Концепт микроядерной АЭС из Кореи
Атоминфо опубликовали новость про 12 мегаваттный модульный ядерный энергоблок, концепцию которого предложили корецы из KAIST. Энергомодуль уже удовлетворяет (хотя и с некоторой нятяжкой) условию транспортабельности - его вес 260 тонн, включая 36 тонн активной зоны реактора и 80 тонн турбомашинного преобразователя.
Однако, мне кажется, что концепт настолько интересный, что стоит рассказать больше подробностей, чем это сделано в новости Атоминфо. Благо, что публикации по KAIST MMR открыты и доступны.
Известно, что одним из главных проблем атомных станций малой мощности является то, что на очень небольшой по выработке блок приходятся все те же службы, что и у большой станции - и самые дорогие из них - это возня с перегрузкой топливом и ОЯТ и физическая защита ядерного реактора от всяких падающих самолетов, накатывающих цунами и прорывающихся террористов. Это приводит к увеличению удельных затрат на киловатт*час атомной энергии. Хороший способ нивелировать эти проблемы - это сделать блок транспортабельным, необслуживаемым и минимальных размеров. Решая задачу в таком ключе, корейцам пришлось напихать в концепт максимальное количество всяких крутых технологий, на что мы сейчас и посмотрим.
Начнем с концептуального описания. KAIST-MMR это быстрый, газоохлаждаемый (сверхкритичным СО2) реактор, распологаемый вместе с турбогенератором в одном модуле диаметром 3.8 м и длиной 7.1 метра (т.е. вся электростанция - примерно 1/2 от размера корпуса собранного ВВЭР-1000). Для отвода избыточного тепла используются пассивные воздушные радиаторы. Время работы без перегрузок - 20 лет на полной мощности, после чего модуль заменяется целиком и перегружается в заводских условиях.
А унутре у него неонка ключевой особенностью MMR является использование сверхкритичного СО2 при давлении в корпусе реактора в районе 200 атм и температуре на выходе из АЗ - 550 С. Термальная эффективность такого цикла 45%, но с учетом затрат на прокачку газа - полная эффективность по электрической мощности - 33,1%. В числе важного преимущества цикла называется резкое уменьшение габаритов турбогенератора по сравнению с паром и даже обычным циклом Брайтона на гелии, без перехода через сверхкритичность теплоносителя.
Сравнительные размеры турбогенераторов с разным теплоносителем (слева) и КПД разных циклов (справа).
Получившаяся тепловая схема подразумевает использование хитрых пластинчатых теплообменников с травленными каналами и турбокомпрессорного модуля, вращающегося на частоте 20100 оборотов в минуту.
Реактор блока KAIST-MMR использует тоже нестандартные решения, хотя и не так далеко зашедшие в новизне. Тепловая мощность активной зоны в 36,2 мегаватта, объемная - 90 киловатт/литр (близко к значениям ВВЭР и в 4 раза меньше натриевых быстрых реакторов). Активная зона набрана из 18 ТВС высотой 1,2 метра и диаметром около 20 см. Управление реактивностью (и мощность) реактора осуществляется путем контроля утечки нейтронов из этой сравнительно маленькой АЗ через отражатель. Для этого в отражателе из PbO установлены 12 поворотных барабанов с секторным поглотителем из B4C обогащенного по изотопу бора 10B. Поворачивая барабан поглотителем к АЗ можно увеличить утечку нейтронов из АЗ и ввести таким образом отрицательную реактивность. Снаружи отражатель закрыт нейтронным экраном, и, очевидно, вся эта конструкция должна быть упакована в стальной корпус, выдерживающий давление 200 атм и температуру ~400 градусов.
ТВС в свою очередь набраны из 127 твэлов диаметром 15 мм с топливом из нитрида урана обогащением 15,5%. Азот в топливной керамике тоже обогащен 15 изотопом, для снижения паразитных потерь нейтронов в топливе. Оболочки твэлов выполнены из ОДУ (ODS) -сталей, весьма перспективного материала, держащего как высокие повреждающие дозы (до 150 с.н.а.) так и высокую рабочую температуру (>500 C). Всего в активную зону загружается 5,48 тонны уранового топлива.
В центре активной зоны оставлена одна пустая ячейка для установки съемного поглотителя, обеспечивающего не превышение запасов реактивности на первые 10 лет работы. Поглотитель предлагается выполнить из гафния или обогащенного по 10 изотопу карбида бора и убирать его в середине кампании. Подобное же решение предлагалось в малом реакторе Toshiba 4S.
Выгорание топлива предполагается чуть выше 5% атомов тяжелых металлов и примерно 52 МВт*дней/кг - довольно консервативно для нового для корейцев нитридного топлива, при этом минимальное обогащение топлива, которое способно проработать 20 лет составляет 15,5%
Рассчетный коэфф. размножения АЗ без органов регулирования для разных обогащений в зависимости от выработки - годы на полной мощности (EFPY).
При этом использование съемного поглотителя позволяет уменьшить запас реактивности, что для быстрого реактора довольно критично в плане предохранения от реактивностиных аварий
Температурные и мощностные коэффциенты реактивности получились отрицательными, однако рост содержания плутония в АЗ к концу кампании сводят их почти к 0. Кстати, насчет плутония. Корейцы приводят интересный график - значение коэффциента воспроизводства в зависимости от года кампании. Видно, что реактор - бридер не очень.
