Достижения в системах охлаждения с быстрым реактором для повышения безопасности

Введение

Быстрые реакторы представляют собой краеугольный камень передовых ядерных энергетических систем, поскольку они могут извлекать значительно больше энергии из природного урана, чем обычные тепловые реакторы, при одновременном снижении долгосрочной радиотоксичности высокоуровневых отходов. Центральным фактором безопасной и надежной работы этих реакторов является способность поддерживать ядро адекватно охлажденным при любых условиях, от нормальной работы с полной мощностью до предполагаемых сценариев аварий. Недавние разработки в конструкции системы охлаждения ядра ввели важные улучшения безопасности, которые приближают быстрые реакторы к коммерческому развертыванию. В этой статье рассматриваются последние инновации в пассивном охлаждении, технологии теплообменника и химии охлаждающей жидкости, которые меняют обоснование безопасности для быстрых реакторов.

Основы быстрого охлаждения ядра реактора

Быстрые реакторы работают с нейтронным спектром, который не модерируется, требуя охлаждающей жидкости, которая не замедляет нейтроны значительно. Жидкие металлы являются предпочтительным классом охлаждающей жидкости, потому что они сочетают низкую нейтронную умеренность с высокой теплопроводностью и высокими точками кипения. Три основных кандидата на охлаждающую жидкость - это эвтектика натрия, свинца и висмута свинца (LBE). Каждый представляет различные термофизические и химические свойства, которые влияют на конструкцию системы охлаждения ядра.

Натрий как охладитель

Натрий является наиболее широко используемым теплоносителя в экспериментальных и прототипных быстрых реакторов, в том числе BN-600 и реактора Phénix. Его высокая теплопроводность (приблизительно 70 Вт / м·К при рабочих температурах реактора) и низкая температура плавления (97,7 °C) позволяют эффективно передавать тепло при умеренной мощности насоса. Однако натрий реагирует экзотермически с водой и воздухом, требуя промежуточных петель теплопередачи и тщательного обнаружения утечки. Достижения в обработке натрия и инспекции в эксплуатации снизили риск реакций натрия-воды в современных конструкциях.

Охладители свинца и свинца-бисмута

Свинец и LBE являются привлекательными альтернативами из-за их химической инертности с водой и воздухом, устраняя риск бурных реакций. Их более высокие точки кипения (свинец: 1749 °C; LBE: 1670 °C) позволяют работать при атмосферном давлении, упрощая первичную систему и снижая вероятность аварий с потерей охлаждающего вещества. Основными проблемами являются коррозия конструкционных сталей жидким свинцом или LBE и их более высокая плотность, что увеличивает требования к насосам и сейсмические нагрузки. Недавние исследования в области кислород-контролируемых химий и коррозионно-стойких покрытий добились значительного прогресса в смягчении этих проблем.

Пассивные системы охлаждения: снижение зависимости от активных компонентов

Ключевым достижением в области безопасности быстрых реакторов является разработка пассивных систем удаления тепла при распаде, которые функционируют без активных насосов, клапанов или электрической энергии. Эти системы полагаются на естественную циркуляцию, приводимую в действие градиентами плотности и гравитационной головкой, обеспечивая неотъемлемые запас прочности.

Вспомогательная система охлаждения реакторного судна (RVACS)

В концепции RVACS тепло распада от реакторного сосуда передается излучением и естественной конвекцией на внешний сосуд для сдерживания, который затем отбрасывает тепло в окружающий воздух через стек. Система полностью пассивна: не требуется никаких насосов, никакого действия оператора и никакой внешней мощности. Конструкция PRISM (Инновационный малый модуль реактора питания) от GE Hitachi включает RVACS, который может удалять тепло распада в течение неопределенного периода без повреждения ядра. Эффективность RVACS была продемонстрирована в полномасштабных испытаниях в рамках программы Advanced Reactor Demonstration Program Министерства энергетики США.

Система прямого реактора вспомогательного охлаждения (DRACS)

DRACS соединяет бассейн реактора с внешней природной петлей циркуляции через специальный теплообменник, погруженный в бассейн с горячей теплоносителями. Этот подход может обеспечить более высокие скорости теплоотвода, чем RVACS, поскольку теплообменник расположен ближе к ядру. Исследовательский реактор MYRRHA (объект быстрого спектра с охлаждением свинца и висмута) использует DRACS в качестве части своей архитектуры безопасности. Анализ показывает, что DRACS может успешно удалять тепло распада даже при отключении первичного насоса и недоступности всех активных систем.

