Мы думаем о Настоящем, Прошлом и Будущем
Список форумов Форум АЭС специалистов с  осколков СССР

Форум АЭС специалистов с осколков СССР

АЭС проблемы из первых рук Операторы. Техники. Исследователи О радиации. Надёжности. Прошлом и Будущем
 
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ПользователиПользователи   ГруппыГруппы   РегистрацияРегистрация 
 ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 

Прикованный к атомной галере имеет право знать правду о пробоинах в Корабле Предупредить, когда увидел рифы, почувствовал приближение бури
04 Создаваемая в России модульная реактор установка СВБР-100

 
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 0205 Новые лучше старых (надежда не покидает нас)
Предыдущая тема :: Следующая тема  
Автор Сообщение
Admin
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 133

СообщениеДобавлено: Вс Ноя 04, 2012 2:48 pm    Заголовок сообщения: 04 Создаваемая в России модульная реактор установка СВБР-100 Ответить с цитатой

Source URL: http://www.atomic-energy.ru/technology/36011

СВБР-100: потенциальная энергия теплоносителя и безопасность АЭС


Реакторный моноблок СВБР-100

Глоссарий: Прорыв22, ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения»46, СВБР-10039

Источник: Безопасность ядерных технологий и окружающей среды №1 2012: "Замыкание ЯТЦ"

Создаваемая в России модульная реакторная установка СВБР-100 характеризуется отсутствием материалов, способных запасать потенциальную энергию, которая в случае высвобождения в результате тяжелой аварии может привести к значительным выбросам радиоактивности и/или экономическому ущербу из-за повреждения энергоблока.



На протяжении короткого в историческом масштабе периода освоения атомной энергетики на ряде атомных электростанций произошли маловероятные аварии различной степени тяжести, сопровождавшиеся значительными выбросами радиоактивности в окружающую среду и/или большим экономическим ущербом.

Так, авария 1979 года на АЭС «Три Майл Айленд» (США) привела к плавлению активной зоны реактора из-за потери теплоносителя первого контура. Энергоблок не подлежит восстановлению, выброс радиоактивности локализован внутри контайнмента.


Катастрофический выброс радиоактивности произошел в результате Чернобыльской аварии (СССР) 1986 года, обусловленной паровым взрывом реактора, вызванного разгоном на мгновенных нейтронах.


Авария на АЭС «Фукусима-1» (Япония) в 2011 году сопровождалась плавлением топлива и выбросом радиоактивности в результате сброса пара из первого контура и взрывов водородо-воздушной смеси, образовавшейся вследствие интенсивной пароциркониевой реакции.

Тяжелые последствия всех рассмотренных аварий являются результатом высвобождения потенциальной энергии, накопленной (запасенной) в теплоносителе реакторной установки:

* энергии компрессии водного теплоносителя;
* химической энергии взаимодействия водяного пара и циркония;
* химической энергии взаимодействия водорода пароциркониевой реакции с кислородом воздуха.

Запасенная потенциальная энергия в различных типах реакторов

На системном уровне безопасность и опасность рассматриваются как понятия сопряженные, и чтобы уяснить, за счет чего достигается высокий уровень безопасности объекта, необходимо рассмотреть природу присущей ему опасности.

Опасность реактора определяется:

* накопленным радиационным потенциалом, то есть общей радиоактивностью (радиотоксичностью), а также
* количественным выходом радиотоксичных продуктов в окружающую среду при различных исходных событиях.

Первый фактор не очень сильно зависит от типа реактора. Общая радиоактивность, определяемая, главным образом, количеством продуктов деления, связана в основном с уровнем тепловой мощности реактора и общей продолжительностью его работы на этой мощности.

Второй фактор значительно теснее связан с типом установки. Он определяется запасом реактивности, обратными связями, особенностями конструкции и сосредоточенной в материалах реактора потенциальной внутренней энергией (ядерной, химической, сжатия теплоносителя, тепловой), высвобождение которой может привести к выходу радиоактивности в экосистему.

Таким образом, сравнительный уровень опасности реактора при одинаковых уровнях мощности и продолжительности работы будет определяться вторым фактором.

Ядерная энергия деления, которая может быть высвобождена при реактивностной аварии, в принципе должна минимизироваться на стадии проектирования реактора путем ограничения запаса реактивности, использования отрицательных обратных связей, а также различных технических решений, которые исключают возможность ввода положительной реактивности, превышающей долю запаздывающих нейтронов.


Запасенная в теплоносителе потенциальная неядерная энергия, напротив, является внутренне присущей материалу теплоносителя.
Этот показатель не может быть изменен за счет технических решений.

