Концепция маломощного энергетического реактора на быстрых нейтронах
Low-power modular lead-cooled nuclear reactor
Reflections on power reactors
Патент
В этой статье представлена концепция ядерного энергетического реактора малой мощности, построенная на использовании пассивного принципа естественной циркуляции свинцового теплоносителя в контуре охлаждения активной зоны. Такая система охлаждения развивает концепцию энергонезависимых реакторных установок, исключающую наличие циркуляционных насосов и арматуры в первом контуре [1]. Приведена упрощенная технологическая схема и численная оценка теплогидравлических параметров работы системы охлаждения реактора в нормальном режиме для обоснования возможности использования такой системы в энергетическом реакторе малой мощности с повышенными параметрами безопасности. Принципиальной особенностью представляемой пассивной системы теплоотвода является отсутствие в первом контуре охлаждения активных элементов, таких как циркуляционные насосы и запорно-регулирующая арматура. Отсутствие элементов с механическими движущимися частями позволяет существенно уменьшить вероятность отказов оборудования и повысить надежность функционирования системы охлаждения при снижении ее стоимости. Простота предлагаемой системы теплоотвода позволяет использовать ее для создания типовых модульных реакторных установок малой мощности на быстрых нейтронах, а отсутствие насосов и другого сложного оборудования, а так же невозможность возникновения кризиса теплоотдачи, развития пароциркониевой реакции, пожаро- и взрывобезопасность
This article presents the concept of a low-power nuclear power reactor, built on the use of the passive principle of natural circulation of lead coolant in the core cooling circuit. Such a cooling system develops the concept of energy-independent reactor installations, excluding the presence of circulation pumps and fittings in the primary circuit [1]. A simplified flow diagram and a numerical assessment of the thermal-hydraulic parameters of the operation of the reactor cooling system in the normal mode are presented to justify the possibility of using such a system in a low-power power reactor with increased safety parameters. The fundamental feature of the presented passive heat removal system is the absence of active elements in the primary cooling circuit, such as circulation pumps and shut-off and control valves. The absence of elements with mechanical moving parts can significantly reduce the likelihood of equipment failures and increase the reliability of the cooling system while reducing its cost. The simplicity of the proposed heat removal system makes it possible to use it to create typical modular low-power fast neutron reactor plants, and the absence of pumps and other complex equipment, as well as the impossibility of a heat transfer crisis, the development of a steam-zirconium reaction, fire and explosion safety
Введение
Одним из основных направлений современного развития ядерной энергетики стала ориентированность на создание малых модульных реакторов. Считается, что малые модульные реакторы, устанавливаемые на одноблочных или многоблочных станциях, открывают возможности сочетания ядерных с альтернативными источниками энергии, включая возобновляемые источники. Однако обычное применение воды в качестве теплоносителя для таких реакторов несет существенные риски кризиса теплоотдачи в активной зоне и возможность развития экзотермической пароциркониевой реакции, что привело к катастрофическим последствиям на АЭС Фукусима [2]. Применение газа, органических теплоносителей или солей в качестве теплоносителя вызывает не меньше проблем и рисков, чем применение воды. Использование в качестве жидкометаллического теплоносителя – натрия требует особой осторожности вследствие его пожаро- и взрывобезопасности, а использование свинцово-висмутого теплоносителя приводит к образованию большого количества очень опасного полония-210, который при разгерметизации контура реактора может привести к тяжелым радиационным последствиям на близлежащих территориях. Таким образом, методом исключения, наиболее приемлемым кандидатом на роль предпочтительного теплоносителя для малых модульных реакторов может стать свинцовый теплоноситель, несмотря на также имеющиеся у него недостатки.
