Оценка эффективности конструкторских решений быстрых

Седьмая Международная научно-технической конференция
"Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" – МНТК-2010
ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ
КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ
БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ И
ИХ РАЗВИТИЕ В НОВЫХ ПРОЕКТАХ
ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАУЧНО-ПРОИЗВОДСТВЕННЫЙ ЦЕНТР
ОАО «ОКБМ Африкантов»
май 2010
СТАТУС ТЕХНОЛОГИИ БН
В феврале 2010 г. постановлением Правительства РФ
утверждена Федеральная целевая программа "Ядерные
энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015
годов и на перспективу до 2020 года"
В рамках ФЦП ЯЭНП предусматривается проведение НИОКР
по проекту быстрого натриевого реактора нового поколения
электрической мощностью 1200 МВт – БН-1200
Разработка БН-1200 ведется исходя из задачи серийного
сооружения реакторов БН-1200 после 2020 г.
Сооружается реактор БН-800 с планируемым завершением
строительства в 2013 г.
8 апреля исполнилось 30 лет с начала эксплуатации реактора
БН-600 – единственного в мире действующего энергетического
реактора на быстрых нейтронах.
ОСВОЕННЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ.
ПРОЕКТ БН-600
Работы в области энергетических
быстрых реакторов в России были начаты
в 1960 г. проектированием первого опытнопромышленного реактора БН-350. Этот
реактор был пущен в 1973 г. и
эксплуатировался до 1998 г.
В 1980 г. на Белоярской АЭС был
введен в строй следующий, более мощный
энергетический реактор БН-600
В апреле 2010 г. реактор отработал
проектный срок службы 30 лет.
Выполнено обоснование продления
срока службы реактора до 45 лет
ОПЫТ 30-ЛЕТНЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА БН-600
КИУМ
78% за последние 5 лет (близко к КИУМ
серийных ВВЭР – 79.9% за тот же период
времени)
Аварийные
Среднее число аварийных остановов
остановы реактора реактора на 7000 ч. работы – 0,2 (по АЭС
мира – 0.5-0.7). за период 2000 – 2009 гг.
аварийные остановы реактора
отсутствовали
Средний выход р/а 1% от допустимого уровня (в 4 раза ниже
газов за
показателя АЭС с ВВЭР за тот же период)
последние 6 лет
Коллективная
доза облучения
персонала за
последние 5 лет
0.54 чел.Зв в год (в 2.2 раза ниже
аналогичного показателя АЭС с ВВЭР)
НАТРИЕВЫЕ ТЕЧИ В БН-600
27 течей натрия наружу (из них 5 с радиоактивным натрием) и
12 в ПГ, основная причина - отклонения в качестве
изготовления вспомогательных трубопроводов
Единственная течь р/а натрия (~1м3) привела к выходу
радиоактивных веществ в атмосферу ниже допустимых
пределов для нормальной эксплуатации АЭС
Последняя течь натрия наружу произошла на реакторе БН-600
в 1994 г.
За последние 24 года эксплуатации произошла только одна
малая течь ПГ
Потери в КИУМ из-за течей пренебрежимо малы
Убедительно продемонстрирована надежность проектных
мер по предотвращению и локализации межконтурных и
внешних течей натрия
ИЗМЕНЕНИЕ КИУМ БН-600
100
90
83,53
80,29
80
71,76
70
74,11
72,75 72,48 73,46
76,6 75,89
79,89
78,19
76,43
76,32
73,23
72,97
69,83
80,04
77,35
75,74
77,75 78,6 77,78 77,49
76,53
70,31
65,91
КИУМ,%
60 56,51
50
47,93
40
30
20
10
0
1982 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009
МОДИФИКАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ БН-600
Характеристика
Модификация
01
01M2
1980-1986 гг.
с 2005 г.
Высота активной зоны реактора, мм
750
1030
Высота торцевых зон воспроизводства, мм
- верхняя
- нижняя
400
400
300
350
Количество зон обогащения
2
3
ЭИ-847
Cr16Ni11Mo3
ЧС-68хд
ЭП-450
Максимальная линейная нагрузка твэла, кВт/м
54,0
 48,0
Максимальное выгорание топлива, % т.а.
7,2
11,1
200/300
560/720
Среднее выгорание топлива, МВт·сут/кг U
42,5
70,0
Максимальная повреждающая доза, сна
43,5
82,0
Период эксплуатации варианта активной зоны
Конструкционные материалы а. з.:
- оболочка твэла
- оболочка чехла ТВС
Макс. продолжительность кампании, эфф. сут
(центр./периф. ТВС)
ЗАДАЧИ РЕШАЕМЫЕ ПРИ
СТРОИТЕЛЬСТВЕ И ЭКСПЛУАТАЦИИ БН-800



