close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

Система контролей информации отчетности по форме;pdf

код для вставкиСкачать
Новая технологическая платформа атомной
энергетики: проект «Прорыв»
АДАМОВ
Евгений Олегович
Научный руководитель проекта Прорыв»
и НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля
г. Москва
2014 г.
ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ПРОЕКТА
«ПРОРЫВ»
Основные целевые положения для проекта «Прорыв»
(база крупномасштабной ЯЭ):
• Исключение тяжелых аварий АЭС (реактивностные, потери
охлаждения, пожары, взрывы), требующих эвакуации населения
• Замыкание ЯТЦ для полного использования энергетического
потенциала уранового сырья
• Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному
(по отношению к природному сырью) захоронению РАО
• Технологическое усиление нераспространения (неразделение
урана и плутония при переработке ОЯТ БР, отказ от бланкета и
обогащения урана)
• Приведение капитальных затрат при сооружении АЭС с БР, по
крайней мере, до уровня АЭС с ТР
• Обеспечение конкурентоспособности ЯЭ в сравнении с другими
видами энергогенерации
2
РУ «ЕСТЕСТВЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ»
Исключено деление на проектные и запроектные
аварии:
– физические характеристики ЯР исключают разгон на
мгновенных нейтронах
– конструктивно исключена потеря теплоносителя
– нет материалов с потенциями взрыва или пожара в
конструкции ЯР
При любых отказах в системах АЭС, ошибках
персонала и реализуемых внешних воздействиях
исключены выбросы радиоактивности в окружающую
среду, требующие эвакуации населения
Отказ
от
наращивания
безопасности
систем
обеспечения
3
РЕАКТИВНОСТНЫЕ АВАРИИ
www.rosatom.ru
4
РАВНОВЕСНЫЙ РЕЖИМ
 Исключения запаса реактивности выше ̴1β –
исключение возможности разгона реактора на
мгновенных нейтронах
 Наработка в активной зоне делящегося материала
в равновесном режиме с сжиганием делящегося
материала: КВА≈1
 Способ реализации:
использование плотного теплопроводного
топлива (металлическое, карбидное или
нитридное)
выбор нитридного топлива в проекте «Прорыв»
5
О ЗАПАСЕ РЕАКТИВНОСТИ
Ограничение запаса реактивности:
 Ограничение всплесков мощности, роста температур
 β эфф – не самоцель, цель исключение эвакуации
населения при любых возможных авариях
 Подбор «кривой реактивности» в пределах коридора
допустимого запаса для БР с плотным топливом
 Уникальность свойства БР с КВА около 1
технологически исключает необходимость большого
запаса реактивности
 Проблема расчѐтных неопределѐнностей – получение
экспериментальных данных в первых кампаниях
6
Динамика РУ БРЕСТ-ОД-300 в аварийных
режимах
Обесточивание
Рассматривается ввод полного запаса реактивности (2 ) с отказом всех
активных и пассивных систем остановки при пуске реактора. Реализация такого
маловероятного сценария развития исходного события не приводит к выходу
радиоактивности за пределы герметичных ограждений РУ сверх установленных
пределов, а следовательно, к необходимости эвакуации населения.
7
КОНЦЕПТУАЛЬНЫЙ ПОДХОД
•
Влияние типа топлива на безопасность РУ проявляется в
первую очередь в тяжелых авариях
•
Анализ тяжелых аварий выполнялся в предположении
неизменности конструкции активной зоны, изменяется лишь
вид топлива - МОКС или смешанный нитрид урана и плутония
•
Для варианта с МОКС топливом рассмотрена
модифицированная активная зона с аксиальной проставкой из
обедненного урана высотой 20 см (концептуальное
предложение)
•
Рассматриваются аварии без срабатывания активных
элементов системы СУЗ, со срабатыванием и отказом
пассивных элементов по расходу (ПАЗ-Г) и/или температуре
теплоносителя (ПАЗ-Т)
8
РЕАКТИВНОСТНЫЕ АВАРИИ
Эффекты реактивности и эффективность стержней СУЗ, % k/k
Характеристика
МОКС
Нитрид
2,3 (1,2)*
0,9
0,8
0,6
Температурный эффект реактивности
0,4
0,4
Эффективность системы компенсации
6,0
5,3
Эффективность системы ПАЗ-Г
0,9
0,9
Эффективность системы ПАЗ-Т
1,0
1,0
Эффективность активной системы АЗ
~1.5
1,6
Максимальное значение реактивности
реактора на Nном
Мощностной эффект реактивности (0- Nном)
* С аксиальной прослойкой
9
Авария SUPER-UTOP
Исходное состояние - РУ работает на 100% Nном
Исходное событие - незапланированный подъем
всех стержней КС и РС с максимальной проектной
скоростью
отказ аварийной защиты реактора
срабатывание всех ПАЗ и отказ всех ПАЗ
ГЦН-1,2 работают на номинальных оборотах
обеспечивается номинальный расход питательной
воды
Выполнены расчеты аварии UTOP с помощью кода DINROS
(ГНЦ РФ-ФЭИ).