Естественная циркуляция в первичной петле

В дополнение к специализированным системам удаления распада-тепла современные конструкции быстрых реакторов используют естественную циркуляцию в самой первичной петле охлаждающей жидкости. Во время нормальной работы насосы заставляют охлаждающую жидкость проходить через ядро. Если насосы выходят из строя, разница плотности между горячей розеткой ядра и более холодным верхним пленумом создает естественный путь циркуляции. Это явление позволяет ядру поддерживать достаточное охлаждение в течение длительных периодов без мощности насоса. Реактор EBR-II лихо продемонстрировал эффективность естественной циркуляции в 1986 году во время серии испытаний на потерю потока: реактор выключен без вмешательства оператора и без повреждения ядра. Эти испытания остаются ориентиром для неотъемлемой безопасности быстрых реакторов типа бассейна.

Улучшенные теплообменники: улучшение тепловых характеристик

Даже при пассивной циркуляции эффективность теплообменников напрямую влияет на максимальное тепло распада, которое может быть удалено, и температурные поля в ядре.Последние инновации в конструкции теплообменника обеспечили заметные улучшения в компактности, площади поверхности и устойчивости к загрязнению.

Теплообменники печатных схем (PCHE)

PCHE изготавливаются химическими травлением каналов потока в металлические пластины, а затем диффузией-связыванием их вместе. Эта конструкция дает чрезвычайно высокие отношения поверхности к объему (до 700 мкг / мкг) и может выдерживать давление выше 500 бар. Для быстродействующих реакторов PCHE, изготовленные из коррозионно-стойких никелевых сплавов или оксид-дисперсионно-укрепленных (ODS) сталей, могут работать при высоких температурах, типичных для реакторов с свинцовым охлаждением (550 ^]o ]C и выше. Снижение площади также упрощает планировку реакторов и снижает стоимость. Исследователи из Калифорнийского университета в Беркли продемонстрировали концепцию PCHE с гелиевым охлаждением для быстрых реакторов с газовым охлаждением прямого цикла, которая достигает 90% тепловой эффективности.

Теплообменники Shell-and-Tube с улучшенными трубками

Обычные конструкции оболочки и трубки улучшаются с помощью трубок с внутренними спиральными плавниками, витых ленточных вставок или ямочных поверхностей, которые нарушают термический пограничный слой и увеличивают коэффициенты теплопередачи на 30-50%. В системах с натриевым охлаждением эти улучшения помогают компенсировать более низкий рост температуры через промежуточный теплообменник (IHX) и позволяют более компактную конструкцию. Конструкция реактора с натриевым охлаждением (ASR) от EDF и CEA включает IHX с спирально свернутыми трубками, который максимизирует площадь теплопередачи при аккомодации теплового расширения.

Термальное хранение энергии как охлаждающий буфер

Некоторые концепции быстрых реакторов интегрируют систему хранения тепловой энергии (TES), которая поглощает избыточное тепло во время переходов или когда турбина отключена. Среда хранения может быть расплавленной солью, жидким металлом или твердой керамикой. Во время нормальной работы отвод небольшой доли первичного тепла на TES может предварительно нагревать вторичный контур и уменьшать тепловые удары на турбине. В чрезвычайной ситуации TES может действовать как теплоотвод, покупая время для пассивных систем удаления тепла распада (ESFR) для достижения полной мощности. Европейская конструкция реактора натрия (ESFR) включает в себя модуль TES на основе натрия, который обеспечивает дополнительный запас безопасности.

Продвинутые охлаждающие материалы и покрытия

Коррозия и массовый перенос структурных сплавов в охлаждающую жидкость остаются наиболее значимыми долгосрочными механизмами деградации в быстрых реакторах. Достижения в области контроля химии охлаждающей жидкости и выбора материала необходимы для поддержания производительности охлаждения ядра в течение 60-летнего срока проектирования.

Кислород-контролируемый свинец и LBE охлаждающие вещества

Поддерживая контролируемую концентрацию кислорода в расплавленном свинце или LBE (обычно между 10 ^]-6 и 10 ^-5 масс.%), тонкий и прилипший слой оксида образуется на стальных поверхностях. Этот слой действует как диффузионный барьер, который снижает скорость коррозии на порядки величины. Недавние исследования в Технологическом институте Карлсруэ (KIT) и в Институте трансурановых элементов подтвердили системы мониторинга и инъекций кислорода, которые могут поддерживать кислородную активность в желаемом окне в течение многих лет эксплуатации. Эта технология имеет важное значение для разработки быстродействующих реакторов с свинцовым охлаждением, таких как BREST-300 в России и проект ALFRED в Европе.