Режим эксплуатации с воспроизводством на топливе MOX
Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов
закрытого топливного цикла
Разработка инновационных технологий для будущих реакторов
на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем:




Испытания и аттестация
перспективного топлива и
конструкционных материалов
Демонстрация технологии
выжигания минорных актинидов
Отработка новых технических
решений
Поддержание компетенции в
технологии реакторов на быстрых
нейтронах с жидкометаллическим
теплоносителем
БН-800 – важная веха при эволюционном переходе
к ядерной технологии нового поколения
РАЗВИТИЕ ПРОЕКТА БЛОКА БН-800
И ЕГО КЛЮЧЕВЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
 1984 –эскизный проект – развитие БН-600 с повышенной мощностью
 1994 – утверждение доработанного проекта
Особенности проекта:
• Намного более высокая единичная мощность
• Пассивные системы безопасности
• Топливо MOX
Данные РУ
Тепловая мощность реактора, МВт
Электрическая мощность энергоблока, МВт
Ядерное топливо
Температура натриевого теплоносителя
- на входе в активную зону
- на выходе из активной зоны
(на входе в промежуточный ТО)
Перегретый пар
- температура, °С
- давление МПа
Промежуточная среда для перегрева
Размеры корпуса реактора, м
- диаметр
- высота
Удельная металлоемкость, т/МВт(э)
БН-600
БН-800
1470
600
UO2
2100
880
MOX
377
550
354
547
505
14,2
натрий
490
13,7
пар
12,86
14,7
13,0
12,9
15,0
9,7
СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ КОНСТРУКТОРСКИХ
РЕШЕНИЙ В ПРОЕКТЕ БН-800 (1)
 Внедрение технических решений с целью
повышения безопасности, экономичности и
надежности энергоблока:

Предусмотрена дополнительная
аварийная защита на пассивном
принципе действия

Введена аварийная система отвода
остаточных тепловыделений через
воздушные теплообменники

Предусмотрено устройство для
локализации расплавленных
фрагментов активной зоны в
постулируемой аварии с отказом всех
средств защиты реактора
СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ КОНСТРУКТОРСКИХ
РЕШЕНИЙ В ПРОЕКТЕ БН-800 (2)
 Исключены ручные операции в
системе перегрузки для возможности
обращения со свежими ТВС с
высокофоновым МОХ-топливом
 Проектный срок службы
увеличивается с 30 лет (БН-600) до 45
лет с перспективой его продления до
60 лет
 Повышение выгорания МОХ-топлива
при переходе с аустенитной стали
ЧС-68 (выгорание до 10 % т.а.) на сталь
ЭК-164 х.д. (до 13% т.а.), а затем на
стали ферритно-мартенситного класса
(до 15% т. а.).
ВИД НА СТРОИТЕЛЬСТВО,
май 2010 г.
Днище
корпуса
Опорный
пояс
РАЗВИТИЕ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ
В ПРОЕКТЕ БН-1200 (1)

Преемственность по основным техническим
решениям, положительно зарекомендовавшим
себя в БН-600 и примененным в БН-800:

АТО САОТ
ГЦН-1
Механизм
перегрузки
Поворотные
пробки
Промежуточный теплообменник
(ПТО)
Колонна СУЗ
Страховочный корпус
Напорный
трубопровд
Корпус
реактора
Опорный
пояс
Активная
зона
Поддон
Напорная
камера



Интегральная компоновка первого
контура со страховочным кожухом
и нижним опиранием корпуса
Поворотные пробки системы
внутриреакторной перегрузки с
герметизирующими
гидрозатворами на основе сплава
олово-висмут
Раздельные всасывающие полости
насосов первого контура с
обратными клапанами на напоре,
что позволяет отключать при
отказе оборудования одну из трех
теплоотводящих петель РУ без
останова реактора
Наличие внутриреакторного
хранилища отработавших ТВС
РАЗВИТИЕ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ
В ПРОЕКТЕ БН-1200 (2)
 Новые решения:
 Усовершенствование
Главный
циркуляционный
насос II контура
Ограждение
герметичное
надреакторного
объема
Буферная
емкость
Бак
расширительный
Бак аварийного
сброса

Парогенератор
Воздушный
теплообменник
Промежуточный
теплообменник
Автономный
теплообменник
Бак аварийного
сброса
Реактор
Компоновка РУ БН-1200



конструкции реактора и ПГ
(снижение материалоемкости)
Сильфонные компенсаторы на
трубопроводах второго
контура (снижение их
протяженности и
материалоемкости)
Существенно упрощенная
система перегрузки по
сравнению с БН-600 и БН-800
(снижение материалоемкости)
Система аварийного отвода тепла со встроенными в корпус реактора
автономными теплообменниками (повышение надежности)
Размещение фильтр-ловушек первого контура в баке реактора
(исключение трубопроводов с радиоактивным натрием и
обслуживающих их систем)
ОСНОВНЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
БН-1200
Характеристика
БН-1200
Номинальная тепловая мощность, МВт
2900
Электрическая мощность, брутто, МВт
1220
Количество теплоотводящих петель
4
Температура теплоносителя по первому контуру, С:
- на входе/выходе ПТО
550/ 410
Температура теплоносителя по второму контуру, С:
- на входе/выходе ПГ
527/355
Параметры третьего контура:
- температура острого пара, С
- давление острого пара, МПа
- температура питательной воды, С
510
14
240
КОНСТРУКЦИЯ ОСНОВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ
Технические решения по ГЦН-1, ГЦН-2, ПТО в БН-800 и БН-1200,
в основном, сохранены такими же, как в БН-600
Конструкция ИМ СУЗ в БН-800 усовершенствована в части
упрощения кинематической схемы и повышения ее
надежности, снижена удельная материалоемкость. Подобное
техническое решение будет использовано в БН-1200
Конструкция ПГ в БН-800 характеризуется меньшим
количеством модулей (20 на петлю вместо 24-х в БН-600) за
счет исключения натриевых промпароперегревателей. ПГ
БН-1200 существенно укрупнены: 2-4 модуля на петлю.
Технические решения по ВТО сохраняются такими же, как в
БН-800 – оребренные трубки, съем тепла путем естественной
циркуляции.
НОВЫЕ РЕШЕНИЯ ПО АКТИВНОЙ ЗОНЕ БН-1200
 Укрупнение твэлов (6,9 мм  9,3 мм, снижение
средней энергонапряжённости, увеличение
кампании ТВС)
 Укрупнение ТВС (S=96 мм  S=181 мм, уменьшение
количества ТВС)
 Увеличенная объемная доля топлива (0,43  0,47,
увеличение КВ)
 Увеличенная газовая полость в твэле и Tоб <670ºС
(обеспечение глубокого выгорания топлива)
 Использование одного обогащения топлива вместо
трех (упрощение топливного производства)
 ВРХ, обеспечивающее выдержку в течение 2-х лет
(упрощение перегрузки)
ОСНОВНЫЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ
ХАРАКТЕРИСТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
Наименование
Значение
Кампания ТВС активной зоны, эфф. сут.
1320→1650→1980
Максимальное выгорание топлива, % т.а.
14.3→17,8→21
Среднее выгорание топлива по выгружаемым
ТВС, МВтсут/кг
93→116→138
Максимальное повреждающая доза на ТВС, сна
140→170→200
Максимальная линейная мощность твэл, кВт/м
46,5
Коэффициент воспроизводства (КВ):
~1,2
 Конструкция активной зоны реактора разрабатывается с учетом
возможности перехода на смешанное нитридное топливо (КВ до 1.45)
CНИЖЕНИЕ УДЕЛЬНЫХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ
МЕТАЛЛОЁМКОСТИ БН
Параметр
БН-800
БН-1200
1 Удельная материалоемкость РУ,
т/МВт(э), в том числе:
9,7
5,6
2 Реактор
3,64
3,47
3 Парогенераторы
3,42
0,66
4 Система внешней перегрузки
1,16
0,38
5 Другое оборудование
1,48
1,09
СРАВНЕНИЕ ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИХ
ПОКАЗАТЕЛЕЙ БН
Параметр
БН-600
БН-800
БН-1200
13,0
9,7
5,6
Продолжительность непрерывной
работы реактора между перегрузками,
сутки
110…170
155
330
КИУМ
0,77 - 0,8
0,85
0,9
45
45
60
Удельная материалоемкость РУ, т/МВт(э)
Срок службы, лет
Экономические показатели БН-1200 будут находиться на сопоставимом
уровне с ВВЭР аналогичной мощности. В перспективе себестоимость
электроэнергии БН-1200 должна стать ниже, чем ВВЭР, в связи с
ожидаемым ростом цен на природный уран.
РАЗВИТИЕ РЕШЕНИЙ
ПО БЕЗОПАСНОСТИ БН (1)
Свойства и технические решения
по обеспечению безопасности
БН-600
1 Общие свойства:
- низкое давление
- низкая коррозионная активность
- высокая температура кипения
БН-800
БН-1200
+
2 Технические решения
2.1 Аварийная защита:
- активная
- активная+пассивная на основе гидравлически
взвешенных стержней
- активная+пассивная на основе гидравлически
взвешенных стержней+пассивная на основе
температурного принципа действия
+
+
+
-
+
+
-
-
+
2.2 Система аварийного отвода тепла:
- в составе третьего контура
- воздушный теплообменник ко второму контуру
- воздушный теплообменник к первому контуру
+
-
+
-
+
2.3 Система удержания расплавленного топлива
-
+
+
2.4 Система локализации аварийных выбросов
-
-
+
РАЗВИТИЕ РЕШЕНИЙ
ПО БЕЗОПАСНОСТИ БН (2)
 Благодаря принятым решениям в проекте БН-1200
планируется существенное улучшение показателей
безопасности:

вероятность тяжёлого повреждения активной зоны
на порядок меньше требований нормативных
документов

санитарно-защитная зона находится в границах
промплощадки для любых проектных аварий

установлен целевой критерий – граница зоны
защитных мероприятий должна совпадать с
границей промплощадки для тяжёлых запроектных
аварий, вероятность реализации которых не
превышает 10-7 на реактор/год
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
 Накопленный опыт разработки и эксплуатации по быстрым
реакторам с натриевым теплоносителем демонстрирует
эффективность принятых базовых конструкторских решений,
заложенных в БН-600, обеспечение высокой надежности работы
и высокого уровня безопасности
 Базовые конструкторские решения, получили дальнейшее
развитие в проектах БН-800 и БН-1200. Новые конструкторские
решения проекта БН-1200 предстоит тщательно отработать путем
проведения расчетных и экспериментальных исследований
 Проект БН-1200 относится к ЯЭУ 4-го поколения, благодаря:
 оптимальному сочетанию референтных и новых решений
 обеспечению высоких показателей безопасности
 обеспечению высоких технико-экономических характеристик
 возможности расширенного воспроизводства топлива