10
Сценарий аварии SUPER-UTOP
в реакторе БН-1200
1. При введении 2,0% реактивности
активная зона с МОКС топливом
расплавляется при срабатывании
ПАЗ-Т
2. МОКС топливо с аксиальной
проставкой
• Из активной зоны извлекаются стержни
Нитридное топливо
1.Из активной зоны извлекаются
стержни
0,6 % КС за 180 с
0,3 % РС за 90 с
0,9 % КС за 180 с
2.Натрий на выходе из активной зоны
достигает 700 С
0,3 % РС за 90 с
3.Срабатывает система ПАЗ-Т 5 с
• Натрий на выходе из активной зоны
достигает 700 С
Время перемещения ПАЗ-Т
1,5 с
• Срабатывает система ПАЗ-Т 5 с
Время перемещения ПАЗ-Т
1,5 с
11
MOX-топливо
Авария SUPER-UTOP. Расчет с учетом срабатывания
системы ПАЗ-Т
2800
2.5
2400
2.0
Температура,оС
Относительные единицы
Мощность реактора
Расход через активную зону
1.5
1.0
0.5
0.0
2000
1600
1200
800
0
100
Время, с
200
300
Мощность реактора и расход через активную зону
0.012
0.008
400
0
100
Время, с
200
300
Температура топлива в центре топливного сердечника в центре активной зоны
Средняя температура топлива
Максимальная температура оболочки
Температура натрия на выходе из активной зоны
Температуры в 1-м канале
dk/k
0.004
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
ПАЗ - T
КС
PC
Реактивность
0
-0.004
-0.008
-0.012
0
100
Время, с
200
Эффекты реактивности
300
12
Нитридное топливо
Авария SUPER-UTOP. Расчет с учетом срабатывания
системы ПАЗ-Т
1800
Мощность реактора
Расход через активную зону
2.0
1600
Температура,оС
Относительные единицы
2.5
1.5
1.0
1400
1200
1000
800
0.5
600
0.0
0
100
Время, с
200
300
Мощность реактора и расход через активную зону
0.008
0.004
0
100
Время, с
200
300
Температура топлива в центре топливного сердечника в центре активной зоны
Средняя температура топлива
Максимальная температура оболочки
Температура натрия на выходе из активной зоны
Температуры в 1-м канале
0
dk/k
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
ПАЗ - T
КС
PC
Реактивность
-0.004
-0.008
-0.012
400
0
100
Время, с
200
Эффекты реактивности
300
13
MOX-топливо
Авария SUPER-UTOP без срабатывания системы ПАЗ-Т
4.0
3600
3000
3.0
Температура,оС
Относительные единицы
Мощность реактора
Расход через активную зону
2.0
2400
1800
1200
1.0
600
0.0
0
10
20
30
40
Время, с
50
60
70
Мощность реактора и расход через активную зону
0
10
20
30
40
Время, с
50
60
70
Температура топлива в центре топливного сердечника в центре активной зоны
Средняя температура топлива
Максимальная температура оболочки
Температура натрия на выходе из активной зоны
0.004
0.002
Температуры в 1-м канале
0
dk/k
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
ПАЗ - T
КС
PC
Реактивность
-0.002
-0.004
-0.006
0
10
20
30
40
Время, с
50
Эффекты реактивности
60
70
14
Нитридное топливо
Авария SUPER-UTOP без срабатывания системы ПАЗ-Т
3.0
2000
1800
1600
Температура,оС
Относительные единицы
Мощность реактора
Расход через активную зону
2.0
1.0
1400
1200
1000
800
600
0.0
0
20
Время, с
40
60
Мощность реактора и расход через активную зону
0.002
400
0
20
Время, с
40
60
Температура топлива в центре топливного сердечника в центре активной зоны
Средняя температура топлива
Максимальная температура оболочки
Температура натрия на выходе из активной зоны
0.001
Температуры в 1-м канале
0
dk/k
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
ПАЗ - T
КС
PC
Реактивность
-0.001
-0.002
-0.003
0
20
Время, с
40
Эффекты реактивности
60
15
Выводы к разделу «авария SUPER-UTOP»
При аварии SUPER-UTOP, обусловленной выходом всех
поглощающих стержней из активной зоны, при срабатывании
системы ПАЗ-Т:
• в активной зоне с МОКС топливом происходит плавление
топлива и оболочек твэлов;
• в модифицированной активной зоне с МОКС топливом
(аксиальная проставка) и в активной зоне с нитридным
топливом мощность реактора стабилизируется на уровне,
определяемом
теплоотводом
от
активной
зоны,
предотвращается плавление оболочек твэлов.
