3.4 Размещение теплообменников аварийного расхолаживания в корпусе интегрального реактора

В техпроекте АППУ БН-1600 к каждой из 4-х петель II контура подключены теплообменники натрий II контура — воздух (ВТО) для аварийного отвода тепла от I контура в ситуациях, связанных с прекращением подачи воды в парогенераторы. Анализ имеющихся публикаций и зарубежных проработок показывает, что надежность системы аварийного теплоотвода существенно повысится, если указанные ВТО подключить к специальным теплообменникам аварийного расхолаживания, расположенным в корпусе реактора. Наличие 4-х автономных систем теплоотвода с ВТО позволит снять функции безопасности с II и III контуров АЭС, что приведет к их упрощению и удешевлению.

В этом случае отпадает необходимость в размещении парогенераторов на значительной высоте над реактором (ПТО) для обеспечения естественной циркуляции во II контуре. Это, в свою очередь, позволяет расположить соосно и на небольшом расстоянии патрубки ПТО и патрубки (коллектора) ПГ. Трассировка сравнительно коротких прямых трубопроводов будет весьма благоприятной для применения сильфонов и трубопроводов большого диаметра. Две нитки трубопроводов на каждой из петель II контура могут быть заменены одной ниткой Dy = 1000 мм. Все это приведет к дальнейшему сокращению длины и массы трубопроводов и объема натрия II контура, уменьшению количества нагревателей, кабелей, КИП, электрощитов и др.

Расчеты с использованием удельных стоимостных характеристик раздела 3.2 показывают, что за счет сокращения протяженности и замены двух ниток трубопроводов одной большего диаметра экономия, с учетом затрат на внутрикорпусные теплообменники расхолаживания, составит 5–6 млн руб., что эквивалентно снижению общих капвложений по АЭС на 0,65–0,8%.

Уменьшение расстояния между реактором и парогенераторами, сокращение систем электрообогрева может привести к уменьшению строительных объемов реакторного здания на ~65 тыс. м3 (~8% от общего объема) и затрат на ~6,5 млн руб.

Таким образом суммарная экономия от внедрения мероприятий, рассмотренных в этом разделе, составит ~12 млн руб. или 1,5% по АЭС в целом.

3.3. Усовершенствование конструкции, снижение металлоемкости реактора

В проработках по перспективным зарубежным реакторам большой мощности (например, по французскому реактору Супер-Феникс-2) предлагается вариант реактора без вторичного страховочного корпуса. Роль последнего выполняет металлическая облицовка шахты аппарата. Исключение страховочного корпуса позволяет уменьшить металлоемкость реактора БН-1600 на 250–300 т.

В отличие от зарубежных конструкций интегральных реакторов с верхней подвеской, реактор БН-1600 (техпроект) имеет верхнюю плиту (верхняя неподвижная защита) и металлоемкие внутрикорпусные конструкции (опорный пояс, вертикальные цилиндры для крепления ГЦН, ПТО). Кроме того, для поддержания в заданных пределах температуры крыши корпуса, применена сравнительно сложная и металлоемкая система ее охлаждения.

Если судить по последним французским проработкам по реактору Супер-Феникс-2 из-за специфики теплопередачи от зеркала теплоносителя к крыше, необходимость в специальной системе ее охлаждения может отпасть. Прогресс с отработкой крупногабаритных сильфонных компенсаторов, по-видимому, позволит устанавливать их на трубопроводах I контура (ГЦН — напорная камера), расположенных внутри корпуса интегрального реактора. Все это позволит закрепить оборудование (ГЦН-I, ПТО) на верхней неподвижной защите, упростить конструкцию корпуса реактора, значительно уменьшить массу внутрикорпусных конструкций.

По оценкам реализация этих мероприятий позволит сэкономить 450 т стали. По данным изготовления оборудования БН-600 удельная стоимость страховочного корпуса – 14,5 тыс. руб./т, опорных конструкций (опорный пояс и др.) — 12,5 тыс. руб./т. Таким образом, общая экономия за счет реализации указанных выше мероприятий составит ~10 млн руб., что составляет ~1,3% от общих капвложений на АЭС.

"Финансирование с узбекской стороны. Вопрос о государственном кредите не обсуждается", - сказал Лихачев в эфире "Первого канала".
https://ria.ru/20240527/aes-1948740569.html

Думаю (не инсайд!), что сработал фактор "более дешёвого входного билета". РИТМы страна-новичок может оплатить сама, а вот ВВЭРы уже будет просить поддержать кредитом.

3.2. Применение сильфонных компенсаторов на трубопроводах II контура

Как известно, компенсация термических расширений тонкостенных крупногабаритных трубопроводов (820×13 мм, 630×13 мм) обеспечивается за счет пространственных гибов. Это приводит к значительному увеличению их длины.

По проработкам ВНИПИЭТ, применение сильфонов во II контуре БН-800 сокращает длину трубопроводов на 426 м (115,5 т) и объем теплоносителя на 214 м3. Во втором контуре установки БН-1600 предполагается использовать в каждой петле по две нитки трубопроводов 820×13 мм. Поэтому при прочих равных условиях применение сильфонов во II контуре БН-1600 позволит уменьшить длину трубопроводов 820×13 мм на 1100 м (310 т) и объем теплоносителя на 570 м3.

По данным откорректированного СФР БН-600 стоимость 1 т трубопроводов II контура с электрообогревом (включая КИП, кабели, щиты) и теплоизоляцией составляет ~15 тыс. руб./т, стоимость 1 т натрия — 2 тыс. руб. Поэтому полученное выше сокращение длины трубопроводов и объема теплоносителя с учетом некоторого сокращения вспомогательных систем (уменьшение объемов сливных емкостей) снизит стоимость на 6–6,5 млн руб., что составит 0,8–0,85% от общих капвложений АЭС.

3.1. Применение более совершенных конструкций парогенераторов

На головных образцах, а также в варианте, представленном в ТЭО, используется секционно-модульная конструкция парогенератора: в каждой из 4-х петель — 16 секций, по 2 модуля в каждой секции.

ОКБ Гидропресс — Главный конструктор ПГ разрабатывает 11 вариантов конструкций ПГ — от корпусного до микромодульного. Эти проработки показывают, что по мере совершенствования технологии, качества изготовления и контроля ПГ будут использоваться более совершенные с точки зрения стоимости конструкции, позволяющие уменьшить их весогабаритные характеристики и стоимость в 1,5–2 раза по сравнению с вариантом, используемом на головных образцах БН-1600.

Последние проработки и предложения ОКБ Гидропресс сводятся к тому, что и на головном образце с использованием отработанных на БН-600 модулей существует возможность снизить количество модулей и секций ПГ. Например, предлагается вариант секции: два модуля испарителей и один пароперегреватель. В этом случае количество секций уменьшается в два раза (8 вместо 16), а модулей — на 30% (24 вместо 32). Экономия средств по данным ОКБ Гидропресс в этом случае составляет ~24 млн руб., что эквивалентно снижению удельных капвложений на ~3% по АЭС типа БН-1600 в целом.

В проработках ОКБ Гидропресс рассмотрены перспективные конструкции ПГ. Применение их позволит удешевить ПГ (по сравнению с вариантом, используемым в ТЭО) более чем в два раза, что соответствует экономии ~5–6% удельных капзатрат по АЭС в целом. В связи с вышеизложенным можно полагать, что применение в перспективе более совершенных конструкций и компоновок ПГ на АЭС типа БН-1600 позволит сэкономить 4–4,5% общих капвложений за счет снижения цены собственно ПГ, трубопроводов обвязки, арматуры, мощности электрообогрева, систем контроля, строительных объемов.

3. Пути совершенствования проектных решений

Прошедшая стадия строительства и эксплуатации БР средней мощности выявила реальные денежные затраты на энергоблоки этого типа. Поэтому вопрос о том, насколько быстрый реактор дороже теплового, в настоящее время стоит не столь отвлеченно, как это было на начальной стадии разработки БР.

Сопоставление удельных капзатрат одновременно сооруженных на освоенных площадках реакторов — III блока БАЭС — БН-600 и V блока НВАЭС — ВВЭР-1000 показывает, что различие не столь существенно (1,45—1,50: 560 руб./кВт — в БН-600 и 385 руб./кВт — ВВЭР-1000), как это обычно имеет место при сравнении вновь создаваемых энергоустановок с практически освоенными.

Кроме того, разработчики, принимая во внимание особенности БР: высокий КПД — на 30% выше, чем у существующих тепловых реакторов; низкое давление в корпусах реактора и теплообменного оборудования, компактная активная зона и др., видят пути упрощения и удешевления БР. Более высокая стоимость БР объясняется отчасти определенным консерватизмом при выборе конструкторских и проектных решений, неотработанностью технологии изготовления оборудования головных энергоблоков, недостаточным укрупнением оборудования, неполным использованием замечательных возможностей быстрых реакторов в части повышения эффективности преобразования тепловой энергии реактора в электрическую.

Разумеется, что по мере накопления технологического и эксплуатационного опыта будет осуществляться естественный процесс усовершенствования технико-экономических характеристик быстрых реакторов. Основные усилия должны быть направлены на совершенствование и снижение металлоемкости оборудования. Удельные капзатраты по строительной части реакторов БН-600 и ВВЭР-1000 приблизительно одинаковые.

Специфика быстрых реакторов такова, что для них нет необходимости в сооружении сложной и дорогостоящей герметичной оболочки, рассчитанной на значительное избыточное давление. Для применяемой интегральной конструкции корпус быстрого реактора, содержащий радиоактивный теплоноситель и оборудование I контура, заключен в герметичный страховочный кожух, все выводы трубопроводов сделаны выше уровня теплоносителя в корпусе. Эти меры исключают утечку теплоносителя из корпуса при разрыве трубопроводов I контура. Оборудование и трубопроводы петель II контура размещаются в отдельных боксах.

Оценки с использованием данных ТЭО ЛОТЭПа по БН-1600 и реальных затрат по БН-600 показывают, что в случае применения традиционной прямоугольной компоновки, с учетом некоторого возрастания факторов ценообразования, удельные капзатраты в головные блоки БН-1600 будут на уровне 470—480 руб./кВт.

Внедрение по мере освоения БР рассматриваемых ниже усовершенствований заметно удешевит БР.

https://t.me/rosenergoatom/1280

Россия и Узбекистан подписали соглашение о строительстве атомной станции малой мощности

В ходе визита Президента РФ в Узбекистан в присутствии глав государств подписан документ, расширяющий сотрудничество между странами для строительства в Узбекистане атомной электростанции малой мощности (АСММ) по российскому проекту.

Также на полях мероприятия «Атомстройэкспорт» и Дирекция по строительству АЭС при Агентстве по атомной энергии при кабинете министров Республики Узбекистан подписали контракт на сооружение АСММ.

Проект предусматривает строительство в Джизакской области станции мощностью 330 МВт (шесть реакторов мощностью 55 МВт каждый). Росатом выступит генеральным подрядчиком строительства станции, к строительству также будут привлечены местные компании.

Вместе.

В межправе теперь будут фигурировать и ВВЭР на 1,2 ГВт, и малые.

Также на полях мероприятия «Атомстройэкспорт» и Дирекция по строительству АЭС при Агентстве по атомной энергии при кабинете министров Республики Узбекистан подписали контракт на сооружение АСММ.

Проект предусматривает строительство в Джизакской области станции мощностью 330 МВт (шесть реакторов мощностью 55 МВт каждый). Росатом выступит генеральным подрядчиком строительства станции, к строительству также будут привлечены местные компании.

https://t.me/rosenergoatom/1280

И в межправ с Узбекистаном добавили шесть РИТМов.
Но это пока ещё абстрактно.

2.2. Повышение выгорания

Для улучшения экономических показателей топливного цикла большое внимание уделяется увеличению времени нахождения топлива в реакторе – увеличению глубины выгорания.

Влияние глубины выгорания на характеристики реактора типа БН-1600 и топливного цикла представлено в таблице [см. далее].

Несмотря на некоторые потери в КВ с увеличением выгорания растет темп воспроизводства горючего, сокращаются объемы химпереработки и изготовления ТВС. Соответственно сократится и топливная составляющая затрат.

В реакторе БОР-60, а также в зарубежных экспериментальных реакторах достигнуто выгорание ~20% т.а., в действующих энергетических реакторах — 7–10% т.а. По мере отработки технологии качественного изготовления и контроля твэл, ограничение ресурса ТВС будет связано с формоизменением и свойствами шестигранного чехла из-за радиационных эффектов — распухания и ползучести.

С целью создания работоспособных чехлов ТВС при больших выгораниях и флюенсах нейтронов ведутся интенсивные исследования по конструкционным материалам для оболочки твэл и ТВС, а также по технологии термомеханической обработки. В настоящее время перспективными считаются аустенитные холоднодеформированные стали, ферритные стали. Уже получены хорошие результаты по радиационной стойкости отечественной ферритно-мартенситной стали ЭП-450 при ее облучении в реакторах БОР-60 и БН-350.

2. Повышение характеристик воспроизводства и экономических
показателей топливного цикла

2.1. Повышение коэффициента воспроизводства

Повышение характеристик воспроизводства быстрых реакторов связывают с применением новых, более совершенных с точки зрения физики, видов
топлив и конструкций активных зон. В качестве перспективных топлив рассматривают карбидное и металлическое.

Карбидное топливо, по сравнению с хорошо освоенным в настоящее время окисным, обладает рядом преимуществ — более высокой плотностью, хорошей теплопроводностью, меньшим количеством замедлителя. Расчетные оценки показывают, что применение карбидного топлива позволяет увеличить КВ на 0,15–0,2 (а. е.) и уменьшить время удвоения на 25–30% по сравнению с широко используемым окисным топливом.

Проведенные в последние годы исследования экспериментальных сборок с карбидным топливом (в том числе и на реакторе БР-5) позволили получить ряд важных результатов по поведению и изменению свойств этого топлива в условиях облучения. В настоящее время ведутся расчетные исследования реакторов большой мощности на карбидном топливе.

Из всех рассмотренных для быстрых реакторов видов топлив металлическое уран-плутониевое обладает наибольшими потенциальными возможностями в достижении высоких коэффициентов воспроизводства. Это связано, в основном, с двумя факторами:

1) Отсутствием замедляющих разбавителей, что обеспечивает более жесткий спектр нейтронов и, как следствие, меньшее значение паразитного захвата нейтронов на делящихся изотопах (α Pu-239 и α Pu-241) и конструкционных материалах.

2) Наибольшей плотностью топлива (ρтеор = 19 г/см3), обеспечивающей наибольший вклад деления урана-238 в коэффициент воспроизводства.

Расчеты показывают, что металлическое топливо позволяет при обеспечении работоспособности топлива до выгораний 6–7% достигнуть КВ = 1,75–1,85 и Т2 = 7–8 лет (здесь и далее Т2 приводится для Твн = 1 год).

Подготовлены технические предложения по реактору типа БН-1600 на металлическом топливе. Значительный объем исследований по технологии и работоспособности твэл с металлический топливом выполнен в НИИАР и ВННИНМ. Однако экспериментальных данных по применению карбидного и металлического топлива пока недостаточно, чтобы можно было уверенно рассчитывать на их применение в условиях существующих рабочих характеристик и параметров (выгорание, энергонапряженность, температуры топлива и оболочки).

Несколько облегченные условия для металлического топлива может обеспечить использование его в экранах (боковых и торцевых) и внутренних зонах воспроизводства гетерогенных активных зон.

Центральная часть реактора БН-1600 в техническом проекте спроектирована таким образом, что в нем могут быть применены:

1) традиционная активная зона на окисном топливе;

2) в боковом и торцевых экранах может быть использован необогащенный металлический уран.

Кроме того, в процессе эксплуатации реактора может быть осуществлен переход на гетерогенную окисно-металлическую активную зону.
Введение металлического урана в экраны реактора на смешанном окисном топливе увеличивает КВ с 1,31 до 1,38, и при этом время удвоения составит 11,5 лет.

Дальнейшее увеличение показателей воспроизводства реактора БН-1600 можно получить, используя оксидно-металлические гетерогенные активные зоны. Как показали расчетные исследования, КВ реактора с гетерогенной активной зоной слабо зависит от варианта компоновки и для рассматриваемых во всех вариантах введения в активную зону ~30% (по объему) внутренних зон воспроизводства с металлическим ураном составляет 1,55–1,6. Период удвоения при максимальном выгорании 10% т.а. составляет 9 лет, избыточная наработка вторичного горючего — 630–660 кг/год.

Указанные характеристики воспроизводства обеспечивают сбалансированное по топливу и приемлемое по структуре развитие крупномасштабной ядерной энергетики и удовлетворяют требованиям, выдвинутым в решении НТС к перспективным быстрым реакторам.

Промежуточный отчет о НИР А. А. Ринейского, М. Ф. Троянова, Л. А. Кочеткова, Ю. Е. Багдасарова «Пути совершенствования проектных решений АЭС БН»
1983 год, ДСП.
Разгрифован и опубликован в 2023 году.

Далее выдержки из него.

БН-1600, каким его видели в 1983 году.

На Фламанвиле-3 загрузили топливо и готовятся к критике.

Первые экспортные РИТМы, скорее всего, пойдут в Мьянму.
http://atominfo.ru/newsz07/a0432.htm

Ну и по науке я написал выше, какой стенд ещё нужен.

Правильно замечено, согласен. В согласованной версии так.

Реально пока нет чёткого понимания конкретного потребителя. То есть, не абстрактных сотни населённых пунктов в одной только Якутии, а конкретной первой площадки. Поэтому слона решили есть по частям, и в тексте это заметно. Скорость поедания кусков слона будет зависеть от множества факторов, ну а мы будем за этим процессом наблюдать и по мере возможности периодически выпускать публикации о ходе работ.

Воспользовались случаем обновить публичную информацию по разработке СВГТ-1.
http://atominfo.ru/newsz07/a0414.htm

По научной части у проекта не хватает пока стенда для изучения ЕЦ в свинце-висмуте.

Это известный эффект энциклопудии. Как ни проверяй текст, опечатка всё равно будет в заглавии.

Поправили, спасибо! Если виден неисправленный текст, то нужно обновить кэш браузера.

Ну так "Дрионы" выращивали. До такого уровня технологий планета Земля ещё не дошла