Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе ВК-50 (стр. 2 )

По результатам исследований в научных изданиях опубликовано 12 работ, в т. ч. 1 – в ведущем рецензируемом научном журнале, получено 2 патента.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Результаты анализа возможности использования одноконтурных установок с корпусным кипящим реактором в составе атомных ТЭЦ.

2. Результаты экспериментальных исследований и модернизации контура естественной циркуляции реактора ВК-50.

3. Результаты комплексного анализа внутренне присущих свойств безопасности реактора ВК-50.

4. Предложенные схемы внутрикорпусных устройств и технологические схемы систем безопасности перспективных кипящих реакторов малой мощности.

Объем и структура работы.

Диссертация состоит из введения, 4 глав и выводов. Работа изложена на 119 страницах текста, включая 30 рисунков и 16 таблиц. Библиографический указатель состоит из 127 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении дан краткий анализ современного уровня развития и перспектив атомной энергетики в России.

Показаны экономическая целесообразность и социальная значимость использования атомных энергоисточников в региональной энергетике для теплоснабжения различных потребителей:

·  более 40% органического топлива в России затрачивается на отопление, при этом ожидается рост внутренних цен на углеводородное топливо,

·  необходимо заменять выбывающие из эксплуатации мощности тепловых электростанций по причине выработки ресурса,

·  экологическая ситуация становится одной из главных проблем существования городов.

Актуальность исследования обоснована тем, что для развития атомного теплоснабжения необходимо реализовывать проекты конкурентно способных и безопасных реакторов. Безаварийная эксплуатация и экономическая эффективность установок определяются максимальным использованием в технологических схемах законов гравитации и, прежде всего, естественной циркуляции теплоносителя.

В первой главе приводится литературный обзор по теме диссертации.

Дана краткая характеристика проблемных вопросов развития региональной атомной энергетики. Отмечено, что малая атомная энергетика в России и за рубежом всегда развивалась параллельно атомной энергетике больших мощностей.

Приведен обзор современных тенденций и проектов реакторов малой мощности.

Представлены анализ рынков сбыта продукции атомных ТЭЦ в регионах России и преимущества выработки тепла от отборов турбины (когенерации) на установках с корпусными кипящими реакторами. Показано, что для большинства городов России оптимальны многоблочные АТЭЦ с мощностью генератора до 120МВт и теплофикационной нагрузкой энергоблока до 200Гкал/час.

Поскольку окупаемость станций малой мощности непосредственно связана с металлоемкостью конструкций, то для цели теплоснабжения наиболее подходящим является вариант одноконтурной реакторной установки. В отечественной атомной энергетике направление одноконтурных реакторных установок с кипением в активной зоне было широко представлено канальными реакторами: РБМК, АДЭ, ЭГП-6.

За рубежом направление одноконтурных установок с кипением в активной зоне осваивалось на базе корпусных реакторов. Тенденция развития данного типа реакторов – это переход от принудительной циркуляции теплоносителя при реализации установок I, II и III поколений (проекты BWR 1–6, ABWR и SBWR) к естественной циркуляции теплоносителя и на её основе – к пассивным системам безопасности поколения III+ (проект ЕSBWR).

Сравнительный анализ зарубежных кипящих реакторов и реактора ВК-50 показывает, что многие аспекты безопасности специфически решаются в зависимости от уровня мощности реактора. Поэтому проведенные на ВК-50 исследования можно рассматривать как основу для создания проектов перспективных корпусных кипящих реакторов малой мощности.

В связи с тем, что в настоящее время ВК-50 является единственным действующим корпусным кипящим реактором со всережимной естественной циркуляцией теплоносителя, то необходим достоверный и максимально возможный объем знаний о свойствах безопасности данного реактора. Эти данные получены на основе исследований и экспериментов, а также модернизаций внутрикорпусных устройств реактора и систем установки, проведенных с участием автора.

Вторая глава посвящена анализу исследований и обобщению технологических аспектов безопасности установки ВК-50 как прототипа энергоблока атомной ТЭЦ.

Дано описание реакторной установки ВК-50 как объекта экспериментальных исследований.

Показано, что особенности циркуляции теплоносителя и кипение в корпусе реактора определяют:

-  радиационную безопасность,

-  взрывобезопасность радиолитических процессов,

-  состояние конструкционных материалов при длительной эксплуатации,

-  маневренность установки при больших изменениях технологических параметров,

-  динамические характеристики в аварийных режимах,

-  требуемые характеристики систем безопасности.

Физические особенности фазового переноса активности в теплоносителе определили радиационную безопасность ВК-50. С одной стороны, это слабопроницаемый межфазный (вода – пар) барьер для распространения из реактора негазообразных радионуклидов. С другой стороны, – непрерывная эффективная дегазация (удаление) теплоносителя и газообразных продуктов деления из контура. Оба фактора в совокупности с эффективной установкой подавления активности (УПАК) позволяют поддерживать выбросы газов в окружающую среду при нормальной эксплуатации реактора на уровне выбросов современных АЭС даже при наличии большого количества негерметичных твэлов: 35-100 ГБк/сутки.

Особенности фазового переноса активности позволяют эффективно определять дефекты оболочек твэлов на работающем и остановленном реакторе.

Кипение теплоносителя в активной зоне реактора формирует газовый режим установки. Исследования условий образования и уноса радиолитических газов из реактора с паром определили меры защиты оборудования от взрывов водорода. Эти технические меры были учтены в данной работе при создании концепций перспективных АТЭЦ с реакторами типа ВК. В частности, был проанализирован опыт стабильной работы контактного аппарата с подогревом парогазовой среды для осушки катализатора от влаги. С учетом этой особенности автором была предложена технология полного сжигания водорода в сдувочных линиях от локализующей оболочки корпуса реактора.

Исследования водно-химических режимов и материалов показали, что определяющим фактором состояния аустенитной стали в кипящем реакторе является её подверженность коррозионному растрескиванию и межкристаллитной коррозии. Исследованиями было установлено, что при установившихся в реакторе концентрациях 150-200мкг/кг кислород не оказывает негативного воздействия на внутрикорпусные устройства. Склонность к коррозионному растрескиванию и к межкристаллитной коррозии у нержавеющих сталей проявляется только при совместном действии кислорода с хлором на границе раздела пар/вода. Для исключения попадания хлора автором предложено для одноконтурных реакторных установок малой мощности осуществлять охлаждение конденсатора турбины дистиллятом, циркулирующим в замкнутом контуре с «сухими» градирнями.

Автором также были даны рекомендации по преимущественному использованию сталей перлитного класса в качестве конструкционных материалов не только основного контура реакторных установок типа ВК, но и самого корпуса реактора. Рекомендации по исключению аустенитной наплавки основаны на обнаруженных особенностях образования антикоррозионной пленки на трубопроводах из углеродистых сталей при поддержании концентрации кислорода 150-200мкг/кг. Отсутствие коррозионных повреждений в пароконденсатном тракте при различных нарушениях водно-химического режима подтверждает преимущества сталей перлитного класса в качестве основополагающего конструкционного материала для корпусных кипящих реакторов.

Проведенные эксперименты на реакторе ВК-50 показали, что для одноконтурных энергетических реакторов необходимо обеспечивать надежность и маневренность в следующих режимах:

1. при быстром изменении рабочего давления в реакторе,

2. при резком изменении вплоть до полного прекращения подачи питательной воды в реактор,

3. при резком изменении нагрузки потребителей электроэнергии, включая режим полного прекращения выдачи и приема электрической нагрузки от сети.

Экспериментально обосновано, что при снижении давления пара подача питательной воды препятствует объемному вскипанию теплоносителя и сохраняет необходимый движущий напор и уровень воды.

Повышение давления вызывает увеличение положительной реактивности. Однако при самых больших всплесках мощности, происходивших после прикрытия паровых клапанов на ВК-50, ввод положительной реактивности и скорость ее ввода были меньше значений, требуемых по ядерной безопасности.

Проведенный автором анализ реального события на ВК-50 с прекращением подачи питательной воды в реактор показал, что контролируемый в данной ситуации физический уровень теплоносителя обеспечил работу контура естественной циркуляции теплоносителя и теплоотвод от активной зоны (рис.1).

Рис. 1. Уровень теплоносив корпусе реактора в режиме с отключением питательных насосов:

2 – уровень, соответствующий уставке аварийной защиты по этому параметру;

3 – уровень, при достижении которого происходит разрыв контура естественной циркуляции.

При прекращении подачи в реактор питательной воды и подаче в активную зону только циркулирующего теплоносителя с температурой насыщения происходит общее снижение тепловой мощности реактора. Уменьшение мощности сопровождается снижением давления пара, что способствует увеличению слива воды из гидроемкости, подключенной к реактору. Поэтому постепенно начинает увеличиваться массовый уровень воды над активной зоной и уменьшаться паросодержание. Увеличение плотности теплоносителя в верхней части ТВС приводит к росту нейтронного потока в этой области и срабатыванию аварийной защиты через 1,5 минуты работы реактора после отключения питательного насоса. Это свойство увеличения потока нейтронов, замедляющихся до тепловых энергий в верхней части ТВС, автором предложено использовать как средство дополнительного контроля и автоматического останова кипящего реактора малой мощности без участия персонала. Для этого в «испарительной» и «экономайзерной» частях активной зоны необходимо располагать по паре датчиков контроля нейтронно-физических характеристик и формировать сигнал аварийной защиты по принципу «два из четырех».