Техпроект РУ БРЕСТ-ОД-300: этапы разработки и обоснование

Ю.Г.Драгунов, В.В.Лемехов, А.В.Моисеев и другие, ОПУБЛИКОВАНО 17.10.2016

НИКИЭТ провёл 27-30 сентября 2016 года IV международную научно-техническую конференцию "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики" (МНТК НИКИЭТ-2016).

С любезного разрешения оргкомитета конференции мы публикуем доклад "Технический проект РУ БРЕСТ-ОД-300: этапы разработки и обоснование".

Авторы доклада - Ю.Г.Драгунов, В.В.Лемехов, А.В.Моисеев, В.С.Смирнов, О.А.Ярмоленко, В.П.Васюхно, Ю.С.Черепнин (все - АО "НИКИЭТ", Москва, Россия).

Доклад публикуется по: "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики: сб. докладов IV Международной научно-технической конференции (27-30 сентября 2016 г., Москва)". - М.: Изд-во АО "НИКИЭТ", 2016. - T. 1 - сс.21-30.

Инновационный быстрый реактор естественной безопасности БРЕСТ-ОД-300 разрабатывается как опытно-демонстрационный прототип базовых коммерческих РУ будущей ядерной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом [1].

Свойства свинцового теплоносителя позволяют:

      - в сочетании с (U-Pu)N-топливом иметь полное воспроизводство делящегося материала в активной зоне, что обеспечивает постоянный малый запас реактивности, не допускающий катастрофических последствий неконтролируемого роста мощности при реализации полного запаса реактивности вследствие отказов оборудования и ошибок персонала [1-2];

      - исключить возможность реализации пустотного эффекта реактивности по причине высокой температуры кипения и плотности свинца;

      - исключить потерю теплоносителя из контура при повреждении корпуса вследствие высокой температуры плавления/затвердевания и применения интегральной компоновки;

      - обеспечить большую теплоёмкость контура теплоносителя, что снижает вероятность повреждения твэл;

      - использовать высокую плотность свинца и его альбедные свойства для выравнивания распределения мощности ТВС и, соответственно, температур твэлов, а также в системах безопасности;

      - придать большую инерционность переходным процессам в контуре, что позволяет снизить требования к быстродействию систем безопасности [2].

Одной из задач создания РУ БРЕСТ-ОД-300 является практическое подтверждение основных технических решений, применяемых в реакторной установке со свинцовым теплоносителем, работающей в ЗЯТЦ, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются [2].

По этой причине обоснованию работоспособности активной зоны и её элементов отводится особое внимание.

Для обеспечения полного воспроизводства топлива в активной зоне, а также постоянного малого запаса реактивности, не допускающего разгона на мгновенных нейтронах при работе реактора, применяется смешанный уран-плутониевый нитрид. В качестве оболочек твэлов применена малораспухающая ферритно-мартенситная сталь.

Для подтверждения работоспособности топлива проводятся радиационные испытания твэлов в энергетическом реакторе БН-600 и исследовательском реакторе БОР-60.

В настоящее время в РУ БН-600 облучаются восемь ТВС с твэлами с нитридным топливом, твэлы одной ранее извлечённой ТВС проходят послереакторные исследования.

В исследовательском реакторе БОР-60 облучаются семь ТВС с твэлами с нитридным топливом.

При разработке изделий активной зоны новизна сочеталась с референтными решениями.

Конструкция ТВС - шестигранная бесчехловая. Такое решение исключает плавление топлива при перекрытии проходного сечения ТВС, перекрытие проходного сечения на входе даже группы из семи ТВС не приводит к превышению пределов безопасной эксплуатации по температуре оболочек твэл.

Положительным аспектом также является уменьшение металлоёмкости бесчехловой ТВС на 30% по сравнению с чехловым вариантом. В технологическом плане выбранный конструктив позволяет использовать опыт изготовления ТВС реакторов ВВЭР.

Для обоснования работоспособности конструкции ТВС изготовлены полномасштабные макеты (Рис.1), на которых проведены механические, гидравлические и вибрационные испытания в воздушной и водной средах.

Механические испытания включали в себя поперечный изгиб, кручение, продольное растяжение-сжатие. Вибрационные испытания проводились на проточной и непроточной воде, также проводились вибропрочностные испытания на воздухе.

Рис.1. Полномасштабный макет ТВС.

В активной зоне, набираемой из бесчехловых ТВС, важным с точки зрения определения температур твэлов является знание локальных расходов по гидравлическим ячейкам.