Повышение безопасности АЭС с реакторами традиционных типов требует наращивания числа систем безопасности и барьеров глубоко эшелонированной защиты, которые уменьшают вероятность тяжелых аварий и смягчают их последствия.

При оценке вероятности аварии отказы основного оборудования, систем безопасности, защитных барьеров и ошибки персонала принято рассматривать как случайные события.

Однако результаты обоснования безопасности методами вероятностного анализа применительно к тяжелым авариям, вероятность которых имеет очень низкое значение (10-6

на реактор в год и ниже), в связи с большим многообразием и сложностью протекающих процессов и отсутствием ряда необходимых для расчета исходных данных содержат много неопределенностей и поэтому не обладают необходимой степенью достоверности.

Кроме того, применение методов вероятностного анализа теряет смысл, если рассматриваются такие исходные события, при которых все системы безопасности, находящиеся в режиме ожидания, и защитные барьеры могут быть выведены из строя (например, аномальные внешние природные или техногенные воздействия) и радиоактивный выброс может достичь катастрофического уровня.

При одинаковых значениях вероятности выхода радиоактивности на социально приемлемом уровне для реакторов разных типов количество систем безопасности и барьеров глубокоэшелонированной защиты, в значительной степени определяющее технико-экономические показатели АЭС, может быть снижено в случае уменьшения внутренней потенциальной энергии, сосредоточенной в реакторе, прежде всего, в теплоносителе.


При этом важно, что высокий уровень безопасности при низком значении запасенной в теплоносителе потенциальной энергии может быть достигнут, в основном, за счет устранения самих причин возникновения тяжелых аварий, то есть детерминистически.

Вопросы учета внутренней потенциальной неядерной энергии, которая может высвободиться при сверхнормативных внешних воздействиях, рассматривались и ранее при анализе безопасности ядерных установок [1-2].


О важности анализа подобных событий говорит тот факт, что они также стали предметом рассмотрения МАГАТЭ [3]. Это связано с тем, что реакторы с большим запасом сосредоточенной в теплоносителе потенциальной энергии, которая может высвободиться в результате разгерметизации первого контура, в руках террористов могут стать орудием политического шантажа.

При рассмотрении последствий высвобождения потенциальной энергии следует иметь в виду, что часть тепловой энергии, запасенной в водном теплоносителе, превращается в кинетическую энергию расширения пара, которая может вызвать механические разрушения оборудования,
а испарение воды – прекращение отвода тепла от активной зоны.


Кроме того, при химическом взаимодействии водяного пара с цирконием в условиях тяжелой аварии дополнительно выделяется большое количество тепловой энергии и водорода.
Последний, в свою очередь, является источником высокой опасности.

Для тяжелых жидкометаллических теплоносителей (таких как свинец и сплав свинец-висмут) превращение запасенной тепловой потенциальной энергии в кинетическую невозможно, значимое выделение энергии при химическом взаимодействии теплоносителя с воздухом, водой и материалами конструкции отсутствует, потери теплоотвода от активной зоны при разгерметизации газовой системы не происходит.

Сравнение теплоносителей по запасенной потенциальной энергии*

Значения удельной (на единицу объема) запасенной потенциальной энергии Epot,ГДж/м3

Теплоноситель, параметры
Вода,
Р = 16 МПа,
Т = 300ºС
Натрий,
Т = 500ºС
Свинец, свинец-висмут,
Т = 500ºС

Максимальная внутренняя энергия (суммарное значение)
~ 21,9
~ 10
~ 1,09
Тепловая энергия
в том числе потенциальная энергия сжатия
~ 0,90
~ 0,15
~ 0,6
Нет
~ 1,09
Нет
Потенциальная химическая энергия взаимодействия
С цирконием
~ 11,4
С водой ~5,1
С воздухом ~ 9,3
Нет
Потенциальная энергия взаимодействия выделяющегося водорода с воздухом
~ 9,6
~ 4,3
Нет
Потенциальная энергия сжатия и химическая энергия
~ 21
~ 9,4
Нет

*рассчитано по литературным данным; в случае водного теплоносителя оценка выполнена для адиабатического процесса

Запасенная в теплоносителе потенциальная энергия влияет не только на характеристики безопасности, но и на экономические показатели АЭС. Это связано с тем, что для АЭС с реакторами традиционных типов (т.е. с высоким значением запасенной в теплоносителе потенциальной энергии) требования безопасности противоречат экономическим. При возрастании требований безопасности экономические показатели АЭС ухудшаются из-за неизбежного увеличения количества и эффективности систем безопасности и барьеров глубоко эшелонированной защиты (рис. 1).



Рис. 1. Качественная зависимость стоимости АЭС (С) от нормируемого значения вероятности тяжелой аварии (Р) для различных значений потенциальной энергии Еpot



В то же время, вероятность тяжелой аварии будет тем больше, чем выше значение запасенной в теплоносителе потенциальной энергии (рис. 2).

