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 η_гт = 0.7-0.8.

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

Новая концепция построения ядерной энергетики

Материалы из архива