При отказе системы Т-ПАЗ происходит рост мощности,
приводящий к плавлению оболочек твэлов и топлива. Для
нитридного топлива темп повышения темпеатуры ниже, чем
для МОКС-топлива.
16
Авария ULOF
Исчезновение системного и автономного
энергопитания главных циркуляционных насосов
первого и второго контуров, а также питательных
электронасосов третьего контура
Отказ систем аварийной защиты с активным
принципом срабатывания. Ввод в активную зону
органов АЗ с пассивным принципом срабатывания
В дополнительных исследованиях резервов
самозащищенности постулируется отказ всех
средств аварийной защиты – с активным и
пассивным принципами срабатывания
17
Распределение температур в твэле по высоте
активной зоны с МОКС топливом (базовый вариант)
и нитридным топливом
Стационарное состояние
МОКС топливо
Нитридное топливо
Распределение средней температуры топлива по высоте каналов
Распределение температуры по высоте твэла в расчетных точках по радиусу в канале 1
18
Распределение температуры в твэле по
высоте активной зоны с МОКС топливом
Стационарное состояние
Базовый вариант
Вариант с аксиальной вставкой
Температура по высоте твэла в расчетных точках по радиусу в канале 1
19
Базовый вариант – МОКС топливо
Авария ULOF со срабатыванием ПАЗ (3 ПАЗ-Г и 3 ПАЗ-Т)
1.0
2000
0.8
Температура топлива в центре топливного сердечника в центре активной зоны
Средняя температура топлива
Максимальная температура оболочки
Температура натрия на выходе из активной зоны
1600
Температура,оС
Относительные единицы
Мощность реактора
Расход через активную зону
0.6
0.4
0.2
0.0
1200
800
0
40
80
Время, с
120
160
200
Мощность реактора и расход через активную зону
0.008
400
0
40
80
Время, с
120
160
200
Температуры в канале 1
0.004
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
ПАЗ-Т
ПАЗ-Г
Реактивность
dk/k
0
-0.004
-0.008
-0.012
-0.016
0
40
80
Время, с
120
Эффекты реактивности
160
200
20
Базовый вариант – МОКС топливо
Авария ULOF со срабатыванием ПАЗ (3 ПАЗ-Т)
1.0
2000
Температура топлива в центре топливного сердечника в центре активной зоны
Средняя температура топлива в центре активной зоны
Максимальная температура оболочки
Температура натрия на выходе из активной зоны
0.8
1600
Температура,оС
Относительные единицы
Мощность реактора
Расход через активную зону
0.6
0.4
800
0.2
0.0
1200
0
40
80
Время, с
120
160
200
Мощность реактора и расход через активную зону
0.004
0
40
80
Время, с
120
160
200
Температуры в канале 1
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
ПАЗ-Т
ПАЗ-Г
Реактивность
dk/k
0
-0.004
-0.008
400
0
40
80
Время, с
120
Эффекты реактивности
160
200
21
Нитридное топливо
Авария ULOF со срабатыванием ПАЗ (ПАЗ-Г и ПАЗ-Т)
1.0
900
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
Температура топлива в центре топливного сердечника в центре активной зоны
Средняя температура топлива
Максимальная температура оболочки
Температура натрия на выходе из активной зоны
800
Температура,оС
Относительные единицы
Мощность реактора
Расход через активную зону
700
600
500
0
40
80
Время, с
120
160
200
Мощность реактора и расход через активную зону
400
0
40
80
Время, с
120
160
200
Температуры в канале 1
0.004
0
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