Для определения коэффициентов межячеечного и межкассетного перемешивания проведены соответствующие эксперименты на жидком металле и воздухе. На макетном 37-стержневом пучке твэлов проведены эксперименты в жидком металле по уточнению коэффициентов теплоотдачи.

Таким образом, получен большой объём данных, позволяющий верифицировать расчётные коды, предназначенные для расчёта активной зоны в части теплогидравлики.

Для подтверждения коррозионной стойкости элементов ТВС в свинцовом теплоносителе проведены испытания маломасштабных бестопливных макетов ТВС при различных температурах.

Отсутствие данных по физическим экспериментам с нитридным топливом привело к необходимости проведения эксперимента на стенде БФС (Рис.2).

Моделирование выполнялось с использованием свинца, плутония и нитрида урана. По результатам новых экспериментов, а также с использованием данных ранее выполненных экспериментов, была выполнена верификация расчётных кодов для нейтронно-физических расчётов.

Рис.2. Картограмма БФС с топливной композицией типа БРЕСТ.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Результаты расчётов, выполненных с использованием верифицированных программных средств, показывают возможность достижения малого запаса реактивности при работе реактора и обеспечение практически стабильного поля энерговыделения по кампании.

Для исключения потери теплоносителя в РУ применена интегральная компоновка [1, 3]. Корпус реакторной установки выполнен из многослойного металлобетона, свинцовый теплоноситель и основное оборудование первого контура расположено в корпусе РУ (Рис.3).

Рис.3. Корпус РУ БРЕСТ.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Для обоснования работоспособности нового для ядерной энергетики типа корпуса потребовалось проведение широкого круга расчётных и экспериментальных исследований [3-7].

Экспериментальное обоснование строится на исследованиях и испытаниях мало- и полномасштабных элементов.

На созданном полномасштабном макете днища корпуса подтверждена возможность обеспечения необходимой температуры строительных конструкций, определены совместные тепловые перемещения элементов.

На созданном полномасштабном макете центральной части корпуса (Рис.4) отработаны режимы разогрева корпуса, определены параметры газовыделения.

Рис.4. Полномасштабный макет центральной части корпуса.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Для проведения прочностных расчётов необходимо получение свойств применяемых материалов, что потребовало выполнения ряда экспериментальных работ.

Выполнена работа по определению свойств бетонов в рабочем диапазоне температур, в том числе с учётом облучения.

Для металла приведены эксперименты на коррозионную стойкость в среде свинцового теплоносителя. Для обоснования безопасности необходимо показать область химического взаимодействия свинца с бетоном. Экспериментально получена глубина проникновения свинца не более 0,5 мм без химического взаимодействия.

Анализ прочности корпуса выполнен по вновь разработанным методикам [5]. В расчёте учтены реальные геометрические и физико-механические свойства элементов корпуса и сложное пространственное контактное взаимодействие между ними, нелинейные свойства бетона и трещинообразование в нем (Рис.5).

Рис.5. Распределение первых главных напряжений σ1
в бетонном наполнителе корпуса БР в конце разогрева.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Расчётное обоснование показало, что выбранная конструкция обеспечивает вероятность потери теплоносителя не более 9,7×10^-10 1/год.

Интегральная компоновка с размещением парогенератора (ПГ) в корпусе реакторного блока накладывает особую ответственность на конструкторов, расчётчиков и экспериментаторов, выполняющих работы по обоснованию работоспособности и безопасности ПГ (Рис.6).

Рис. 6. Парогенератор РУ БРЕСТ.

Поэтому запланировано и проводится всестороннее обоснование элементов парогенератора и процессов, происходящих в парогенераторе.

В ходе экспериментального обоснования ПГ было создано несколько макетов, на которых подтверждались (проверялись) заложенные в техническом проекте параметры. Для определения теплогидравлических характеристик, в том числе влияния центробежного ускорения на теплогидравлическую устойчивость, была разработана 18-трубная модель (Рис.7).

Рис.7. 18-трубная модель ПГ.

По результатам испытаний на 18-трубной модели получены коэффициенты теплопередачи и гидравлические характеристики по пароводяному и свинцовому контурам, распределение температур по свинцовому контуру. Показана теплогидравлическая устойчивость в исследованных диапазонах [8].

Свинец обладает высоким удельным весом, поэтому возможен зависимый отказ трубок парогенератора при разгерметизации одной. Зависимый отказ и последующий выход пара в теплоноситель в свою очередь может повлиять на циркуляцию в контуре и, как следствие, ухудшить тепловой режим твэлов.

