Индийские ядерные реакторы на тории: Проектирование и развитие.

Введение

Индийский проект ядерного реактора

Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) или AHWR 300 – это новейшая индийская разработка ядерного реактора следующего поколения, использующего торий в качестве топлива в активной зоне. Он должен стать третьим этапом в трехступенчатом плане топливного цикла Индии. Предполагалось, что эта фаза плана топливного цикла будет реализована, начиная со строительства прототипа мощностью 300 МВт в 2016 году. Реактор КАМИНИ – первый в мире экспериментальный реактор, работающий на тории. Он охлаждается и замедляется легкой водой, использует металлический уран-233, произведенный в ториевом топливном цикле, обеспечиваемом соседним реактором FBTR, и вырабатывает 30 кВт тепловой энергии при полной мощности.

Предыстория

Баба Атомный Исследовательский Центр (БАРЦ) создал масштабную инфраструктуру для проектирования и разработки этих передовых тяжеловодных реакторов. Эта инфраструктура охватывает материаловедение, критически важные компоненты, физику реактора и анализ безопасности. Для проведения экспериментов с этими реакторами создано несколько специализированных установок. AHWR – тяжеловодный реактор трубного типа. Правительство Индии, через Департамент атомной энергии (DAE), полностью финансирует проектирование, текущую и будущую разработку передового тяжеловодного реактора. Новая версия передовых тяжеловодных реакторов будет соответствовать более строгим требованиям безопасности. Индия является основной площадкой для этих реакторов благодаря значительным запасам тория, что обеспечивает возможность их длительной эксплуатации и обслуживания AHWR.

Мотивация

Торий в три раза более распространен в земной коре, чем уран, однако его экономически целесообразные и подтвержденные запасы меньше, при этом Индия обладает крупнейшими подтвержденными запасами в мире. Значительное количество тория также содержится в отходах обогащения шахт, добывающих редкоземельные элементы из монацита, который обычно содержит как редкоземельные элементы, так и торий. Пока спрос на торий остается низким, эти отходы представляют химическую (торий – токсичный тяжелый металл) и, в меньшей степени, радиологическую проблему, которая могла бы быть частично решена за счет использования тория в ядерных электростанциях. В отличие от урана, который содержит 0,72% делящегося 235U, торий состоит почти исключительно из воспроизводимого 232Th, который можно превратить в делящийся 233U с помощью тепловых нейтронов. Это позволяет использовать значительно большую долю исходного материала без необходимости использования реакторов-размножителей и при этом производить на порядки меньше минорных актинидов. Однако, поскольку сам торий не является делящимся, его необходимо сначала "воспроизвести", чтобы получить делящийся материал, который затем можно использовать в том же реакторе, где он был "воспроизведен", или химически отделить для использования в отдельном реакторе-сжигателе.

Дизайн

Предлагаемая конструкция АЭС представляет собой ядерный реактор с замедлителем из тяжелой воды, который станет реактором следующего поколения типа PHWR. Он разрабатывается в Бабха Атомном Исследовательском Центре (BARC) в Мумбаи, Индия, и направлен на достижение целей использования ториевых топливных циклов для коммерческого производства электроэнергии. AHWR – это реактор вертикально-трубного типа, охлаждаемый кипящей легкой водой при естественной циркуляции. Уникальной особенностью этой конструкции является большой резервуар с водой, расположенный над основным корпусом удержания, называемый водяным бассейном, работающим под действием силы тяжести (GDWP). Этот резервуар предназначен для выполнения нескольких пассивных функций безопасности. Общая конструкция AHWR предполагает использование значительного количества тория и ториевого цикла. AHWR во многом схож с реактором с тяжелой водой под давлением (PHWR) в концепции труб давления и труб с каландрией, однако ориентация труб в AHWR вертикальная, в отличие от PHWR. Ядро AHWR имеет длину 3,5 м и содержит 513 решеточных позиций с квадратной сеткой 225 мм. Ядро радиально разделено на три зоны выгорания. Выгорание уменьшается по направлению к внешней поверхности ядра. Топливо занимает 452 решеточных позиции, а остальные 37 позиций заняты системой аварийного останова 1, состоящей из 37 управляющих стержней. 24 позиции предназначены для устройств реактивного управления, включающих 8 поглощающих стержней, 8 регулирующих стержней и 8 выравнивающих стержней. Тепло отводится путем кипячения легкой воды под давлением 7 МПа. Основная задача данной модели – обеспечить расчет общей мощности и приблизительного пространственного распределения мощности в ядре с определенной степенью точности. Конструкция реактора включает в себя передовые технологии, а также ряд проверенных положительных характеристик индийских реакторов с тяжелой водой под давлением (PHWR). К этим характеристикам относятся трубчатая конструкция, замедлитель низкого давления, загрузка топлива в работающем реакторе, разнообразные быстродействующие системы аварийного останова и наличие большого теплоотвода низкой температуры вокруг ядра реактора. AHWR включает в себя несколько функций пассивной безопасности, таких как: отвод тепла из ядра посредством естественной циркуляции; непосредственная инжекция воды аварийной системы охлаждения активной зоны (ECCS) в топливо; и наличие большого запаса борированной воды в надголовном водяном бассейне, работающем под действием силы тяжести (GDWP), для поддержания отвода тепла распада ядра. Инжекция аварийной системы охлаждения активной зоны (ECCS) и охлаждение корпуса удержания могут быть активированы (SCRAM) без использования каких-либо активных систем или вмешательства оператора. Конструкция реактора оптимизирована для максимального использования ториевого топлива за счет достижения слегка отрицательного коэффициента пустотности. Достижение этих требований стало возможным благодаря использованию MOX PuO2 ThO2 и MOX ThO2 233UO2 в различных топливных элементах одного и того же топливного сборки, а также использованию гетерогенного замедлителя, состоящего из аморфного углерода (в топливных сборках) и тяжелой воды в объемном соотношении 80–20%. Конфигурация ядра обеспечивает значительную гибкость и несколько осуществимых решений, включая те, которые не требуют использования отражателей на основе аморфного углерода, без внесения изменений в конструкцию реактора.