Рис. 2. Качественная зависимость вероятности тяжелой аварии от запасенной потенциальной энергии


Реакторная установка СВБР-100

Таким образом, наиболее целесообразным путем повышения безопасности АЭС, одновременно улучшающим экономические показатели, является использование реакторов с наименьшим запасом потенциальной энергии, в которых свойства внутренней самозащищенности и пассивной безопасности (что предполагает детерминистическое исключение тяжелых аварий) могут быть реализованы в максимальной степени, а выброс радиоактивности при любых повреждениях будет локализован [4].

Установки такого типа будут обладать свойствами робастности, которые обеспечивают их повышенную устойчивость не только в случаях единичных отказов оборудования и ошибок персонала, но и при сверхнормативных внешних воздействиях, а также умышленных злонамеренных действиях,

что особенно важно при развитии атомной энергетики в странах с высоким уровнем террористической угрозы.





Из такого типа реакторов к практическому внедрению наиболее подготовлен реактор СВБР-100 (свинцово-висмутовый быстрый реактор с эквивалентной электрической мощностью 100 МВт) [5], который создается на основе опыта эксплуатации на АПЛ ядерно-энергетических установок со свинцово-висмутовым теплоносителем [6].

Одной из характерных особенностей СВБР-100 является интегральная компоновка: все оборудование первого контура размещено в едином прочном корпусе реакторного моноблока с полным исключением арматуры и трубопроводов.

В теплоотводящих контурах моноблока обеспечена естественная циркуляция теплоносителей, достаточная для пассивного расхолаживания реактора без опасного перегрева активной зоны. Основные компоненты реакторного моноблока и реакторной установки выполнены в виде отдельных модулей, при этом обеспечена возможность их замены и ремонта. Реактор без изменения конструкции может использовать различные виды топлива (оксид урана, МОКС-топливо, нитридное топливо).


При работе на МОКС-топливе и нитридном топливе коэффициент воспроизводства активной зоны больше единицы, что при замкнутом ЯТЦ позволяет работать в режиме топливного самообеспечения.

Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» предусматривает сооружение опытно-промышленного энергоблока СВБР-100. Этот энергоблок будет построен на площадке ОАО «ГНЦ НИИАР» в городе Димитровграде Ульяновской области в 2017 году. Проект осуществляется совместным государственно-частным предприятием ОАО «AKMЭ-инжиниринг», образованным Госкорпорацией «Росатом» и ОАО «ЕвроСибЭнерго»


Инновационная ядерная энергетическая технология на базе унифицированных модульных многоцелевых быстрых реакторов с химически инертным свинцово-висмутовым теплоносителем, обладающих развитыми свойствами внутренней самозащищенности и пассивной безопасности, позволит обеспечить высокий уровень социальной приемлемости таких установок и расширить область их применения в атомной энергетике, в том числе увеличить экспортные возможности российской атомной отрасли.
Литература

1. Gat U. The ultimate safe (U.S.) reactor. Proc. ICENES-4. Madrid: World Sci. Publ. Co., 1987. P. 584.

2. Новиков В.М. Ядерные реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок / В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев и др. – М. Энергоатомиздат, 1993. – С. 52.

3. IAEA-TECDOC-1487. Advanced Nuclear Plant Design Options to Cope with External Events. IAEA, February 2006.

4. Toshinsky G.I. Principles of Providing Inherent Self-Protection and Passive Safety Characteristics of the SVBR-75/100 Type Modular Reactor Installation for Nuclear Power Plants of Different Capacity and Purpose / G.I. Toshinsky, O.G Komlev, V.S. Stepanov et al. // Proc. of International Conference Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global’07), Boise, Idaho, USA, September 9-13, 2007, American Nuclear Society (2007) (CD ROM), Paper №. 175598.

5. Zrodnikov A.V. Innovative nuclear technology based on modular multi-purpose lead-bismuth cooled fast reactors / A.V. Zrodnikov, G.I. Toshinsky, V.S. Stepanov et al. // Progress in Nuclear Energy – Vol. 50. – 2008 – Р. 170-178.