ПАЗ-Т
ПАЗ-Г
Реактивность
dk/k
-0.004
-0.008
-0.012
-0.016
0
40
80
Время, с
120
Эффекты реактивности
160
200
22
Нитридное топливо
Авария ULOF со срабатыванием ПАЗ (3 ПАЗ-Т)
1.0
900
Температура топлива в центре топливного сердечника в центре активной зоны
Средняя температура топлива
Максимальная температура оболочки
Температура натрия на выходе из активной зоны
0.8
800
Температура,оС
Относительные единицы
Мощность реактора
Расход через активную зону
0.6
0.4
0.2
0.0
700
600
500
0
40
80
Время, с
120
160
200
Мощность реактора и расход через активную зону
400
0
40
80
Время, с
120
160
200
Температуры в канале 1
0.002
0
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
ПАЗ-Т
ПАЗ-Г
Реактивность
dk/k
-0.002
-0.004
-0.006
-0.008
0
40
80
Время, с
120
Эффекты реактивности
160
200
23
Нитридное топливо
полный отказ системы ПАЗ в РУ БН-1200
1.0
5.0x10
-4
0.0x10
0.6
0
dk/k
Отн. ед.
0.8
0.4
-5.0x10
-4
10
-3
Мощность
0.2
Расход, 1 контур
0.0
0
100
200
300
Время, с
400
Относительная мощность реактора
и относительный расход 1-го контура
500
0
100
200
300
Время, с
400
500
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
Реактивность
Реактивность
24
MOX-топливо
полный отказ системы ПАЗ в РУ БН-1200
Относительная мощность реактора и
относительный расход 1 контура
Реактивность
0.002
1.0
0
0.6
dk/k
Отн. ед.
0.8
-0.002
0.4
Мощность
-0.004
0.2
Расход (1 контур)
0.0
0
40
80
120
Время, с
160
-0.006
200
0
40
80
120
Время, с
160
200
Доплер
Аксиальное расширение топлива
НПЭР
Реактивность
25
Авария ULOF с постулированным отказом ПАЗ
в реакторе БН-1200 с МОКС топливом
Базовый вариант
= 135 с
Вариант с аксиальной вставкой
= 200 с
Распределение температуры оболочек твэлов в расчетных каналах по
высоте активной зоны
26
Выводы к разделу «авария ULOF»
В рассмотренных авариях типа ULOF при использовании как
оксидного, так и нитридного топлива не происходит кипения
теплоносителя и разрушения активной зоны:
•
•
при срабатывании пассивных органов СУЗ по температуре
(ПАЗ-Т) для всех вариантов активной зоны;
без срабатывания ПАЗ-Т для модифицированной активной
зоны с МОКС топливом (аксиальная проставка) и активной
зоны с нитридным топливом.
Для базового варианта активной зоны с МОКС топливом с
случае несрабатывания ПАЗ-Т в части ТВС наблюдается
объемное кипение натрия, развитие аварийной ситуации
требует дополнительного анализа.
27
Общие выводы
Анализ тяжелых аварий для РУ БН-1200
показывает,
что
рамках
активной
зоны
одинаковой конструкции нитридной топливо
имеет преимущество по сравнению с МОКСтопливом, что связано с :
• меньшим запасом реактивности (0,9% по
сравнению с 2,3%)
• лучшей теплопроводностью и меньшей
теплоемкостью нитридного топлива.
28
МОХ или МNIT для БР (1)
Параметр сравнения
МОХ
MNIT (плотное)
Результат сравнения
МОХ
MNIT (плотное)
БЕЗОПАСНОСТЬ
КВА ≥ 1
Квази-равновесный режим
(стабильный запас реакти)
Пустотный эффект реак-ти
Минимально возможный
запас реактивности на
номинальной мощности в
зависимости от
конструкции а.з., % Δk/k
Минимально возможный
запас реактивности
реактора на номинальной
мощности в зависимости
от температуры а.з., βэфф
Последствия тяжѐлых
аварий без разгона на
мгн. нейтронах
с воспроизводящей
прослойкой в а.з.