На основании серии экспериментов (Рис.8) была показана невозможность перерастания одиночного разрыва трубок ПГ во множественный (отсутствие зависимого разрыва) [9].

Рис.8. Эксперимент с разрывом трубок.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Для обоснования ресурса парогенератора проведены исследования на термоциклическую прочность узла крепления труб в трубных досках.

Определена степень надёжности соединений "труба - трубная доска" для камер отвода перегретого пара и подвода питательной воды в модулях ПГ и подтверждено выполнение условий термоциклической прочности теплообменных труб и сварных швов их приварки к трубной доске.

Проведены трибологические испытания мест контакта "труба-дистанционирующая решётка" в среде свинцового теплоносителя [10-11]. В результате получены экспериментальные данные об износе элементов пар трения образцов в характерном диапазоне усилий и перемещений в зонах контакта.

Проведено комплексное объёмное расчётное обоснование работоспособности ПГ, которое включило в себя теплогидравлические расчёты (Рис.9), прочностные с учётом всех эксплуатационных режимов, вибропрочностные расчёты, расчёты на сейсмическое воздействие, на воздействие от падения самолёта и воздушной ударной волны, другие конструкторские расчёты.

Для верификации вибрационных расчётов создаётся макет парогенератора с натурными геометрическими параметрами.

Рис.9. Результаты расчёта температурных полей ПГ.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Главный циркуляционный насосный аппарат (ГЦНА) (Рис.10) служит для создания напора свинцового теплоносителя и обеспечения его циркуляции в контуре.

Для обоснования его работоспособности было создано сразу несколько макетов насоса и рабочих участков для их проверки:

      - создан среднемасштабный рабочий участок, работающий на жидком свинце, и макет ГЦНА;

      - получены энергетические характеристики проточной части в жидком свинце на уровне 80% от требуемых (ограничение стенда);

      - подтверждена работоспособность гидростатического подшипника в условиях среднемасштабного стенда (более 300 циклов пуск - останов);

      - оптимизирована энергетическая характеристика проточной части на воде, получены требуемые расход, напор, кавитационный запас.

В дальнейшем будет подготовлена стендовая база для испытаний, в том числе ресурсных характеристик, полномасштабного опытного образца ГЦНА.

Рис.10. Главный циркуляционный насосный аппарат РУ БРЕСТ.

Прочее основное и вспомогательное оборудование проходит обоснование на мало- и среднемасштабных стендах, идёт получение свойств конструкционных материалов в диапазонах рабочих температур и условий эксплуатации, включая облучение.

Основное (наиболее крупное) оборудование, разрабатываемое для РУ БРЕСТ, прошло экспериментальное и расчётное обоснование и находится в стадии подготовки к испытаниям опытных образцов.

Другим крайне важным направлением обоснования безопасности является получение данных по переносу радионуклидов в РУ.

Для изучения процессов переноса активности в жидкометаллической фазе и обмена радионуклидами между жидкометаллической и газовой фазами, были созданы:

      - внереакторная петлевая установка со свинцовым и газовыми теплоносителями;

      - реакторная петлевая установка с газовыми теплоносителем;

      - реакторная петлевая установка со свинцовым и газовыми теплоносителями.

Изучался перенос продуктов активации теплоносителя ^110mAg, ^123mTe, ¹²⁴Sb, ²¹⁰Ро, ⁶⁵Zn и ²¹⁰Hg, а также продуктов деления ¹³¹I, ¹³⁷Cs и инертных радиоактивных газов.

Результаты экспериментов позволили провести обоснованный расчёт радиационных характеристик РУ.

Реакторная установка со свинцовым теплоносителем является инновационной, по причине того, что применяемые для достижения требуемых технико-экономических показателей технические решения в части конструкции отличны от регламентированных российскими нормами в области использования атомной энергии.

Проведённые эксперименты и выполненные к настоящему моменту расчёты позволяют приступить к лицензированию создания реакторной установки на подобных принципах и заложить основу для создания нормативной базы для разработки коммерческих установок.

Проекты нормативных документов целесообразно формировать до завершения этапа жизненного цикла, определяемого лицензированием. Введение в действие новой нормативной базы будет проходить также поэтапно по мере получения опыта на каждом этапе жизненного цикла.

Подводя итог, можно сказать, что разработанный технический проект РУ БРЕСТ-ОД-300 с обоснованием на мало- и среднемасштабных стендах и рабочих участках, а также на расчётном обосновании по верифицированным программным средствам удовлетворил основным параметрам, указанным в техническом задании, и может проходить в составе проекта энергоблока процесс лицензирования.