Высокотемпературные сплавы и стали ОРВ

Оксид-дисперсия-укрепленные стали, изготовленные путем механического легирования наночастиц итрии в ферритную или мартенситную матрицу, демонстрируют превосходную устойчивость к ползучести и прочность при температурах до 700 ^o C. В натрие с низким содержанием кислорода стали ODS демонстрируют незначительные коррозии и отличную стабильность размеров при быстром облучении нейтронами. Оболочка из стали ODS, разработанная для японского быстродействующего реактора с натриевым охлаждением (JSFR), прошла испытания на облучение до более чем 150 дПа (смещения на атом), уровень, который приведет к неприемлемому разбуханию обычных аустенитных нержавеющих сталей.

Самоисцеляющая химия охлаждающих веществ

Новое исследование исследует концепцию охлаждающей жидкости, в которой следовые добавки могут восстанавливать оксидные слои в режиме реального времени. Например, небольшие добавления кремния или алюминия в LBE могут образовывать стабильные слои SiO₂ или Al₂O₃ на стальных поверхностях, которые являются более прочными, чем оксиды на основе железа. Проект SILVER (Silicon in Liquid Metals for Enhanced Resistance), финансируемый ЕС, продемонстрировал, что добавление 0,1 мас.% кремния к свинцу снижает скорость коррозии стали T91 в 20 раз при 550 ^oC. Такие механизмы самозаживления могут значительно упростить контроль химии охлаждающей жидкости и увеличить запас прочности.

Интеграция достижений: преимущества безопасности и нормативное принятие

Когда пассивное охлаждение, улучшенные теплообменники и передовые материалы охлаждающей жидкости объединяются, результатом является базовая система охлаждения, которая явно более устойчива к отказам и экстремальным нагрузкам.

Уменьшение частоты повреждения ядра

Вероятностные оценки безопасности (PSA) для передовых конструкций быстрых реакторов, таких как GE-Hitachi PRISM и Westinghouse LFR, проектируют частоту повреждения ядра (CDF) ниже 10 ^]-7 на реакторный год, на порядок ниже, чем у нынешних легководных реакторов. Большинство значимых последовательности риска включают отказ активных систем удаления тепла распада, которые пассивные системы делают нерелевантными. PSA для реактора с натриевым охлаждением BN-800, который включает гибридную активную / пассивную систему охлаждения, дал CDF в пять раз ниже, чем цель проектирования.

Упрощенное дело о безопасности

Регулирующие органы, такие как Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) и Французская автономная комиссия по ядерной безопасности (ASN), разрабатывают системы лицензирования для передовых реакторов, которые уделяют больше внимания детерминированной производительности, а не сложной активной избыточности системы. Использование пассивных систем охлаждения упрощает дело безопасности, потому что меньше компонентов выходит из строя и меньше инициаторов, которые могут бросить вызов основной функции охлаждения. В Заявлении о расширенной политике реакторов NRC явно признают функции пассивной безопасности в качестве фактора, который может уменьшить объем обзора лицензирования.

Расширенное время копирования

Одной из наиболее привлекательных особенностей пассивного охлаждения является длительное время ожидания, предоставляемое без действий оператора. В конструкции RVACS для модуля с натриевым охлаждением мощностью 150 МВт анализы показывают, что реактор может поддерживать температуру ядра ниже 650 ^o C в течение более восьми дней после полного отключения станции, не предполагая никакого ремонта или внешней поддержки. Это длительное время преодоления радикально изменяет зоны планирования чрезвычайных ситуаций и уменьшает потребность в поддержке за пределами площадки. Аналогичные поля демонстрируются для конструкций с охлаждением свинца: база знаний о быстром реакторе МАГАТЭ содержит многочисленные контрольные расчеты, подтверждающие надежность пассивного удаления тепла распада.

Модуль реактора PRISM, разработанный GE Hitachi, представляет собой быстрый реактор типа бассейна с натриевым охлаждением мощностью 311 МВт, который полагается исключительно на пассивное удаление тепла с распадом. RVACS обеспечивает конечную теплоотвод через стенку реакторного сосуда, в то время как промежуточная петля Na-to-Na передает тепло парогенераторам. Все вспомогательные системы расположены над бассейном реактора, чтобы воспользоваться гравитационной головкой для естественной циркуляции. Конструкция прошла предварительный обзор с NRC США и является одной из эталонных конструкций в программе демонстрации усовершенствованных реакторов .