Новая концепция построения ядерной энергетики

С.В.Коровкин, главный инженер проекта ОАО «Атомстрой», НИКИМТ

Современная ядерная энергетика России находится в тупике. Построенные 20÷40 лет назад атомные электростанции приближаются к выработке своего ресурса, а строящиеся АЭС не смогут компенсировать выбывающие мощности. Главная причина такого положения заключается в том, что современная ядерная энергетика, базирующаяся на АЭС с реакторами ВВЭР, всегда рассматривалась, и продолжает рассматриваться, как «неполноценная» ядерная энергетика, как только лишь промежуточный этап на пути к «настоящей» ядерной энергетике на базе АЭС с реакторами-размножителями.


Реакторы ВВЭР для своей работы используют уран-235. Энергетический потенциал, заключенный в доступных запасах урана-235 сравним с энергетическим потенциалом доступных запасов нефти и газа и способен обеспечить энергетические потребности общества в течение 100÷200 лет.

Реакторы-размножители на быстрых нейтронах, по утверждению их разработчиков, способны вовлечь в топливный цикл ядерной энергетики уран-238, запасы которого в 140 раз превышают запасы урана-235.

Однако надежды разработчиков реакторов-размножителей не оправдались. Опыт создания и эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах БН-350 и БН-600 насчитывает около 50 лет. Анализ этого опыта позволяет сделать вывод – создание ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах невозможно. Невозможно создать топливный цикл ядерной энергетики на уране-238.

Но если дело обстоит так (а дело обстоит именно так), то необходимо прекратить рассматривать ядерную энергетику на базе АЭС с реакторами ВВЭР как «неполноценную» ядерную энергетику. Необходимо развивать ядерную энергетику на базе АЭС с реакторами ВВЭР без оглядки на мифические реакторы-размножители. Необходимо прекратить встраивать топливный цикл АЭС с реакторами ВВЭР в топливный цикл реакторов-размножителей, которых нет и никогда не будет.

Задача АЭС с реакторами ВВЭР – эффективно сжечь доступные запасы урана-235. Иной задачи у АЭС с реакторами ВВЭР нет.

Что же даст пересмотр концепции построения ядерной энергетики? Пересмотр концепции открывает возможность для колоссального рывка в развитии ядерной энергетики. Ядерная энергетика освобождается от проблемы отработанного ядерного топлива!

Сейчас топливный цикл ядерной энергетики строиться с тем расчетом, что отработанное на АЭС с реакторами ВВЭР ядерное топливо впоследствии будет использовано на АЭС с реакторами-размножителями. Поэтому отработанное ядерное топливо сейчас храниться на АЭС, а затем должно транспортироваться  на радиохимические заводы для последующей переработки. Из-за крайней опасности отработанного ядерного топлива, трудозатраты и финансовые затраты на эти операции чрезвычайно велики и являются тяжким грузом для ядреной энергетики. В дальнейшем, с увеличением объемов отработанного топлива, эта нагрузка на экономику ядерной энергетики будет только возрастать. Через 15÷20 лет вообще вся прибыль от продажи электроэнергии АЭС будет съедаться затратами на работы с отработанным ядерным топливом.

Это тупик. Но выход из этого тупика есть. Еще раз повторим уже сформулированные тезисы:

1.            Необходимо прекратить рассматривать ядерную энергетику на базе АЭС с реакторами ВВЭР, как «неполноценную» ядерную энергетику, как промежуточный  этап к ядерной энергетике на базе АЭС с реакторами-размножителями

2.             Задача АЭС с реакторами ВВЭР – эффективно сжечь доступные запасы урана-235

Если принять эти тезисы в качестве основы для построения ядерной энергетики, то появляется возможность создания АЭС с укороченным топливным циклом.

Укороченный топливный цикл – это цикл ядерного топлива в ядерной энергетике, при котором отработанное ядерное топливо захоранивается непосредственно на атомной станции.

На рис.1 показана технологическая схема атомной электростанции с реактором ВВЭР, в которой бассейн выдержки совмещен с могильником для отработанного ядерного топлива.


 
   Рис.1
1 – ядерный реактор
2 – турбогенератор
3 – деаэратор
4 – конденсатор
5 – кран реакторного отделения
6 – вентиляционная труба
7 – бассейн отработанного ядерного топлива

Глубина бассейна отработанного топлива составляет 100÷200 метров и его объем рассчитан на размещение всех отработавших топливных сборок  за все время эксплуатации АЭС.