с воспроизводящей
прослойкой в а.з.
обеспечивается
труднее
легче
возможен
труднее
легче
Около 0
Около 0
=
=
возможен
разгон на
мгновенных
нейтронах
возможен
разгон на
мгновенных
нейтронах
Не
рассматривается
Можно исключить
разгон на
мгновенных
нейтронах
Повреждение ЯТ
больше
Повреждение ЯТ
меньше
БН
БН
1,0 - 2,5
0,5 - 1,0
(3,0 βэфф – 7,5 βэфф)
(1,5 βэфф – 3,0 βэфф)
данные ОКБМ
(уточняется в ФЭИ)
БРЕСТ
не рассматривается
БРЕСТ
βэфф (гор) - 1,5 βэфф
(хол)
UTOP&ULOF
29
МОХ или МNIT для БР (2)
продолжение
Параметр сравнения
МОХ
MNIT (плотное)
Результат сравнения
МОХ
MNIT (плотное)
БЕЗОПАСНОСТЬ
Теплопроводность, Вт/ м К
Т =1000 К
Т=2000 К
2.6
2.4
15.8
20.1
хуже
лучше
Макс. температура
топлива, С
~2200
1100 ж.м. подслой
1400 газ подслой
хуже
лучше
Температура плавления,
0С
3023
3070
=
=
Совместимость с
- оболочкой
-теплоносителем
нормальная
нормальная
нормальная
нормальная
=
=
Распухание
Умеренное
Умеренное
=
=
Теплоѐмкость, кДж/моль·К
95
70
хуже
лучше
Запасѐнная энергия в ЯТ
большая
средняя
хуже
лучше
Пирофорность порошков ЯТ и
возхможность возгорания
топливного сердечника при
контакте с воздухом (высокие
температуры)
нет
да
лучше
хуже
30
МОХ или МNIT для БР (3)
Параметр сравнения
МОХ
MNIT (плотное)
Результат сравнения
МОХ
MNIT (плотное)
=
=
лучше
хуже
=
=
ЭКОЛОГИЯ
Накопление ОЯТ
Наработка
C-14
нет
долгоживущего
радиоизотопа
Достижение
Возможно по т.я.
Возможно по т.я.
радиоэквивалентности
при полном
при полном
рецикле U, Pu, МА рецикле U,Pu, МА и
части П.Д*)
и части П.Д
31
МОХ или МNIT для БР (4)
Параметр
сравнения
Плотность, г/см3
• теоретическая
• по тяж. ат
КВ
МОХ
MNIT (плотное)
ВОСПРОИЗВОДСТВО
U0.8 Pu0.2 O2
U0.8 Pu0.2 N
11.04
14.32
9.3
13.1
< 1.2
<1.35
Результат сравнения
МОХ
MNIT (плотное)
хуже
лучше
хуже
лучше
32
МОХ или МNIT для БР (5)
Параметр сравнения
МОХ
MNIT (плотное)
Результат сравнения
МОХ
MNIT (плотное)
=
=
хуже
лучше
НЕРАСПРОСТРАНЕНИЕ
Бланкет (наработка
плутония оружейного
качества)
можно исключить
не нужен
Выделение плутония
при переработке ОЯТ Нельзя исключить Можно исключить
33
МОХ или МNIT для БР (6)
ВЫВОДЫ
Требования
• безопасности
• экологии
• нераспространения
• воспроизводства
предопределяют выбор MNIT-топлива для БР,
Работы по МОХ в РФ не создают нового
продукта на мировом рынке. Темп работ за
рубежом по плотному топливу сохраняет для
РФ возможность лидерства.
34
Предшествующий опыт РИ нитридного
топлива
Страна
США
Топливо
(U,Pu)N
UN
~80 твэлов
(He, Na)
Реактор
EBR-II
Макс.
% т.а.
Макс.
кВт/м
Плотность
% т.п.