Тем не менее очевидно, что в ОЯТ такого блока будет порядка 10% урана-235 и ~3% плутония, и это топливо надо бы перерабатывать.
Модуль, генератор и система сбора остаточного тепла в воздух
Такой вот концептуальный модуль.
Однако, мне кажется, что концепт настолько интересный, что стоит рассказать больше подробностей, чем это сделано в новости Атоминфо. Благо, что публикации по KAIST MMR открыты и доступны.
Известно, что одним из главных проблем атомных станций малой мощности является то, что на очень небольшой по выработке блок приходятся все те же службы, что и у большой станции - и самые дорогие из них - это возня с перегрузкой топливом и ОЯТ и физическая защита ядерного реактора от всяких падающих самолетов, накатывающих цунами и прорывающихся террористов. Это приводит к увеличению удельных затрат на киловатт*час атомной энергии. Хороший способ нивелировать эти проблемы - это сделать блок транспортабельным, необслуживаемым и минимальных размеров. Решая задачу в таком ключе, корейцам пришлось напихать в концепт максимальное количество всяких крутых технологий, на что мы сейчас и посмотрим.
Начнем с концептуального описания. KAIST-MMR это быстрый, газоохлаждаемый (сверхкритичным СО2) реактор, распологаемый вместе с турбогенератором в одном модуле диаметром 3.8 м и длиной 7.1 метра (т.е. вся электростанция - примерно 1/2 от размера корпуса собранного ВВЭР-1000). Для отвода избыточного тепла используются пассивные воздушные радиаторы. Время работы без перегрузок - 20 лет на полной мощности, после чего модуль заменяется целиком и перегружается в заводских условиях.
А унутре у него неонка ключевой особенностью MMR является использование сверхкритичного СО2 при давлении в корпусе реактора в районе 200 атм и температуре на выходе из АЗ - 550 С. Термальная эффективность такого цикла 45%, но с учетом затрат на прокачку газа - полная эффективность по электрической мощности - 33,1%. В числе важного преимущества цикла называется резкое уменьшение габаритов турбогенератора по сравнению с паром и даже обычным циклом Брайтона на гелии, без перехода через сверхкритичность теплоносителя.
Сравнительные размеры турбогенераторов с разным теплоносителем (слева) и КПД разных циклов (справа).
Получившаяся тепловая схема подразумевает использование хитрых пластинчатых теплообменников с травленными каналами и турбокомпрессорного модуля, вращающегося на частоте 20100 оборотов в минуту.
Реактор блока KAIST-MMR использует тоже нестандартные решения, хотя и не так далеко зашедшие в новизне. Тепловая мощность активной зоны в 36,2 мегаватта, объемная - 90 киловатт/литр (близко к значениям ВВЭР и в 4 раза меньше натриевых быстрых реакторов). Активная зона набрана из 18 ТВС высотой 1,2 метра и диаметром около 20 см. Управление реактивностью (и мощность) реактора осуществляется путем контроля утечки нейтронов из этой сравнительно маленькой АЗ через отражатель. Для этого в отражателе из PbO установлены 12 поворотных барабанов с секторным поглотителем из B4C обогащенного по изотопу бора 10B. Поворачивая барабан поглотителем к АЗ можно увеличить утечку нейтронов из АЗ и ввести таким образом отрицательную реактивность. Снаружи отражатель закрыт нейтронным экраном, и, очевидно, вся эта конструкция должна быть упакована в стальной корпус, выдерживающий давление 200 атм и температуру ~400 градусов.
ТВС в свою очередь набраны из 127 твэлов диаметром 15 мм с топливом из нитрида урана обогащением 15,5%. Азот в топливной керамике тоже обогащен 15 изотопом, для снижения паразитных потерь нейтронов в топливе. Оболочки твэлов выполнены из ОДУ (ODS) -сталей, весьма перспективного материала, держащего как высокие повреждающие дозы (до 150 с.н.а.) так и высокую рабочую температуру (>500 C). Всего в активную зону загружается 5,48 тонны уранового топлива.
В центре активной зоны оставлена одна пустая ячейка для установки съемного поглотителя, обеспечивающего не превышение запасов реактивности на первые 10 лет работы. Поглотитель предлагается выполнить из гафния или обогащенного по 10 изотопу карбида бора и убирать его в середине кампании. Подобное же решение предлагалось в малом реакторе Toshiba 4S.
Выгорание топлива предполагается чуть выше 5% атомов тяжелых металлов и примерно 52 МВт*дней/кг - довольно консервативно для нового для корейцев нитридного топлива, при этом минимальное обогащение топлива, которое способно проработать 20 лет составляет 15,5%
Рассчетный коэфф. размножения АЗ без органов регулирования для разных обогащений в зависимости от выработки - годы на полной мощности (EFPY).
При этом использование съемного поглотителя позволяет уменьшить запас реактивности, что для быстрого реактора довольно критично в плане предохранения от реактивностиных аварий
Температурные и мощностные коэффциенты реактивности получились отрицательными, однако рост содержания плутония в АЗ к концу кампании сводят их почти к 0. Кстати, насчет плутония. Корейцы приводят интересный график - значение коэффциента воспроизводства в зависимости от года кампании. Видно, что реактор - бридер не очень.
Тем не менее очевидно, что в ОЯТ такого блока будет порядка 10% урана-235 и ~3% плутония, и это топливо надо бы перерабатывать.
Модуль, генератор и система сбора остаточного тепла в воздух
Такой вот концептуальный модуль.