По результатам расчётов показано, что вероятность повреждения активной зоны (без плавления топлива) не превышает 8,65×10^-9 1/год, что позволяет обеспечить приемлемый уровень безопасности при развитии энергетики на РУ подобного типа.

Список литературы

1. Драгунов Ю.Г., Лемехов В.В., Смирнов В.С., Чернецов Н.Г. Технические решения и этапы разработки реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 // Атомная энергия. 2012. Вып.1. Т. 113. С.58-64.

2. Лемехов В.В., Смирнов В.С., Уманский А.А. Активная зона реактора БРЕСТ: современное состояние и перспективы // Проблемы машиностроения и автоматизации. 2013. №2, С.89-93.

3. Гуськов В.Д., Коротков Г.В., Щекин М.В., Ходасевич К.Б., Лемехов В.В., Пикалов А.А. Особенности создания корпуса для реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 // Безопасность жизнедеятельности. 2014. Номер S5. С. 2-6.

4. Гуськов В.Д., Васильев В.Ю., Воронцов В.В., Тюрина Н.В., Кривонос И.К., Панарин С.Н. Моделирование динамики осушки бетонных корпусов реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 // Безопасность жизнедеятельности. 2014. Номер S5. С. 16-20.

5. Амелин А.М., Никуленко Е.С., Фетисов В.Я. Некоторые вопросы прочности корпуса блока реакторного реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 // Безопасность жизнедеятельности. 2014. Номер S5. С. 12-16.

6. Гуськов В.Д., Кривонос И.К., Васильев В.Ю., Тюрина Н.В., Воронцов В.В. Анализ влияния радиационного тепловыделения на температуру в корпусе реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 // Безопасность жизнедеятельности. 2014. Номер S5. С. 6-8.

7. Чубаров Д.Н., Елисеев Д.В., Жук В.И. Техническое обеспечение лабораторных экспериментов по идентификации теплофизических характеристик материалов элементов конструкции корпуса БР РУ БРЕСТ-ОД-300 на основе линейных тепловых моделей в установившихся и нестационарных тепловых режимах // Безопасность жизнедеятельности. 2014. Номер S5. С. 20-24.

8. Грабежная В.А., Михеев А.С., Штейн Ю.Ю., Семченков А.А. Расчётно-экспериментальное исследование работы модели парогенератора БРЕСТ-ОД-300 // Известия вузов. Серия: Ядерная энергетика. 2013. №1. С.101-109.

9. Афремов Д.А., Лемехов В.В., Тутукин А.В. и др. Исследование процессов в свинцовом теплоносителе при нарушении целостности теплоообменной трубы парогенератора БРЕСТ-ОД-300 // Атомная энергия. 2015. Вып. 3. Т. 119. С. 164-168.

10. Лемехов В.В., Сизарев В.Д., Столотнюк С.В., Столотнюк Я.Д., Чернецов Н.Г.,Васильев С.В., Куликов А.Е. Методика исследований изнашивания узлов "труба - дистанционирующая гребёнка" ПГ РУ БРЕСТ-ОД-300 при фреттинг-коррозии // Годовой отчёт НИКИЭТ-2014. Сб. статей / Под ред. Е.О.Адамова. - М.: ОАО "НИКИЭТ", 2014. - С. 225-226.

11. Горячева И.Г., Горячев А.П., Лемехов В.В., Архипов О.П., Тарасов В.В., Лыс В.Ф. Оценка параметров закона изнашивания в среде аргона пары теплообменная труба -дистанционирующая решётка.

Доклад публикуется по: "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики: сб. докладов IV Международной научно-технической конференции (27-30 сентября 2016 г., Москва)". - М.: Изд-во АО "НИКИЭТ", 2016. - T. 1 - сс.21-30.

Ключевые слова: Свинец, БРЕСТ, НИКИЭТ, Статьи

---

Другие новости:

Документы на сооружение 5 и 6 блоков АЭС "Куданкулам" подпишут до конца года

Будут подписаны генеральное рамочное соглашение и протокол о предоставлении кредита.

Получена лицензия РТН на сооружение энергоблока №2 станции замещения КуАЭС-2

Следующим этапом станет получение разрешения на сооружение Росатома.

Росатом в 2017 году может получить из бюджета 21,2 миллиарда рублей на достройку и строительство новых АЭС

Это следует из опубликованного проекта бюджета.

---

---

---

---

Поиск по сайту: