Электрические сети энергосистем России Магнитные цепи | Законы Кирхгофа | Расчёт электрических цепей | Расчёт трёхфазных цепей | Математика | Пределы | Векторная алгебра | Матрицы | Геометрия | Интегрирование | Задачи | Квантовая физика Резонанс Реакции Электротехника лекции | На главную Производство электроэнергии на ТЭС Топливно-энергетические ресурсы РФ Устройство реактора Экологические проблемы энергетики Концепция развития атомной энергетики

Развитие атомной энергетики России

Проведение в 2009-2011г.г. в МАГАТЭ совещаний по вопросам безопасности реакторов малой мощности, межотраслевых конференций в России «АтомРегион-2009» и «Перспектива развития системы атомных станций малой мощности в регионах, не имеющих централизованного электроснабжения» (2010г., РАН), подтверждает возросший интерес в России и в мире к малой атомной энергетике.

Обязательным условием развития региональной атомной энергетики является экспериментальное подтверждение на прототипных установках способов и устройств обеспечения безопасности. Поэтому в современных условиях недоверия населения к атомным технологиям сооружение АТЭЦ вблизи городов требует обеспечения безопасности её энергоблоков опробованными техническими решениями.

Одним из возможных источников энергии для развития работ по атомному теплоснабжению является корпусной кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, надежность и безопасность которого доказаны многолетней безаварийной эксплуатацией исследовательского реактора ВК-50.

Имеющиеся в мире знания по кипящим системам в основном получены на кипящих реакторах США и Японии: это реакторы типа BWR и их современные модификации поколений III и III+ (ABWR и ESBWR). Данные реакторы эксплуатируются в большой энергетике по выработке электричества. Однако корпусные кипящие реакторы пока еще в достаточной мере не исследованы в энергетике малых мощностей.

Изучение внутренне присущих свойств безопасности позволило достичь и поддерживать высокий уровень безопасности реактора ВК-50 простыми и эффективными техническими мерами. Внедрение и совершенствование технических решений, реализованных на реакторной установке ВК-50, позволят значительно снизить стоимость энергоблоков с корпусными кипящими реакторами, сделать их окупаемыми при длительном сроке эксплуатации.

Новые технические решения и параметры, закладываемые в проекты малых перспективных источников энергии, требуют проведения широкого комплекса дополнительных исследований в обоснование их надежности. Поэтому исследования характеристик реактора ВК-50, модернизация его внутрикорпусных устройств и систем безопасности являются актуальными направлениями исследований для развития малой атомной энергетики.

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 теплоносителя (1) в 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».

Важнейшим аспектом безопасности энергетического реактора малой мощности является его надежная эксплуатация на изолированную энергосистему. На реакторной установке ВК-50 был отработан режим работы со значительными изменениями нагрузок в течение каждых суток, включая резкие возмущения мощности и перевод работы установки на электропотребление собственных нужд.

Маневренные изменения нагрузки генератора могут осуществляться с помощью быстродействующей редукционной установки (БРУ), через которую пар реактора сбрасывается непосредственно в конденсатор. Это позволяет без применения сложных программам регулирования и поддержания параметров эксплуатировать реактор при значительном изменении электрической нагрузки. Организованная автором модернизация с установкой резервной БРУ позволяет надежно обеспечивать маневренность при отказе оборудования.

Размещение реакторов вблизи от потребителей продукции предполагает специфические (повышенные) требования с точки зрения безопасности и физической защиты. В связи с этим проведены исследования работы энергоблока ВК-50 при внешних воздействиях.

Реализация модуля по автоматическому поиску решения в программе DESAE-2

При низких темпах развития АЭ, структура мощностей представлена в основном тепловыми реакторами, работающими в открытом ТЦ. Основное внимание при рассмотрении таких сценариев уделяется объемам необходимого природного урана и накопленного ОЯТ

Расчет инвестиций

Сцинтилляционные детекторы на базе неорганических монокристаллов являются классическими детекторами, используемыми при регистрации гамма и рентгеновского излучения. Основная область применения этих кристаллов – гамма-спектрометрия низких энергий до 3 МэВ и прикладные радиометрические измерения.

Разработка системы для измерения удельной активности грунта на установке радиометрической сепарации.

Теоретические и экспериментальные исследования по быстрым реакторам (БР) были начаты практически одновременно с работами по созданию реакторов на тепловых нейтронах. Физический пуск первого реактора на быстрых нейтронах под названием "Климентина" (металлический плутоний, объем активной зоны 1,7л) был осуществлен в США уже в 1946г.
Электрические сети энергосистем России Атомная энергетика