The proposed design of the AHWR is that of a heavy water moderated nuclear power reactor that will be the next generation of the PHWR type. It is being developed at Bhabha Atomic Research Centre (BARC), in Mumbai, India and aims to meet the objectives of using thorium fuel cycles for commercial power generation. The AHWR is a vertical pressure tube type reactor cooled by boiling light water under natural circulation. A unique feature of this design is a large tank of water on top of the primary containment vessel, called the gravity driven water pool (GDWP). This reservoir is designed to perform several passive safety functions. The overall design of the AHWR is to utilize large amounts of thorium and the thorium cycle. The AHWR is much like that of the pressurized heavy water reactor (PHWR), in that they share similarities in the concept of the pressure tubes and calandria tubes, but the tubes' orientation in the AHWR is vertical, unlike that of the PHWR. The AHWR's core is 3.5 m long and has 513 lattice locations in a square pitch of 225 mm. The core is radially divided into three burn up regions. The burn up decreases as it moves toward the external surface of the core. Fuel is occupied by 452 lattice locations and the remaining 37 locations are occupied by shutdown system 1. This consists of 37 shut off rods, 24 locations are for reactive control devices which are consisted of 8 absorber rods, 8 shim rods, and 8 regulating rods. By boiling light water at a pressure of 7 MPa, heat is then removed. The main focus with this model is to get the total power and a coarse spatial power distribution within the core to be within certain degree of accuracy. The reactor design incorporates advanced technologies, together with several proven positive features of Indian pressurised heavy water reactors (PHWRs). These features include pressure tube type design, low pressure moderator, on power refueling, diverse fast acting shut down systems, and availability of a large low temperature heat sink around the reactor core. The AHWR incorporates several passive safety features. These include: Core heat removal through natural circulation; direct injection of emergency core coolant system (ECCS) water in fuel; and the availability of a large inventory of borated water in overhead gravity driven water pool (GDWP) to facilitate sustenance of core decay heat removal. The emergency core cooling system (ECCS) injection and containment cooling can act (SCRAM) without invoking any active systems or operator action. The reactor physics design is tuned to maximise the use of thorium based fuel, by achieving a slightly negative void coefficient. Fulfilling these requirements has been possible through the use of PuO2 ThO2 MOX, and ThO2 233UO2 MOX in different pins of the same fuel cluster, and the use of a heterogeneous moderator consisting of amorphous carbon (in the fuel bundles) and heavy water in 80–20% volume ratio. The core configuration lends itself to considerable flexibility and several feasible solutions, including those not requiring the use of amorphous carbon based reflectors, are possible without any changes in reactor structure.

Некоторые отличительные особенности АВР

Устранение теплоносителя на основе тяжелой воды под высоким давлением, что приводит к снижению потерь тяжелой воды при утечках, и отказ от системы регенерации тяжелой воды. Использование тепла, выделяемого в модераторе, для подогрева питательной воды. Отказ от основных компонентов и оборудования, таких как насосы первого контура и приводные двигатели, сопутствующее оборудование управления и электроснабжения, и, как следствие, экономия электроэнергии, необходимой для их работы. Канализационные блоки заводской сборки, с возможностью быстрой замены только одной топливной трубки, без демонтажа других установленных компонентов канала. Замена парогенераторов на более простые паровые барабаны. Более высокое давление пара по сравнению с реакторами типа PHWR. Производство 500 м³/сутки деминерализованной воды в многоэффектной опреснительной установке с использованием пара из турбины низкого давления. Столетний расчетный срок службы реактора. Одна из целей проектирования – отсутствие необходимости в зоне отчуждения благодаря передовым системам безопасности.

Топливный цикл

В стандартной конфигурации АВРР предусматривается замкнутый ядерный топливный цикл, поскольку это позволит снизить радиотоксичность отходов. Благодаря этому, для АВРР предусмотрены альтернативные виды топлива, учитывая возможность использования различных топливных циклов – как замкнутых, так и однопроходных. Конструкция АВРР изначально ориентирована на достижение высокой степени выгорания топлива на основе тория (BARC, 2013). Отработанный торий, извлекаемый из реактора, возвращается для переработки, а плутоний накапливается для последующего использования в быстром реакторе-размножителе. По состоянию на 2017 год, проект находился на завершающей стадии валидации.

Инновации в области безопасности

Прошлые ядерные аварии, такие как Чернобыль и Фукусима, сделали улучшение строительства и технического обслуживания объектов критически важным. Эти аварии произошли с участием реакторов, работающих на уране-235, и были вызваны несовершенством конструкций этих объектов. С тех пор Международное агентство по атомной энергии усилило протоколы безопасности на ядерных объектах, чтобы предотвратить повторение подобных аварий. Одной из важнейших мер безопасности при угрозе расплавления является предотвращение выброса радиоактивных веществ из реактора. Концепция "Защита в глубине" – это метод, используемый на ядерных объектах для обеспечения наиболее эффективной защиты от радиоактивного загрязнения. AWHR внедрила систему "Защита в глубине", которая применяется в реакторах, предусматривая необходимые меры и оборудование для удержания радиоактивности внутри активной зоны. Метод "Защита в глубине" устанавливает процедуры, которые необходимо соблюдать для минимизации риска ошибок персонала и сбоев оборудования.