После вывода АЭС из эксплуатации отработанное топливо выдерживается в бассейне в течение 15÷20 лет, а затем остекловывается (заливается стекловидной массой). В таком виде топливная композиция может храниться неограниченное время без ущерба для природы и человека.

Таким образом, ни во время эксплуатации АЭС, ни в последующий период, облученное отработанное ядерное топливо не покидает пределы  реакторного отделения.

Увеличение объема бассейна выдержки практически не увеличит стоимость сооружения АЭС, Вместе с тем, экономическая эффективность и безопасность такой АЭС резко возрастает из-за исключения чрезвычайно затратных операций с отработанным ядерным топливом.

Ядерная энергетика, перейдя на АЭС с укороченным топливным циклом, сможет сделать резкий рывок в своем развитии. Более того, только на базе АЭС с укороченным ядерным циклом и возможен ядерный ренессанс,  выход ядерной энергетики на качественно более высокий уровень развития.

Дальнейшее развитие АЭС с укороченным топливным циклом подразумевает сооружение АЭС с подземным расположением реакторного отделения (рис.2).


    Рис.2
1 – ядерный реактор
2 – паропровод
3 – трубопровод питательной воды
4 – турбогенератор
5 – конденсатор
6 – деаэратор
7 – кран реакторного отделения
8 – бассейн отработанного ядерного топлива
9 – вентиляционная шахта
10 – вентиляционная труба

Преимущество такой АЭС заключается в возможности полного захоронения после вывода АЭС из эксплуатации не только отработанного ядерного топлива, но и всех облученных конструкций АЭС и создания на месте АЭС «зеленой лужайки» (рис.3).

     Рис.3

АЭС с подземным расположением реакторного отделения требует создания компактных ядерных паропроизводящих установок. Одним из вариантов такой установки может быть схема, описанная в «Приложении 1». Другими вариантами могут быть кипящий водо-водяной реактор или реактор ВВЭР на сверхкритических параметрах, разрабатываемый в Физико-энергетическом институте (Журнал «Росэнергоатом», №2, 2008, П. Кириллов «Реакторы на воде СКП – пути развития»).



ПРИЛОЖЕНИЕ 1


Атомная энергия
Том 71, 1991 г.
УДК 621.039.5/6


ОДНОКОНТУРНАЯ АЭС С PWR

КОРОВКИН С.В.

В настоящее время мощности ядерной энергетики наращиваются в основном за счет АЭС с корпусными водо-водяными реакторами PWR (с водой под давлением) и BWR (кипящей водой). АЭС с обоими типами реакторов достигли примерно равной эффективности, и пути значительного повышения эффективности не просматриваются. В связи с этим представляют интерес иные, отличные от имеющихся технологические схемы АЭС с водо-водяными реакторами.

В авторском свидетельстве № 286612 от 02.01.89 предложена технологическая схема одноконтурной АЭС для реактора с водой под давлением, особенностью которой является генерация пара за счет дросселирования горячей воды до давления ниже точки кипения в гидравлической турбине привода ГЦН паропроизводящей установки, а не кипения воды на поверхности нагрева. Такая схема позволяет отказаться от парогенератора и электропривода ГЦН, заменив их гидравлической турбиной (рис.1).



      Рис.1
 
Принципиальная схема одноконтурной АЭС с PWR
1 – реактор
2 – компенсатор давления
3 – циркуляционная установка
4 – гидравлическая турбина
5 – рабочее колесо насоса
6 – паровая турбина
7 – конденсатор
8 – питательный насос
9 – система аварийного охлаждения

Нагретая вода из реактора подается в циркуляционную установку, проходит через гидротурбину и вскипает вследствие падения давления ниже критического. После выхода из гидротурбины пароводяная смесь под действием центробежных и гравитационных сил разделяется на пар и воду, вода рабочим колесом насоса подается в реактор, а пар поступает в турбину. Работоспособность схемы определяется эффективностью гидротурбины, которая должна вырабатывать мощность, необходимую для создания циркуляции рабочим колесом насоса.

Для АЭС с параметрами, аналогичными АЭС с ВВЭР-1000, при давлении в реакторе 16 МПа, а температуре воды на выходе 322˚С, давлении свежего пара 6.4 МПа на гидротурбине срабатывает теплоперепад  Diгт = 21 кДж/кг. На выходе из турбины массовое паросодержание в потоке x = 0.135, объемное – β = 0.8. Среднее массовое и объемное паросодержание потока при течении через гидротурбину определяется по графикам рис.2 .