В данной статье представлена концепция ядерного энергетического реактора малой мощности, построенного на использовании пассивного принципа естественной циркуляции свинцового теплоносителя в контуре охлаждения активной зоны. Такая система охлаждения развивает концепцию энергонезависимых реакторных установок, исключающих наличие циркуляционных насосов и арматуры в первом контуре [1]. Представлены упрощенная технологическая схема и численная оценка теплогидравлических параметров работы системы охлаждения реактора в штатном режиме для обоснования возможности использования такой системы в реакторе малой мощности с повышенными параметрами безопасности. Принципиальной особенностью представленной системы пассивного отвода тепла является отсутствие в первом контуре охлаждения активных элементов, таких как циркуляционные насосы и запорно-регулирующая арматура. Отсутствие элементов с механическими движущимися частями позволяет значительно снизить вероятность отказов оборудования и повысить надежность системы охлаждения при одновременном снижении ее стоимости. Простота предлагаемой системы отвода тепла позволяет использовать ее для создания типовых модульных реакторных установок малой мощности на быстрых нейтронах, а отсутствие насосов и другого сложного оборудования, позволяет обеспечить пожаровзрывобезопасность, а также невозможность кризиса теплоотдачи и развития пароциркониевой реакции.
Introduction
One of the main directions of modern development of nuclear energy is the creation of small modular reactors. Small modular reactors installed in single or multi-unit power plants make it possible to combine nuclear and alternative energy sources, including renewable sources.
However, the problem of optimal choice of the type of coolant for such reactors remains unresolved. Despite the seemingly obvious choice, the use of water as a coolant carries significant risks of a heat transfer crisis in the core in emergency situations, and the possibility of an exothermic zirconium vapor reaction has led to catastrophic consequences at the Fukushima-Daiichi NPP [1]. The use of gas, organic heat transfer fluids or salts causes no less problems and risks. Liquid metal coolant — liquid sodium requires special care in handling it due to its fire and explosion hazard, and the use of a lead-bismuth coolant leads to the formation of a large amount of hazardous radioactive polonium-210, which, in case of accidents with depressurization, can escape into the environment and lead to serious radiation consequences in the adjacent territories. Therefore, perhaps the most acceptable coolant option for small-sized modular reactors may be ordinary lead.
This article presents the concept of a low-power nuclear power reactor, built on the use of the passive principle of natural circulation of lead coolant in the core cooling circuit. Such a cooling system develops the concept of energy-independent reactor installations, excluding the presence of circulation pumps and fittings in the primary circuit [1]. A simplified flow diagram and a numerical assessment of the thermal-hydraulic parameters of the operation of the reactor cooling system in the normal mode are presented to justify the possibility of using such a system in a low-power power reactor with increased safety parameters. The fundamental feature of the presented passive heat removal system is the absence of active elements in the primary cooling circuit, such as circulation pumps and shut-off and control valves. The absence of elements with mechanical moving parts can significantly reduce the likelihood of equipment failures and increase the reliability of the cooling system while reducing its cost. The simplicity of the proposed heat removal system makes it possible to use it to create typical modular low-power fast neutron reactor plants, and the absence of pumps and other complex equipment, as well as the impossibility of a heat transfer crisis, the development of a steam-zirconium reaction, fire and explosion safety
Small Modular Fast Reactor Concept
To ensure increased safety and economic efficiency of low-power nuclear power reactors, special requirements that are atypical for conventional nuclear power plants should be met:
- extreme simplicity of the design of the reactor plant;
- passive heat removal from the reactor according to the principle of natural circulation in all modes, including emergency;
- absence in the primary cooling circuit of mechanical moving elements subject to an increased risk of breakdowns at high temperatures (pumps, check valves, shut-off and control valves);
- maximum possible temperature of the heating medium in the primary circuit (taking into account the properties of structural materials) to ensure high efficiency of the reactor plant;
- minimized cost of erection and dismantling of construction
- structures taking into account adverse external influences (aircraft crashes, hurricanes, earthquakes, explosions during man-made accidents at nearby facilities);
- no fire and explosion hazard of the coolant (exclusion the use, for example, of such heat carriers as sodium) and organic heat carriers such as ditolylmethane;
- providing simple and reliable physical protection of the object, minimal risk of a terrorist threat;
- the possibility of ensuring the safe operation of the reactor plant with a minimum number of operating and maintenance personnel;
- internal self-protection of the reactor plant, limiting the ability to negatively affect the work with erroneous or malicious actions of personnel;
- the requirements for the qualifications of personnel should be lower than large nuclear power plants with their complex and branched systems;
- lack of power supply to the reactor plant should not lead to dangerous emergencies, resulting in depressurization of fuel elements.
