких исходных событийкак разрушение перекрытия бетонного бокса и крупной разгерметизации газовойсистемы первого контура с прямым контактом зеркала СВТ с атмосферным воздухом, не приводит к разгону реактора, к его взрыву, к пожару, а выход радиоактивности ниже того уровня, при котором требуется эвакуация населения прилегающих территорий.
Реакторный моноблок СВБР
Компоновка оборудования РУ СВБР в бетонном боксе
Диапазон возможных применений СВБР
На базе унифицированных РУ СВБР-75/100 и СВБР-10 возможно создание энергоблоков, позволяющих решать разнообразные задачи, в том числе:
- создание региональных источников электроэнергии различного назначения и мощности, размещаемых в центрах энергопотребления;
- создание плавучих или береговых атомных станций для выработки электрической и тепловой энергии и опреснения морской воды как внутри страны, так и за рубежом (по принципу "строю - владею - передаю в аренду (или эксплуатирую)");
- реновация энергоблоков, выводимых из эксплуатации после исчерпания продленного срока службы, позволяющая сохранить жизнеспособными города-спутники АЭС, электросетевую, транспортную и водную инфраструктуры, а также перейти на жизненный цикл АЭС до исчерпания срока службы долговременных сооружений.
Транспортабельный реакторный блок с РУ СВБР-75/100 ("ядерная батарейка")
Источник: atominfo.ru.
Рейтинг публикации:
|