Проблемы существующей технологии водо-водяного реактора
Дата: 18/01/2021
Тема: Атомная энергетика


Андрей Виноградов, к.т.н., гл. конструктор проектов

На развитие атомного электропроизводства в мире накладываются все более жесткие требования ядерной безопасности и конкуренции. С одной стороны, атомная электроэнергетика (АЭС, АТЭС) обязана решать проблемы экологии, а с другой стороны, она должна вырабатывать электроэнергию дешевле, чем на тепловых станциях (ТЭЦ, ГРЭС и др.), сжигающих органическое топливо, а также чем на ветряках, солнечных батареях и прочей экзотике.



Существующие АЭС в абсолютном своём большинстве, преобразуют тепло, возникающее в результате деления ядер, в работу вращения ротора электрогенератора, который и вырабатывает электроэнергию. В основе этого процесса преобразования используется пароводяной термодинамический цикл, которому исполняется уже более 200 лет со дня его изобретения. Для АЭС эта технология была перенята от паровых машин, паровозов и паровых котлов, поскольку не было изобретено иного способа, который был бы проще на тот период времени.

Конструкторская мысль застопорилась, и даже в 21-ом веке в проекте установки электрогенерации от термоядерного реактора использована технология «паровоза». Кто бывал на тепловой или атомной электростанции тот знает, сколько там в помещениях трубопроводов, задвижек и клапанов, баков с водой и т.д. Это десятки тысяч тонн металла для станции мощностью всего 500 МВт эл. Это десятки тысяч датчиков и километры проводов от них до центрального блочного щита управления (БЩУ). Это огромные помещения для котла (для АЭС это реакторный зал и герметичные помещения первого контура, контейнмент) и машзал для паровой турбины и электрогенератора. И все эти помещения занимают большую площадь, рядом с которой расположены здания для всех сопутствующих необходимых производств: водоподготовки и очистки, дымоходы и трубы вентиляции, водоёмы охлаждения конденсатора турбины, градирни, ремонтные цеха, службы обслуживания и т.д.

В эксплуатационном плане всё оборудование АЭС имеет проблемы износа сальников насосов, задвижек, клапанов, эрозии лопаток турбины, износа подшипников и т.д. и т.п.  Другого пока ничего в массовом применении не придумали. Строительство такого энергоблока занимает по времени от 7 до 12 лет. Требуется сотни тысяч тонн труб, цемента, арматуры и др. материалов. И всё это строится на 60 лет эксплуатации АЭС. А после что будет на этом месте?

У экономистов уже много лет существует расхожее мнение, что чем крупнее энергоблок с пароводяной технологией, тем дешевле удельная установленная мощность и дешевле стоимость киловатт-часа  отпускаемой электроэнергии. Так ли это на самом деле?

Уже более 50-и лет как придуманы и используются газотурбинные установки (ГТУ) для вращения электрогенератора. Объём требуемого здания и стоимость всего оборудования ГТУ в десятки раз меньше, чем требуется для ТЭЦ или ГРЭС такой же мощности. Эксплуатационные расходы на ГТУ значительно меньше, и выброс в окружающую среду тепла, неиспользованного в термодинамическом цикле, тоже меньше.

Возникает резонный вопрос к генеральному директору и научному руководству ГК «Росатом»: какова неоспоримая (или неустранимая) причина, которая заставляет их создавать АЭС с водо-водяным реактором (ВВЭР), с паровой турбиной на влажном паре, делать АЭС дорогостоящими. А самое главное, почему ядерный реактор нужно обвешивать множеством внешних систем безопасности под лозунгом «Технология ВВЭР - тренд на постоянное повышение безопасности» (название презентации С.Л. Соловьёва в Венгрии, г. Печ, 06 ноября 2019 года). 

Лозунг не двусмысленно указывает на то, что ВВЭР не есть безопасный реактор, и ему требуется постоянное повышение безопасности. Очень актуально!

Не смотря на все потуги сделать ВВЭР безопасным реактором, на самом деле он сохранил врожденные неотъемлемые негативные свойства и остаётся опасным, способным при определенных обстоятельствах непременно расплавиться!

На сегодняшний день в отношении проекта АЭС с ВВЭР-1200 (-1300) известно:

А) Вопросы безопасности

  1. С увеличением мощности атомного реактора и сохранением транспортного габарита физика активной зоны стала более напряженной, длина активной части активной зоны увеличилась, запас до кризиса теплоотдачи в реактора снизился практически до нуля.

  2. Компенсация реактивности активной зоны солью борной кислоты не будет работать в области парового мешка в случае аварии, а именно, в области возникновения «козла», поскольку в паре концентрация борной кислоты на порядки меньше чем в жидкости теплоносителя. Борная кислота будет оставаться в активной зоне и при достижении больших концентраций начнет выпадать на теплообменных поверхностях и перекрывать доступ воды для охлаждения твэлов, что вызовет разогрев оболочек последних выше допустимых значений и последующие их расплавление.

  3. Технология повторного залива в случае аварии типа LOCA, как способа предотвращения тяжелой аварии (повреждения топлива), не гарантирует успеха, поскольку не гарантирует своевременную подачу воды в зону максимального разогрева топлива, где температура оболочки твэла превышает значение температуры Лейденфроста. При этом корпус реактора частично расплавится с вытеканием кориума.

  4. Деградация активной зоны реактора приведет к появлению водорода и, как следствие, возникновению проблем с водородной взрывобезопасностью (Наличие циркония в оболочках твэлов делает практически невозможным исключение проблем с водородной безопасностью).

  5. Таким образом корпус реактора расплавится в обоих случаях, и при потере циркуляции теплоносителя в первом контуре, и при возникновении «козла» в активной зоне реактора.

  6. Система рекомбинаторов водорода исключает накопления больших масс водорода в контейнменте, но не исключает локальной детонации гремучей смеси в зоне поступления водорода.

  7. Контейнмент абсолютно не гарантирует то, что не произойдет взрыв водорода в нём,  и после взрыва водорода сохранится его герметичность , и что выброса радиации наружу не произойдёт.

  8. Удержание расплавов ядерного топлива и конструкционных материалов корзины активной зоны в корпусе реактора, как показали расчеты, и опыт АЭС Фукусима, не будет обеспечено.

  9. «Ловушка» под корпусом атомного реактора с жертвенным материалом, возможно, не выдержит температуру расплава ядерного топлива после испарения металлов с низкой температурой кипения, поскольку, в расплаве с разделением компонентов по высоте из-за различной плотности и не зависимо от температуры, ядра топлива продолжают делиться. Выделяется не только остаточное тепловыделение, но и дополнительное тепловыделение от спонтанного деления ядер топлива.

    Б) Вопросы экономики

  1. Тренд на увеличение единичной мощности АЭС, как способа снижения себестоимости э/энергии, себя не оправдывает, поскольку небольшая относительная экономия нивелируется всевозрастающими издержками на системы безопасности, а увеличение общей стоимости АЭС делает его крайне «тяжелым» для большинства стран инвестиционным проектом.

  2. Стоимость утилизации АЭС на проектной стадии видимо детально не просчитывалась, поскольку ожидали её превышение над стоимостью проданной электроэнергии.

  3. В случае аварии в первом контуре не представляется возможным разобрать и утилизировать из контейнмента всё теплотехническое оборудование при тратах в разумных целесообразных размерах.

  4. Вместо «Зелёной лужайки» будет «Зелёный курган» на 500 лет, высокий и с сумасшедшей радиацией внутри.

    В) Инженерный и научный уровень проектов АЭС

    Проекты морально устарели как в ядерной, так и в теплотехнической части и чисто инженерной/проектной части, представляя собой переработанные (напрашивается термин «изнасилованные») проекты 60-летней давности:

  1. Сама технология ВВЭР практически гарантирует проблемы с охлаждением АЗ и риском тяжелой аварии в случае мало-мальски опасного исходного события (полное обесточивание, потеря теплоносителя), заставляя использовать и развивать до степени гипертрофировния системы безопасности;

  2. Возможные пути решения имеющихся проблем упорно игнорируются разработчиками и проектировщиками, например, использование стали/карбида кремния в оболочках твэлов исключает пароциркониевую реакцию;

  3. Паросиловой цикл (цикл Ренкина) морально устарел. При этом игнорируются возможности использования цикла Брайтона на сверхкритической углекислоте (CO2).

    Г) Управление

    30-тилетняя стагнация в отрасли (и в экономике страны, к слову – но это уже политика), отчасти объясняя ситуацию, в которой оказалась отрасль, заставляет сделать вывод о неприемлемо низком (напрашиваются более резкие и более близкие к тематике УК РФ термины) качестве управления отраслью. Вопрос не только и не столько в ресурсах (на разработку и продвижение старых проектов потрачены огромные средства).

    Новые проекты не появляются в т.ч. потому, что не были поставлены задачи создания новых проектов, задачи подготовки кадров для новых проектов и т.д.

    [23/12/2020] ProAtom

    «Менеджеры во главе науки -  угроза технологическому суверенитету России». http://proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=9488


    Прошу специалистов изложить свои знания по указанным вопросам, а также, предложить, что нужно предпринять для гармоничного развития атомной отрасли, без ядерного коллапса, аварий и банкротства.



     

     



     

     

     



  4.  







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=9509