- emergency shutdown of power supply at the reactor facility should not lead to deterioration of heat removal from the reactor core and dangerous emergencies leading to depressurization of fuel elements.
It is possible that these requirements are met by the concept of a reactor plant with a lead coolant, in which, in the absence of a circulation pump, it is possible to achieve an increase in the intensity of circulation through the reactor due to the difference in the hydrostatic head in the ascending and descending directions of the sections of the pipelines of the circulation loop. For this, the difference in height between the reactor core and the lead-cooled steam generator must be maximum, which can be achieved if the reactor vessel is located deep underground and the steam generator is located at ground level. At the same time, this arrangement of the reactor provides protection from external influences and dramatically reduces the cost of dismantling the reactor plant after decommissioning. As an example, we can consider a simplified scheme of such a reactor with the parameters of heating the lead coolant, similar to the parameters of the primary circuit of the BREST-OD-300 reactor [2]. Refueling of fuel assemblies in the reactor occurs at a reduced level of lead coolant, which makes it possible to replace fuel assemblies with a loose reactor head. The coolant level in the primary circuit decreases and increases with the help of a heated monjus (Fig. 1).
Fig. 1. Simplified diagram of a low-power power reactor at fast neutrons with lead coolant
As confirmation of the possibility of implementing the proposed reactor plant in table. 1 show the main design parameters of the liquid-metal core cooling loop with natural circulation of lead melt.
Table 1 – Basic parameters of a low-power pressure vessel on fast neutrons with lead coolant
Концепция ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах малой мощности
Для обеспечения повышенной безопасности и экономической эффективности атомных энергетических реакторов малой мощности следует посмотреть на дизайн таких установок свежим взглядом и стремиться к выполнению особых требований, нетипичных для обычных АЭС. К этим требованиям, например, относятся:
- предельная простота конструкции реакторной установки;
- пассивный отвод тепла от реактора по принципу естественной циркуляции во всех режимах, включая аварийные;
- отсутствие в первом контуре охлаждения механических движущихся элементов, подверженных повышенному риску поломок при высоких температурах (насосы, обратные клапана, запорно-регулирующая арматура) ;
- температура теплоносителя в первом контуре должна быть максимально возможной (с учетом свойств конструкционных материалов) для обеспечения высокого КПД реакторной установки;
- стоимость возведения и, что особенно важно, демонтажа строительных конструкций должна быть минимизирована с учетом неблагоприятных внешних воздействий (падение самолета, ураганы, землетрясения, взрывы при техногенных авариях на близлежащих объектах и т.д.);
- теплоноситель не должен быть пожаро– и взрывопасен ( исключается, например, такие теплоносители, как натрий и органические теплоносители типа дитолилметана);
- обеспечение простой и надежной физзащиты объекта, минимальный риск террористической угрозы для объекта;
- возможность обеспечения безопасной работы реакторной установки с минимальным количеством оперативного и ремонтного персонала;
- свойства внутренней самозащищенности реакторной установки, ограничивающей возможности негативно воздействовать на работу при ошибочных или злонамеренных действиях персонала;
- требования к квалификации персонала должны быть ниже, чем на крупных АЭС с их сложными и разветвленными системами;
- отсутствие электроснабжения реакторной установки не приводит к опасным аварийным ситуациям, повлекшим разгерметизацию твэлов.
Возможно, этим требованиям вполне удовлетворяет реакторная установка со свинцовым теплоносителем, в которой при отсутствии циркуляционного насоса увеличение интенсивности циркуляции через реактор может быть достигнуто за счет разности гидростатического напора на подъемном и опускном участках трубопроводов. Для этого разность высот между активной зоной реактора и парогенератором со свинцовым теплоносителем целесообразно делать максимальной. Поэтому логично располагать корпус реактора глубоко поз землей, а парогенератор – на уровне земли.