        
Рис.2
Зависимость массового (x) и объемного ( β) паросодержания
от теплоперепада
 

где i1 , i2 энтальпия потока на входе и выходе из гидротурбины соответственно.

Для такого среднего паросодержания к.п.д. гидротурбины  ηгт = 0.7-0.8.

Для обеспечения работы насоса циркуляционной установки к.п.д. гидротурбины должен быть не менее  ηгтmin = Diн/(Diгт ηн), где Diн, Diгт – теплоперепад на насосе и гидротурбине соответственно; ηн – к.п.д. насоса. Для принятых параметров ηгтmin = 0.66.

Отсюда видно, что предложенная схема в принципе работоспособна. ГЦН функционируют за счет перепада энтальпии в контуре циркуляции. В имеющихся АЭС с PWR этот перепад не производит полезной работы, а для привода ГЦН тратится до 1% вырабатываемой электрической мощности.

Значительное повышение давления пара перед турбиной на имеющихся АЭС с PWR лимитируется теплофизическими и технологическими свойствами трубок парогенераторов. Для АЭС с BWR при давлении в реакторе свыше 7 МПа существенно снижаются критические тепловые нагрузки на поверхности твэлов и резко возрастает стоимость контура. Поэтому для традиционных АЭС  с водо-водяными реакторами предельный электрический к.п.д. равен, по-видимому, 34%. В предлагаемой схеме эти причины снимаются, и давление в реакторе может быть повышено до 22-25 МПа (рис. 3).



    Рис.3
Зависимость КПД (η) и давления пара перед турбиной (РП) от давления в реакторе

Не тривиальную техническую задачу представляет способ пуска АЭС. Одним из возможных решений может быть пуск с предварительной раскруткой гидротурбины водой из компенсатора давления. В этом случае реактор, набирая мощность, охлаждается системой аварийного охлаждения. После его выхода на расчетную мощность нагретая вода из компенсатора давления раскручивает циркуляционную установку до требуемой мощности, и включается рабочая циркуляция через реактор. Для реактора тепловой мощностью 3000 МВт при времени раскрутки циркуляционной установки 10 с через гидротурбину необходимо пропустить 24 м3 воды. Объем компенсатора давления для АЭС с аналогичным по тепловой мощности ВВЭР-1000 составляет около 80 м3.

Дополнительной проработки требуют вопросы безопасности АЭС с предложенной схемой, особенно при пуске и переменных нагрузках. В то же время снимается проблема обеспечения работы ГЦН при обесточивании станции.

АЭС с предложенной схемой компактнее имеющейся. Циркуляционная установка не превышает габаритов ГЦН. За счет исключения из технологической схемы парогенератора примерно в 2 раза можно сократить площадь поперечного сечения реакторного отделения АЭС, что позволит резко уменьшить объем строительно-монтажных работ.                         

назад

Материалы из архива

4.2008 SCHRITTE UBER GRENZEN

"куда в пятницу на Страстной 1300 г. шагнул Данте" (А.Франс)

Д.А.Тайц, к.ф.-м.н. Разуму дана единственная граница (горизонт) – бытие-небытие, жизнь-смерть, живое-неживое, единственная настоящая в том мире, в который мы погружены, который мы знаем. Знание – состояние, самый недвусмысленный синоним понятию "жизнь". Корни дерева знают, на какой почве и куда развиваться, дерево – как реагировать на условия климата. Микроорганизмы или насекомые знают, что за среда подходит колонии. Моряк знает, как управлять парусами.

10.2008 Выставочная история

М.Ю.Ватагин, к.э.н24-26 сентября сего года в Киеве состоялась традиционная ежегодная международная выставка ТЭК. Учитывая половинную по объему производства значимость для Украины атомной энергетики, ей был посвящен отдельный день, названный ее именем. Почтить приехал Министр со свитой, высокие гости из белокаменной, специализирующие на ядерном топливе и атомном строительстве. Пригласили, пошел. Тем более было три вопроса, на которые более или менее вразумительно могла бы ответить именно эта публика.

2.2006 Одна и та же истина возникает не однажды…

А.Г.Шлёнов, к.т.н., специалист в области физических полей Титаном мысли, собравшим все доступные сведения и избежавшим односторонности и крайностей своих предшественников, был Аристотель (384–322 до н.э.) – автор многих трудов по логике, риторике, философии, диалектике, физике, астрономии, космологии, биологии, этике, политике, социологии, истории, музыке, поэзии, театре, психологии, теологии..., затронувший, по-видимому, все области знания.