2.12.3.4 Реакторные установки “брест” со свинцовым теплоносителем [20, …, 23]

РУ БРЕСТ-300 разрабатывалась как демонстрационный быстрый реактор со свинцовым теплоносителем c внутренне присущей безопасностью, замкнутым уран-плутониевым циклом, с активной зоной умеренной энергонапряженности, обеспечивающей выгорание топлива до ~ 10% за кампанию ~ 5 лет и получение закритических параметров пара. Было найдено, что при этих условиях, с учетом специфических особенностей свинцового теплоносителя (высокая температура плавления, низкие теплопроводность и массовая теплоемкость, ограниченная скорость циркуляции), минимальная мощность реактора, при которой достигается полное воспроизводство плутония (КВА1), составляет приблизительно 300 МВт(эл).

Рассматривалась работа реактора в замкнутом топливном цикле с трансмутацией и дожиганием в активной зоне нарабатываемых собственных актиноидов.

В БРЕСТ-300 кампания, ограниченная, главным образом, коррозионной и радиационной стойкостью оболочек твэлов, принята равной 1500 эфф.суток (5 календарных лет), интервал между очередными перегрузками (микрокампания) - 300 эфф.суток.

Температура теплоносителя на входе в активную зону 690 К и его подогрев Т  120 К выбраны такими, чтобы обеспечить необходимый запас до температуры замерзания свинца (600 К), допустимые для сталей ферритного класса температуры оболочек твэлов (Т_max<920 К), приемлемые температурные условия работы корпуса реактора и насосов. Такие температуры свинца обеспечивают закритические параметры пара во втором контуре и высокую термодинамическую эффективность паросилового цикла (КПД 43 %). Малые замедление и поглощение нейтронов в свинце позволяют без заметного ухудшения нейтронного баланса увеличить проходные сечения теплоносителя (V_Рb/V_топл.>2), снизить его скорость до < 2 м/с, потери давления в активной зоне и 1 контуре (Р  0,1 и 0,2 МПа, соответственно), иметь приемлемую мощность насосов на прокачку свинца, обеспечить высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя в 1 контуре ( 0,1Gном).

Активная зона собрана из бесчехловых ТВС квадратной формы, что исключает потерю охлаждения при локальном перекрытии проходного сечения теплоносителя на входе в ТВС. Композиция активной зоны и ее геометрия обеспечивают полное внутреннее воспроизводство плутония (КВА1) и небольшое изменение реактивности при выгорании топлива за микрокампанию 1 год.

Выравнивание подогревов свинца и температур оболочек твэлов в разных ТВС осуществлено за счет радиального профилирования топливной загрузки путем использования твэлов разного диаметра, увеличивающегося по мере удаления ТВС от центра активной зоны к периферии.

Активная зона выполнена без урановых зон воспроизводства и со всех сторон окружена свинцовым отражателем, что снижает плотностной коэффициент реактивности и делает пустотный эффект глубоко отрицательным. Высокие альбедные характеристики свинцового отражателя также способствуют выравниванию радиального распределения мощности особенно в периферийной части активной зоны. Максимальная энергонапряженность в активной зоне 225 МВт/м³ , а максимальная линейная мощность - 43 кВт/м.

Отсутствие зон воспроизводства и малый запас реактивности позволяют вынести органы регулирования и защиты за пределы активной зоны в боковой свинцовый отражатель и воздействовать на реактивность путем изменения утечки нейтронов. Такое техническое решение упрощает перегрузку топлива, осуществляемую без расстыковки исполнительных органов от приводов СУЗ.

Реактор имеет полуинтегральную конструкцию первого контура (рис.2.12.34). Активная зона и все основное оборудование свинцового контура размещено в металлическом корпусе из аустенитной стали. Сверху корпус имеет съемную плиту с двумя поворотными пробками и механизмами перегрузки. С учетом залитого в контур свинца (около 600 м³) и массы внутриреакторного оборудования полная масса реактора равна приблизительно 8000 т.

Верхняя широкая часть корпуса реактора вместе с разделительной обечайкой образуют кольцевую камеру, в которой размещены 8 парогенераторов и 4 ГЦН.

Рис. 2.12.34 Общий вид реактора БРЕСТ-300

1-насос, 2-корпус, 3-термозащита, 4-СУЗ, 5-активная зона, 6-опорные стояки, 7-разделительная обечайка, 8-хранилище ТВС, 9-парогенератор, 10-бетонная шахта, 11-поворотные пробки

На поворотных пробках верхней защиты установлены два механизма перегрузки, один из которых (на внутренней малой пробке) предназначен для внутриреакторной перегрузки, а другой (на внешней большой пробке)—для загрузки и выгрузки ТВС из реактора через внутриреакторное хранилище. При перегрузке не требуется отмывка выгружаемых ТВС.

В реакторе используется нетрадиционная схема циркуляции теплоносителя. Из камеры всаса «холодный» свинец насосами подается на свободный уровень кольцевой напорной камеры. Далее свинец опускается до опорной плиты, проходит снизу вверх через активную зону, нагреваясь до температуры 810 К, поступает в камеру горячего теплоносителя, поднимается вверх и через патрубки раздаточного коллектора входит в ПГ. Опускаясь по межтрубному пространству, горячий свинец отдает свое тепло теплоносителю второго (паро-водяного) контура, проходящему по трубам ПГ. Охлажденный до 690 К свинец поднимается вверх по кольцевому зазору и выливается в камеру всаса насосов, откуда снова подается в напорную камеру.

При остановленных насосах естественная циркуляция свинца осуществляется через байпасные линии с обратными клапанами пассивного действия, соединяющие камеру всаса насосов с напорной камерой.

Для исключения переопрессовки корпуса реактора давлением пара и выноса активности в аварии с разрывом труб ПГ предусмотрена система локализации аварии. Эта система включает в себя газовый объем (~300 м³) в верхней части корпуса реактора, соединенный четырьмя сбросными трубами диаметром 1200 мм с объемом бассейна-барботера. Трубы перекрыты разрывными мембранами, рассчитанными на небольшое избыточное давление ~0,05 МПа.

Высокая рабочая температура свинцового контура естественным образом приводит к использованию паросилового цикла с закритическими параметрами. Рассматривается использование стандартного оборудования паротурбинных блоков сверхкритического давления с высокой термодинамической эффективностью.

Отвод остаточного тепла в штатном и аварийном режимах работы реактора осуществляется двумя пассивными системами воздушного охлаждения:

• первая - через ПГ теплоносителем второго контура в воздушные теплообменники и далее через вентиляционную трубу в атмосферу, максимальная отводимая мощность 14 МВт;

• вторая - излучением нагретых поверхностей корпусов реактора и ПГ к трубам воздушных теплообменников и далее через вентиляционную трубу в атмосферу, максимальная отводимая мощность при температуре стенки корпуса 770 К равна  3,5 МВт.

Благодаря трубной конструкции система воздушного охлаждения сохраняет работоспособность при разгерметизации корпуса и заполнении зазора свинцом. Радиоактивность выбрасываемого при этом в атмосферу воздуха менее 0,1 Ки/сут.

Крупномасштабная ядерная энергетика следующего столетия потребует реакторов разных мощностей, но магистральным ее путем, вероятно, останется централизованное производство электричества на крупных АЭС. Поэтому, наряду с проектом демонстрационного реактора БРЕСТ-300, был на тех же принципах разработан концептуальный проект реактора БРЕСТ-1200 электрической мощностью 1200 МВт (рис. 2.12.35 и табл. 2.12.8).

Таблица 2.12.8