9
78 - 124
82 97
Десятки
твэлов
FFTF
EBR-II,
6
>70
87; 94.5
5
~7.0
5.5
4.5
8.8
10.9
130
41 - 73
65 73
80
45
85
82 83
~1300
19
DFR
Феникс
JMTR
JOYO
БР-10
БОР-60
9 твэлов
БОР-60
БОР-60
120
65
41.9
54.5
85 86
4 твэла
Бора-Бора
4;
8.95
12.1%
БОР-60
~11%
Европа
Неск. твэлов
16 твэлов
Япония
4 твэла
2 твэла
Россия
91 твэл БРВ
83 86
92
85
Результат
Разгерметизация
Герметичны
Герметичны
Герметичны
Разгерметизация
Герметичны
Герметичны
Разгерметизация
35
Освоенные экспериментальные
технологии получения исходных
Карботермический
синтез
Синтез из металлов
порошковых
материалов
UO2, PuO2 или (U,Pu)O2
Смешивание
оксидов с
углеродом
Прессование
шашек
Синтез до 36 часов
(N2, 1600 oC;
N28%H2,1600 oC)
Уран
Гидрирование
(H2, 200 oC)
Гидрирование
(H2, <200 oC)
Нитрирование
(N2, 500 oC)
Нитрирование
(N2, 500 oC)
UN1.5→UN
(вакуум, 900 oC)
Измельчение
шашек (U,Pu)N
Порошок (U,Pu)N
Плутоний
Смешивание
UN и PuN
Требования к порошку:
Кислород <0,15 %
Углерод <0,15 %
Порошок
UN-PuN
36
Реализация принципа универсального
таблеточного производства, предлагаемого
для производства плотного топлива
Модуль синтеза
нитридных порошков
UO2, PuO2
(U,Pu)O2
исходные
порошки
Установка ВР
на базе АВС
Порошок
(U,Pu)N
Гранулятор
пресспорошок
Кассетный
Пресс-автомат
Печь спекания
проходного типа
готовые
таблетки
37
Возможная программа РИ
БН-1200; топливо – смешанный нитрид, оболочка твэла –
сталь ЭК181, ЧС139 начало испытаний – весна 2013 г.)
Годы
2013
2014
2015
Номер МКК
65
6
6
6
7
6
8
1
ЭТВС
*)
х
х
х
х
3
ЭТВС
3
ЭТВС
3
ЭТВС
3
ЭТВС
3
ЭТВС
6
9
х
х
2017
2016
72
7
3
2018
70
71
74
7
5
Врх
5τ – 6,2 % т.а., 79 сна
2019
76
77
2020
78
х
х
х
х
х
врх
х
х
х
х
х
х
х
вр
х
х
х
х
х
х
х
х
х
врх
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
79
2021
8
0
81
2022
82
83
2023
8
4
8
5
86
6τ – 7,5 % т.а., 95 сна
7τ – 8,9 % т.а., 112 сна
8τ – 10,0 % т.а., 127 сна
врх
9τ –
11,4 %т.а., 144 сна
х
х
в
рх
9τ – 11,8 % т.а.,
143 сна
*) 1 комбинированная ЭТВС, содержащая 3-4 твэла с нитридом и 58-59 твэлов с МОКС топливом
БРЕСТ – аналогично с сдвигом начала испытаний – осень 2013 г.
38
ПОТЕРЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
www.rosatom.ru
39
ПЕТЛЕВАЯ СХЕМА ЯЭУ
40
ИНТЕГРАЛЬНАЯ КОМПОНОВКА ЯР
41
Основные элементы РУ
ГЦНА
Корпус
ИМ СУЗ
САОР
Технология
СТ
Активная зона
Парогенератор
Контур
циркуляции
42
МАТЕРИАЛЫ РУ
ГРАФИТ – ГОРЕЛ В СЕЛАФИЛЬДЕ И НА ЧАЭС
ЦИРКОНИЙ – ПАРОЦИРКОНИЕВАЯ РЕАКЦИЯ –
АВАРИЯ НА ЧАЭС И В ФУКУСИМЕ
НАТРИЙ – 24Na – ДО 50 МЛН. КЮРИ + ВЗРЫВО- И
ПОЖАРООПАСНОСТЬ
ВОДА – НИЗКАЯ ТЕМПЕРАТУРА КИПЕНИЯ,
РАЗЛОЖЕНИЕ С ВЫДЕЛЕНИЕМ ВОДОРОДА,
ГИДРАВЛИЧЕСКИЕ УДАРЫ, КОРРОЗИОННАЯ
АКТИВНОСТЬ
43
ОЯТ – ОКОНЧАТЕЛЬНОЕ РЕШЕНИЕ
www.rosatom.ru
44
РАДИАЦИОННО-ЭКВИВАЛЕНТНОЕ
ОБРАЩЕНИЕ ЯМ В ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ
УСЛОВИЯ ДОСТИЖЕНИЯ ЕСТЕСТВЕННОЙ
БЕЗОПАСНОСТИ ЯТЦ:
переработка ОЯТ тепловых реакторов для передачи плутония,
минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления в
топливный цикл быстрых реакторов;
работающие в замкнутом топливном цикле быстрые реакторы,
сжигающие основную массу актинидов (U, Pu, Am, Np, Cm) и
трансмутирующие долгоживущие продукты деления (Tc, I);
промежуточное хранение высокоактивных отходов перед
окончательным захоронением в течение примерно 150-300 лет
для снижения их биологической опасности примерно в 100 раз;
совместное извлечение из недр с природным ураном
сопутствующих радия и тория для последующей трансмутации в
топливе быстрых реакторов.