6. Конверсия свинцово-висмутовой реакторной технологии: от реакторов АПЛ к энергетическим реакторам и пути повышения инвестиционной привлекательности ядерной энергетики на базе быстрых реакторов / А.В. Зродников, Г.И. Тошинский, В.С. Степанов и др. // Доклад на международной конференции МАГАТЭ "Fifty years of nuclear power – the next fifty years", Обнинск, 27 июня – 2 июля, 2004.
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Admin
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 133

СообщениеДобавлено: Вс Ноя 04, 2012 2:55 pm    Заголовок сообщения: Свинцово-висмутовые быстрые реакторы Ответить с цитатой

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A1%D0%92%D0%91%D0%A0


Свинцово-висмутовые быстрые реакторы

СВБР

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Текущая версияТекущая версия (не проверялась)
Перейти к: навигация, поиск

Свинцово-висмутовые быстрые реакторы — семейство энергетических ядерных реакторов малой мощности на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем

Россия обладает уникальным опытом создания и эксплуатации реакторных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем для АПЛ.

В настоящее время в России разрабатываются реакторные установки малой мощности типа СВБР для создания атомных энергоисточников в диапазоне мощностей 10 – 40 МВт-эл. (СВБР-10)

и 100 – 400 МВт-эл. (СВБР-100) с использованием модульного принципа построения энергоблока.

В наиболее высокой степени проработки находится проект СВБР-100.

Проект реализует компания ОАО «АКМЭ-инжиниринг» - совместное государственно-частное предприятие, созданное Госкорпорацией «Росатом» и крупнейшей частной энергетической компанией России

«ЕвроСибЭнерго» (принадлежит En+ Group) в равных (50/50) долях.

Проект СВБР-100 ОАО «АКМЭ-инжиниринг» реализует в сотрудничестве с ОАО ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск),

ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ» (г. Санкт-Петербург),

ФГУП ГНЦ-РФ ФЭИ (г. Обнинск)

и рядом других предприятий атомной и смежных отраслей.

Проект СВБР-100 входит в число проектов Комиссии по модернизации и технологическому развитию экономики России при Президенте РФ в рамках направления

"Новая технологическая платформа: замкнутый ядерный топливный цикл и реакторы на быстрых нейтронах" и включен Федеральную целевую программу

"Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и перспективу до 2020 года".

Сооружение опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой СВБР-100 намечено на 2015-2016 гг., физический и энергетический пуск ОПЭБ - на 2017 г.


Содержание



* 1 Особенности конструкции
* 2 Назначение и параметры
o 2.1 Технические характеристики
* 3 Примечания

[править] Особенности конструкции

Реакторы имеют высокий уровень пассивной безопасности и внутренней самозащищённости[1] благодаря:

* Использованию эвтектического свинцово-висмутового сплава в качестве теплоносителя.

o Сплав является химически инертным по отношению к воздуху и воде, не выделяет водорода в процессе работы реактора, что полностью исключает возможность химических взрывов.

o Способен удерживать продукты деления (йод, цезий, и др. — кроме инертных газов), уменьшая возможность и тяжесть утечек радиоактивных материалов в окружающую среду.

o Высокая температура кипения (~1670 °C) и большая теплоёмкость теплоносителя исключает аварии, связанные с кризисом теплообмена (уровень естественной циркуляции теплоносителя достаточен для расхолаживания реакторной установки из любого исходного состояния).

* Использованию интегральной компоновки первого контура в корпусе реакторного моноблока (МБР).

o Трубопроводы и арматура первого контура находятся полностью в пределах МБР, исключая утечки из первого контура за пределы МБР.

o Низкое давление в первом контуре исключает утечки из первого во второй контур. Обеспечивает низкий запас потенциальной энергии в первом контуре, уменьшая возможность и тяжесть механических повреждений при авариях.

* Нейтронным характеристикам быстрого реактора.
o Низкий оперативный запас реактивности (меньше доли запаздывающих нейтронов) исключает возможность разгона реактора на мгновенных нейтронах при несанкционированном извлечении любого рабочего стержня.

o Малое значение отрицательного температурного коэффициента реактивности.

o Небольшой запас реактивности на выгорание.

o Отсутствие эффектов отравления.

Реакторы также могут использовать ядерное топливо различных видов (на оксиде урана, смешанных нитридах, смешанных оксидах (MOX))
и работать в замкнутом ядерном топливном цикле.


Назначение и параметры

В настоящее время разрабатываются две модели:

СВБР-100[2] — для использования в составе региональных электростанций мощностью 100—400 МВт.

СВБР-10[3] — для использования на труднодоступных территориях с неразвитой инфраструктурой для тепло- и энергоснабжения, а также опреснения воды.

Размещается в транспортабельном реакторном блоке (ТРБ) — герметичном реакторном отделении заводского изготовления.




Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Показать сообщения:   
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 0205 Новые лучше старых (надежда не покидает нас) Часовой пояс: GMT + 3
Страница 1 из 1

 
Перейти:  
Вы не можете начинать темы
Вы не можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах
Знать. Уметь. Предвидеть. Работать с Атомом без права на риск.


Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Вы можете бесплатно создать форум на MyBB2.ru, RSS