Расположение реактора достаточно глубоко под землей обеспечивает защиту от внешних воздействий и резко снижает стоимость демонтажа реакторной установки после вывода из эксплуатации. В качестве примера можно привести упрощенную схему такого реактора, с параметрами нагрева свинцового теплоносителя, аналогичного параметрам в первом контуре для реактора БРЕСТ-ОД-300 [3].
Перегрузка реактора производится при сниженном уровне свинцового теплоносителя, что позволяет производить замену ТВС при разуплотненной крышке реактора. Снижение и заполнение уровня производится с использованием обогреваемого монжуса (Рисунок 1).
Рисунок 1 – Упрощенная схема энергетического реактора малой мощности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
В качестве подтверждения возможности реализации предлагаемой простой реакторной установки в Таблице 1 приводятся основные расчетные параметры жидкометаллического контура охлаждения активной зоны с естественной циркуляцией расплава свинца.
Таблица 1. Основные параметры корпусного энергетического реактора малой мощности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
Аварийные ситуации с контуром охлаждения
При аварии с разрывом во втором контуре парогенератор опорожняется, после чего реактор охлаждается за счет естественной циркуляции воздуха, омывающего верхнюю часть корпуса реактора, а затем нагретый воздух проходит в канал, в котором находится вертикальный трубопровод первого контура, и, пройдя через фильтры, отводится в атмосферу. Постепенно, с уменьшением уровня остаточного энерговыделения, сопротивление в этом контуре увеличивают, прикрывая заслонку, расход естественной циркуляции воздуха уменьшается, чтобы поддерживать температуру расплава в оптимальном диапазоне. При этом циркуляция свинцового теплоносителя в первом контуре не нарушается, но скорость циркуляции значительно снижается.
Для выгрузки тепловыделяющих сборок свинцовый теплоноситель сливается в обогреваемый монжус, что обеспечивает возможность разуплотнения крышки корпуса реактора и замену ТВС.
В рассматриваемых ситуациях с разрывом трубопровода первого контура и штатным понижением уровня в первом контуре для проведения перегрузки охлаждение осуществляется за счет передачи тепла циркулирующему воздуху, охлаждающему верхнюю часть корпуса реактора. Нагретый воздух затем направляется в вертикальный канал, в котором расположены вертикальные трубопроводы, где создает необходимую естественную циркуляционную тягу, а сам канал при этом действует как вытяжная труба, в которой расход воздуха можно регулировать, увеличивая или уменьшая гидравлическое сопротивление этому потоку для поддержания температуры свинцового теплоносителя в корпусе реактора на уровне 400 … 450°C. При этом в самом корпусе сохраняется укороченный контур естественной циркуляции через активную зону, поскольку нагреватель расположен в нижней части корпуса реактора, а охладитель — в верхней.
После перегрузки топлива и уплотнения крышки реактора производят прогрев всех трубопроводов первого контура до температуры не ниже 350°С и заполняют свинцовым теплоносителем весь контур естественной циркуляции, выдавливая расплав сжатым газом из монжуса. Реактор готов к работе и при подъеме мощности запускается парогенератор. Так как мощность реактора относительно небольшая, продолжительность кампании между перегрузками составляет несколько лет.
Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы, проведенные при проектировании реактора БРЕСТ-OД-300, который создается в рамках проекта «Прорыв», позволяют минимизировать затраты на проектирование этого реактора малой мощности.
Emergencies with the cooling circuit
In the event of an accident with a rupture in the second circuit, the water level in the steam generator drops sharply, after which the reactor is cooled due to the natural circulation of air near the upper part of the reactor vessel. Then the heated air passes into the channel, in which the vertical pipelines of the primary circuit are located, and, having passed through the filters, enters the atmosphere. Gradually, with a decrease in the level of residual energy release, the resistance to air circulation in this circuit increases, closing the damper, the flow rate of natural air circulation decreases in order to maintain the temperature of the melt in the optimal range. In this case, the circulation of the lead coolant in the primary circuit does not stop, but its speed is much lower than in normal operation.
To unload the fuel assemblies, the lead coolant is poured into a heated monjus, which makes it possible to unseal the reactor vessel lid and replace the fuel assemblies.
In situations with a rupture of the primary circuit pipeline or with a routine decrease in the coolant level in the primary circuit for refueling fuel assemblies, cooling is carried out by transferring heat to the circulating air in the upper part of the reactor vessel. The heated air then passes into the vertical channel, where the vertical pipelines are located, and creates the necessary natural circulating thrust, while the vertical channel with the pipelines acts as a chimney, in which the air flow can be adjusted by increasing or decreasing the hydraulic resistance to the flow to maintain the temperature of the lead coolant in the reactor vessel at a level of 400–450 ° C. In this case, a shortened contour of natural circulation through the core is preserved in the vessel itself, since the heater is located in the lower part of the reactor vessel, and the cooler is located in the upper part.
After routine refueling of fuel assemblies in the core and sealing of the reactor lid, all circulation pipelines of the primary circuit are heated to a temperature of at least 350 ° C and the entire natural circulation circuit is filled with a lead coolant. The circuit is filled by squeezing the lead melt out of the heated monjus with compressed gas. The reactor is ready for operation, and when the power rises, the steam generator is started. Since the power of the reactor is relatively small, the duration of the campaign between refueling is several years.
Обсуждение результатов
Представленная концепция размещаемого глубоко под уровнем земли ядерного энергетического реактора малой мощности с естественной циркуляцией свинцового теплоносителя, обладает рядом преимуществ, по сравнению с аналогичными (по мощности) легководными реакторами:
- простота конструкции реакторной установки, позволяющая изготавливать её серийно при относительно небольших затратах;
- существенное повышение безопасности, обусловленной целым рядом факторов: естественная защита от внешних воздействий, резкое уменьшение количества возможных аварийных ситуаций, связанных поломками оборудования, обесточиванием установки и ошибочными действиями персонала;
- возможное уменьшение капитальных затрат при строительстве АЭС малой мощности и безусловное резкое сокращение затрат на вывод реакторной установки из эксплуатации;
- отсутствие жидких радиоактивных отходов;
- cнижение предъявляемых требований к квалификации персонала, что важно в случае широкого использования установок подобного типа;
- удобство при обеспечении физической защиты реакторной установки.
Conclusion
The presented concept of a low-power nuclear power reactor with natural circulation of a lead coolant located deep below ground level has a number of advantages over similar (in terms of power) light water reactors:
- simplicity of the design of the reactor plant, which allows it to be mass-produced at relatively low cost;
- a significant increase in safety due to a number of factors: natural protection from external influences, a sharp decrease in the number of possible emergencies associated with equipment breakdowns, power outage of the installation and erroneous actions of personnel;
- Possible reduction of capital costs during the construction of low-power nuclear power plants and the decommissioning of the reactor plant;
- absence of liquid radioactive waste;
- reducing the requirements for the qualifications of personnel, which is important in the case of widespread use of installations of this type;
- convenience in providing physical protection of the reactor facility;
- efficiently burn minor actinides obtained from the spent nuclear fuel of large power pressurized water reactors.
Список источников
- Vitaly Uzikov, Irina Uzikova, “Universal system of passive heat removal from the core of a research reactor”, Nuclear Technology and Radiation Protection., Vol. XXXV, No. 2, June 2019 http://www.doiserbia.nb.rs/Article.aspx?id=1451-39941900008U#.YLMypbdLiHs
- Precautions at Fukushima That Would Have Suppressed the Accident Severity : [англ.] / Kenji Iino, Ritsuo Yoshioka, Masao Fuchigami, Masayuki Nakao // Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science. — 2018. — Vol. 4, № 3. — P. 8. — doi:10.1115/1.4039343.Page 1
- Жуков А.В., Кузина Ю.А., Белозеров В.И., / Реакторы с тяжелым теплоносителем и некоторые теплогидравлические данные для них // Теплофизика и теплогидравлика / Известия вузов / Ядерная энергетика, №3, 2011
uzikof@gmail.com
uzikov62@mail.ru
Address
Bratskaya st., 27 apt. 61 Dimitrovgrad, Ulyanovsk region, Russia, 433515
Call Us
+7 917 622 40 47