45
РАДИАЦИОННАЯ ЭКВИВАЛЕНТНОСТЬ ЯТЦ
КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Радиационный баланс без учета (S=1) и с учетом миграции нуклидов (S=10)
в зависимости от времени контролируемой выдержки
долгоживущих высокоактивных отходов (ДВАО)
46
Технологическое усиление
режима нераспространения
ИСКЛЮЧЕНИЕ ИЗ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯЭ:
разделения изотопов урана (обогащение)
бланкета для наработки чистого Pu
выделения плутония и/или 233U, 235U из
облученного топлива
долговременных хранилищ облученного топлива
хранилищ выделенного плутония
основных потоков транспорта ядерных
материалов
47
ЭКОНОМИКА
www.rosatom.ru
48
Конкурентоспособность с ЭС на
органическом топливе
•
Цены на газ и КВЛ в строительство АЭС являются определяющими для
конкурентоспособности
•
Наиболее устойчивыми позиции АЭ при обосновании темпов развития
на внутреннем рынке являются при КВЛ на уровне 2500 долл/кВт
Расчеты
устанавливают
требование к КВЛ
АЭС на уровне
2500 долл/кВт
При цене на газ в
РФ 110-140
$/тыс.куб.м.
с 1.08.2013 г.
49
Конкурентоспособность АЭС с ЭС на
органическом топливе
•
Себестоимость ээ АЭС несколько ниже ЭС на органическом топливе, но по
удельным дисконтированным затратам существующие проекты АЭС
проигрывают конкурентам
•
Для обеспечения конкурентоспособности на основании расчетов удельных
дисконтированных затрат, себестоимость ээ для новых АЭС должна быть
снижена на 12%
•
Себестоимость ээ для новых АЭС должна составить около 2,6 цент/кВт.ч, при
этом удельные КВЛ для новых АЭС должны быть на уровне 2500 долл/кВт
50
Оценка капитальных вложений в
генерацию ОДЭК
1 500
М ощность (э), М Вт
1 200
900
Коэффициент скейлинга:
0,7
БР-1200, 2х бл.
(целевой показатель)
Факторы влияющие на
увеличение КВЛ
Моноблок
600
Нет оптимизации
Нет серийности
300
БРЕСТ-300, 2х бл.
(экстраполяция)
0
1000
2000
2500
3000
3800
БРЕСТ-ОД-300, 1 бл.
4000
4950
5000
6000
7000
Удельная стоимость, долл./кВт
51
ПРОЕКТЫ «ПРОРЫВА»
 Разработка технологии и создание
производства нитридного топлива
 Обоснование, проектирование и
строительство АЭС с реактором БРЕСТ-300
 Обоснование и проектирование АЭС с
реактором БР-1200
 Разработка пристанционного ЯТЦ для
переработки ОЯТ и рефабрикации
нитридного топлива
52
Топливный потенциал развития ЯЭ на
быстрых реакторах
Топливный потенциал развития атомной энергетики мира
при использовании быстрых реакторов
ГВт
7000
Все электростанции
6000
5000
ПОТЕНЦИАЛ:
4000
3000
2000
АЭС
Th-233U
U-Pu
1000
235U
0
1980
2000
2020
2040
2060
2080
Быстрые
реакторы
(U-Pu)
Тепловые
реакторы
2100
Атомная энергетика обладает неограниченными
топливными ресурсами при развитии быстрых реакторов
в замкнутом топливном цикле
53
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа