VTR - текущий вариант

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 06.01.2021

В декабре 2020 года в США был опубликован проект отчёта о воздействии на окружающую среду исследовательского реактора на быстрых нейтронах VTR.

В документе приводятся некоторые данные о проекте реактора (по состоянию на 2020 год).

Отвергнутые альтернативы

Прежде чем перейти к описанию реактора VTR, имеет смысл коротко остановиться на рассматривавшихся, но в конечном итоге отвергнутых проектах, которые могли бы заменить VTR.

В заключительную часть анализа альтернативных вариантов прошли три построенных в США реактора и два проекта по сооружению новых реакторов.

Имеющиеся реакторы - это ATR, HFIR и FFTF. По первым двум было вынесено заключение о том, что они не смогут выступить в качестве замены VTR, так как являются тепловыми реакторами.

С быстрым натриевым исследовательским реактором FFTF ситуация иная. Реактор мощностью 400 МВт(т) был построен и эксплуатировался в Ханфорде с 1982 по 1992 год (МКУ в 1980 году), и существует потенциальная возможность вернуть его в строй действующих.

Перед повторным пуском FFTF, однако, пришлось бы выполнить его модернизацию, объёмы которой (и результаты с точки зрения соответствия современным требованиям) до конца не понятны. Серьёзным фактором риска может оказаться и противодействие пуску со стороны населения и общественных организаций.

В 2019 году экспертная группа министерства энергетики США после тщательного анализа (в том числе по результатам осмотров непосредственно на площадке) подготовила список потенциальных проблем, с которыми пришлось бы столкнуться в случае выбора в пользу повторного пуска FFTF, а не строительства нового быстрого реактора.

Так, проектный срок службы FFTF составляет 20 лет, из которых 10 лет реактор уже отработал. У проекта имеется потенциал для продления ещё на 10 лет, однако даже в этом случае сроки службы FFTF после повторного пуска выйдет слишком коротким.

В ходе модернизации потребуется заменить большое число электрических и механических систем. Эксперты отметили, что имеющийся в распоряжении министерства отчёт, обосновывающий возможность повторного пуска, базируется на данных о состоянии систем и оборудования FFTF от 2000 года. С тех пор ситуация на объекте только ухудшалась.

Кроме всего прочего, перед пуском FFTF придётся существенно переделать, так как его нынешний проект плохо приспособлен для проведения экспериментов с другими теплоносителями (свинец, соли, газ и другие).

По этим и по ряду иных причин в министерстве энергетики США приняли решение об отказе от повторного пуска FFTF и о необходимости строительства нового быстрого реактора.

Как уже сказано, помимо натриевого VTR рассматривались предложения по строительству быстрых реакторов иных типов, а именно, жидкосолевого реактора или реактора с тяжёлометаллическим теплоносителем (свинец или свинец-висмут). Они были отвергнуты по причине недостаточной зрелости технологий.

Таким образом, на сегодняшний день министерство энергетики США считает строительство быстрого натриевого реактора VTR не имеющим альтернативы.

Проект VTR

VTR представляет собой быстрый натриевый реактор бассейнового типа мощностью порядка 300 МВт(т). За основу его проекта выбран проект быстрого натриевого реактора PRISM компании "General Electric", в свою очередь, базирующегося на проекте EBR-II.

Естественно, между VTR и PRISM имеются отличия. Самое главное из них - на VTR, в отличие от предшественника, не предусмотрено производство электроэнергии. Новый аппарат будет являться исключительно исследовательским.

Поток быстрых (энергия свыше 0,1 МэВ) нейтронов в VTR составляет более 4×10¹⁵ н/(см²с). Повреждающая доза испытываемых образцов достигает 51 с.н.а. (три кампании по 100 суток с набором 17 с.н.а. в каждой) для конструкционных элементов из стали HT-9.

Активная высота активной зоны - 0,8 м. Предусмотрено несколько облучательных объёмов более чем 7 литров каждый, шесть позиций для экспериментов с иными теплоносителями, система пневмопочты и другие экспериментальные возможности.

Основные характеристики VTR.
Здесь и далее - для просмотра щёлкните левой клавишей мыши.

Компоновка VTR

Повысотка VTR

Поворотная крышка VTR

Система отвода тепла

Активная зона VTR

Активная зона VTR собирается из 66 тепловыделяющих сборок (driver assemblies). Каждая сборка содержит 39,9 кг урана и плутония. Таким образом, общая загрузка активной зоны делящимися материалами составляет примерно 2,6 т.

За год работы на реакторе будут образовываться до 45 отработавших (и подлежащих замене) сборок активной зоны, содержащих примерно 1,8 т тяжёлых металлов. Соответственно, примерно такой же будет потребность VTR в свежем топливе. Переработка ОЯТ не предполагается.

Так как за год на VTR будут три кампании длительностью до 100 суток каждая, то частичные перегрузки могут производиться трижды в год.

Высота сборок активной зоны - 3,85 м, из них высота топлива - 0,8 м. В каждой из сборок активной зоны содержится 217 твэлов (топливо металлическое, уран-плутоний-цирконий, оболочка сталь HT-9).

Вокруг активной части активной зоны устанавливаются кассеты отражателя в количестве 114 штук, изготовленные из стали HT-9 (объёмная доля стали 0,8, объёмная доля теплоносителя 0,2).

В свою очередь, отражатель окружён кассетами биологической защиты (сталь HT-9 и карбид бора). Объёмные доли в защите таковы: B₄C - 0,40, сталь - 0,28, теплоноситель - 0,24, защитный газ - 0,08.

На текущей стадии проектирования в активной зоне предусмотрено четыре ячейки для размещения образцов (на картограмме выше они показаны зелёным цветом), а также 10 ячеек для облучения образцов в отражателе.

Однако, в зависимости от потребностей конкретных экспериментов, активная зона может быть переконфигурирована с созданием новых или удалением старых облучательных ячеек.

Фиолетовым цветом на картограмме выше показано положение тестовых петель (instrumented/rabbit fixed test location). В петлях возможна установка экспериментальных кассет (experimental cartridge), изолированных от основного теплоносителя (натрия), что позволяет проводить эксперименты в средах с другими теплоносителя.

Основные характеристики активной зоны VTR

Твэл

Сборки СУЗ

Экспериментальная кассета

Топливо VTR

В качестве топлива для реактора VTR рассматривались два варианта - MOX и металлическое уран-плутониевое топливо.

Выбор был сделан в пользу металлического топлива по следующим соображениям:

• благодаря более высокой плотности металлического топлива становится возможным уменьшить размеры активной зоны;

• металлическое топливо отличается лучшим (по сравнению с MOX) поведением в аварийных ситуациях и переходных режимах, что снижает вероятность аварий с повреждением корпуса реактора и страховочного кожуха;

• для металлического топлива в США накоплено больше экспериментальных данных, необходимых при лицензировании.

Таким образом, в качестве топлива VTR будет использоваться следующая композиция: 70% урана (обогащение до 5%), 20% плутония, 10% циркония. Потребности в данных материалах для первой загрузки, за год и за 60 лет службы показаны в таблице ниже.

Уран обогащением до 5% является обычным коммерческим продуктом, так как он используется при изготовлении топлива для АЭС.

В качестве возможного источника плутония в проекте ОВОС называется плутоний, признанный избыточным для нужд национальной безопасности США, то есть, избыточный оружейный плутоний.

Стоит отметить, что за 60 лет работы реактор VTR потребит 24 тонны такого высококачественного плутония.

Плутоний из ОЯТ энергетических реакторов в качестве материала для топлива VTR не рассматривается в качестве основного варианта.

Хотя причины этого подробно не разбираются в отчёте, но они очевидны (энергетический плутоний более активен и горяч и обладает худшими, по сравнению с оружейным, нейтронно-физическими свойствами; кроме того, в США отсутствуют коммерческие мощности по переработке ОЯТ).

Однако министерство энергетики США рассматривает возможность приобретения плутония за рубежом - в частности, во Франции и Британии. В этом случае речь идёт именно о реакторном плутонии.

Очевидно, что это запасной вариант топливообеспечения VTR на тот случай, если задействовать американский оружейный плутоний по каким-либо причинам не удастся.

Ключевые слова: Исследовательские реакторы, Быстрые натриевые реакторы, США, Статьи, VTR

---

Другие новости:

"Koeberg-1" остановлен из-за течи в одном из парогенераторов

Замена парогенераторов была запланирована на ППР-2021.

Шестой энергоблок Ленинградской АЭС выведен на номинал

Тепловая мощность - 3200 МВт(т); электрическая - 1165 МВт(э).

АЭС России завершили год абсолютным рекордом, превысив достижения СССР

В 2020 году выработано свыше 215,746 миллиардов киловатт-часов.

---

---

---

---

Поиск по сайту: