Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах
Владельцы патента RU 2755261:
Акционерное общество "Обнинское научно-производственное предприятие "Технология" им. А.Г.Ромашина" (RU)
Изобретение относится к атомной электростанции. Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах включает ядерный реактор с топливом, твэлы с чехлами, теплообменники, насосы для обеспечения циркуляции жидкого теплоносителя через теплообменники с трубопроводами первого, второго и третьего контуров, генератор. Корпус реактора, чехлы твэлов, внутрикорпусные детали, трубопроводы первого контура, горячая часть трубопроводов второго контура, литий-аргонный теплообменник изготовлены из ингибированного композиционного керамического материала на основе C-SiC или ингибированного керамического материала на основе SiC-SiC, аргонно-водяной теплообменник изготовлен из металла. В качестве жидкого теплоносителя в первом контуре используют литий (Li7), во втором контуре в качестве теплоносителя используют аргон, в качестве топлива используют нитрид урана или смесь нитрида урана с нитридом и оксидом плутония в виде таблеток диаметром от 10 до 40 мм и высотой от 5 до 100 мм. Техническим результатом является комплексное обеспечение повышения безопасности в случае запроектной аварии на реакторе, создание замкнутого топливного цикла, повышение коэффициента воспроизводства топлива, уменьшение удельной металлоёмкости АЭС, увеличение ресурса работы АЭС, повышение коэффициента полезного действия АЭС, а также оптимальный выбор материалов и конструкций узлов и агрегатов атомной станции. 1 ил., 8 табл.
Настоящее изобретение относится к энергетике и может быть применяться для производства электроэнергии и тепла на основе использования в качестве энергоносителя ядерного топлива. Изобретение относится к атомным электростанциям (АЭС).
Наиболее эффективные в настоящее время являются реакторы на быстрых нейтронах. АЭС на быстрых нейтронах включает в себя ядерный реактор, насос для обеспечения циркуляции жидкого теплоносителя через теплообменник, трубопроводы 1-го, 2-го и 3-го контуров, турбину, генератор и другое оборудование.
Из существующего уровня техники известны АЭС с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах (Маргулова Т.Х. Электрические станции. 5 изд. М.: МЭИ, 1994, стр. 21). АЭС такого типа не могут вырабатывать пар с высокой температурой и давлением, близкими к параметрам, достигнутыми в традиционной энергетике на органическом топливе. Параметры таких АЭС обычно не превышают 330°С и 7,0 МПа. КПД у водо-водяных АЭС доходит до 35%. Недостатками АЭС с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах (ВВЭР) являются: неблагоприятные последствия в случае запроектной аварии (с учётом вступления в реакцию циркония с водой, т.к. в процессе реакции выделяется водород и огромное количество тепла); невозможность поднятия температуры топливной таблетки, изготовленной из оксида урана, в связи с малым коэффициентом её теплопроводности (будет происходить перегрев центра таблетки до недопустимых температур); невозможность осуществления замкнутого топливного цикла (сжигание в реакторе только изотопа U235); низкий КПД АЭС.
Известно, что оболочки твэлов в ВВЭР изготавливаются из сплава циркония с ниобием. При температуре 1200°С, которая достигается в процессе остаточного тепловыделения в случае запроектной аварии, произойдет экзотермическая реакция между цирконием и водой:
Zr+2H2O= ZrO2+2H2 ↑ + 6530 кДж /кг.
Для расчета выбран ВВЭР-1000. С учетом массы циркония 22 600 кг, находящимся в реакторе, выделится 993 кг водорода, 148 ГДж тепла за счет реакции замещения и 140 ГДж тепла за счет сгорания водорода в воздухе. Выделившаяся энергия эквивалентна энергии взрыва 69 тонн тротила. В случае запроектной аварии будет разрушена защитная оболочка реакторного цеха и произойдет значительное заражение местности продуктами расщепления ядерного топлива. Частично сценарий реализовался на АЭС в городах Фукусима (Япония), Чернобыль (СССР) и Три-Майл Айленд (США).
Наиболее близким к заявленному техническому решению является реактор БН-800 (четвёртый блок Белоярской АЭС). Его характеристики: КПД 39,4%, давление в 1-м и 2-м контурах близкое к атмосферному, теплоносители первого и второго контуров – натрий, температура на входе в теплообменник первого контура 547 °С, температура на выходе из теплообменника второго контура 505°С, давление в третьем контуре 140 атм, теплоноситель третьего контура – вода. Внутрикорпусные детали реактора БН-800 изготавливаются из нержавеющей стали и циркония. Реактор работает на быстрых нейтронах, следовательно, возможно сжигание в реакторе, в том числе и изотопа U238; появляется возможность осуществления замкнутого топливного цикла. (Википедия, сайт Росатома, Учебник для студентов «Реакторы на быстрых нейтронах» Г.Б. Усынин, Е.В. Кусманцев. Указана АЭС – 4- блок Белоярской АЭС).
Недостатки данного технического решения: использование натрия в качестве теплоносителя первого и второго контуров, являющегося пожароопасным металлом (металл очень агрессивный, при взаимодействии с водой выделяется водород, и происходит самовозгорание); невозможность увеличения температуры первого контура до высоких температур, так как температура кипения натрия равна 883°С; проблема сохранения целостности твэлов при больших флюинсах, что приводит к невозможности большого выжигания топлива при существующей конструкции; низкий процент выгорания ядерного топлива, содержащего несколько видов оксидов делящихся материалов Mixed-Oxide fuel (МОКС) топлива; низкий коэффициент воспроизводства; высокий удельный показатель металлоёмкости; ограниченный ресурс работы АЭС; низкий КПД АЭС.
Задачи, на решение которых направлено заявленное изобретение, заключаются в повышении безопасности в случае запроектной аварии на реакторе; в создании замкнутого топливного цикла; с повышенным коэффициентом воспроизводства топлива; в уменьшении удельной металлоёмкости АЭС; в увеличении ресурса работы АЭС; в повышении коэффициента полезного действия АЭС.
Указанные задачи решаются предлагаемым изобретением.
Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах, включающая ядерный реактор с топливом, корпус реактора, твэлы с чехлами, теплообменники, насосы для обеспечения циркуляции жидкого теплоносителя через теплообменники с трубопроводами первого, второго и третьего контуров, генератор, отличающаяся тем, что корпус реактора, чехлы твэлов, внутрикорпусные детали, трубопроводы первого контура, горячая часть трубопроводов второго контура, литий-аргонный теплообменник изготовлены из ингибированного композиционного керамического материала на основе C-SiC или ингибированного керамического материала на основе SiC-SiC, аргонно-водяной теплообменник изготовлен из металла; в качестве жидкого теплоносителя в первом контуре используют литий (Li7), во втором контуре в качестве теплоносителя используют аргон, в качестве топлива используют нитрид урана или смесь нитрида урана с нитридом и оксидом плутония в виде таблеток диаметром от 10 до 40 мм и высотой от 5 до 100 мм.
Предлагаемый керамический реактор на быстрых нейтронах (КРБН) имеет ряд преимуществ по сравнению с атомными реакторами на быстрых нейтронах, использующими в качестве топлива оксид и карбид урана, в качестве теплоносителя 1-го контура - натрий и свинец, а в качестве стенок твэлов – нержавеющую сталь.
В целях повышения энергетической безопасности мира в ядерной энергетике должны использоваться технологии нового поколения и замкнутый топливный цикл с реакторами на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством. Это обеспечит неограниченность ресурса ядерного топлива за счет перехода от использования изотопа U235 к использованию естественного урана, тория и плутония. Известно, что на земном шаре U238 в 143 раза больше, чем U235. Огромное количество обеднённого урана ждёт своего часа вовлечения в хозяйственный оборот.
Реакторы на быстрых нейтронах в процессе работы вырабатывают не только энергию, но и плутоний для ядерного оружия.
Реакторы на быстрых нейтронах могут вырабатывать электроэнергию, тепло для обогрева зданий и сооружений, а также могут уничтожать долгоживущие высокоактивные отходы и нарабатывать материалы для воспроизводства топлива.
Наиболее оптимальное направление развития атомной энергетики - создание КРБН. При переходе от быстрых реакторов с натриевым теплоносителем (БН) к керамическим реакторам на быстрых нейтронах (КРБН) можно добиться улучшенных технико-экономических показателей.
Поставленные задачи решаются за счет того, что «керамизация» реактора позволит поднять температуру защитного чехла твэла с 720°С до 1250°С, а температуру теплоносителя на выходе из реактора – с 540°С до 1200°С. Температура аргона при выходе из теплообменника составит около 1150°С, что приведет к повышению КПД КРБН с 40% до 75%.
Конструкция КРБН позволит удешевить строительство, повысить единичную мощность реактора и основных компонентов энергоблока.
Исключение циркония, натрия, свинца и воды из внутриреакторного пространства повысит безопасность АЭС. В качестве ядерного топлива вместо оксида или карбида урана предлагается топливо на основе нитридов урана или нитрида урана и плутония. Вместо пожароопасного натрия и высокотемпературно-расплавляемого свинца в качестве теплоносителя первого контура предлагается Li7. Разделяя природный литий на Li6 и Li7, первый изотоп целесообразно будет использовать в термоядерной энергетике и в оборонных целях, а второй изотоп - в атомной энергетике.
Высокая ядерная плотность нитрида урана (UN) при его использовании имеет преимущество перед топливом из карбида и оксида урана. При использовании UN повышается эффективность использования первичного топлива и коэффициент воспроизводства вторичного топлива.
Высокий коэффициент теплопроводности UN позволит увеличить тепловые нагрузки в твэлах, а также размер топливных таблеток, что будет способствовать более низкой стоимости изготовления твэлов и уменьшит потери нейтронов в конструкционных материалах.
Мононитрид урана и смешанные мононитриды урана и плутония, обладающие рядом благоприятных физических свойств, являются потенциально важными видами ядерного топлива и воспроизводящими материалами. Они имеют высокую размерную стабильность при облучении, и их использование в ядерных реакторах позволяет достигнуть глубокого выгорания и, следовательно, снизить стоимость ядерного топливного цикла. Характерными особенностями простых и смешанных нитридов урана и плутония являются: высокая, по сравнению с оксидами, теплопроводность; повышенная плотность и лучшая способность к удержанию газообразных продуктов деления (ГПД).
Температура топлива из UN является более низкой по сравнению с температурой оксидного топлива при одинаковом объемном энерговыделении, что позволяет уменьшить выделение ГПД в процессе облучения.
Рабочая температура нитридного топлива существенно ниже его допустимой предельной температуры эксплуатации, что приводит к потенциальному увеличению уровня безопасной работы из-за более низкого значения отрицательного эффекта Доплера.
Лучшее удержание ГПД топлива из UN уменьшает количество ГПД в зазоре топливо-оболочка и снижает давление газа под оболочкой твэла.
Более высокая плотность топлива из UN по сравнению с оксидным и карбидным топливом может при более низком обогащении приводить к большим скоростям расширенного воспроизводства, более короткому времени удвоения и большей длительности кампании топлива.
Совместимость топлива из UN с литиевым теплоносителем повышает безопасность работы КРБН.
Существует возможность изготовления не цилиндрических твэлов, а изготовление твэлов, например, шестигранной формы, при этом возможно увеличения соотношения «топливо: теплоноситель», а это в свою очередь приведёт к созданию в реакторе более жёсткого спектра нейтронов и соответственно меньшего их «нецелевого» использования, следовательно, коэффициент воспроизводства будет максимальным.
Физико-механические свойства оксида, нитрида и карбида урана приведены в таблице 1.
Таблица 1
| Виды топлива | Плотность, г/см3 | Теплопроводность, Вт /м*К | Прочность, МПа | Температура плавления, °С | α 10-6 C-1 |
| Оксид урана UO2 |
10,9 | 8,4 при 45 °С 2,6 при 1400 °С |
8 – на растяжение | 2750 | 10 |
| Нитрид урана UN |
14,32 | 24 при 1200 °С | 15 – на растяжение | 2850 | 10 |
| Карбид урана UC | 13,63 | 32,7 при 45 °С 23,6 при 2300 °С |
13 – на растяжение | 2400 | 10 |
Исключается реакция взаимодействия циркония с водой в связи с отсутствием этих веществ в активной зоне. Использование карбида кремния в качестве материала стенки чехла твэла позволит избавиться от сплава циркония во внутриреакторном пространстве.
Изготавливаемые в настоящее время из сплава циркония оболочки твэлов и внутрикорпусные детали в реакторах (концевики твэлов и твэгов, дистанционные решётки тепловыделяющих сборок (ТВС), труба под сборку внутриреакторных детекторов (СВРД), труба центрального и канал направляющих) предлагается изготовить из материала на основе ингибированных материалов систем C-SiC и SiC-SiC.
Достигаемый технический результат заключается в том, что нитрид урана UN характеризуется гораздо меньшим радиационным распуханием при температурах 1200-1700°С, чем карбид урана (UC) и оксид урана (UO2). Газовыделение продуктов деления из топливных таблеток UN на порядок меньше, чем из UC таблеток. UN не пирофорный материал, в отличии от UC.
Топливо из нитрида урана технологично при переработке, так как UN полностью растворяется в азотной кислоте. Конструкция твэлов изменяется – увеличивается диаметр топливных таблеток и их высоты, что приведёт к их меньшему количеству, следовательно, к удешевлению изготовления, а также повышению коэффициента воспроизводства топлива.
За счёт увеличения температуры периферийной поверхности таблетки из нитрида урана по сравнению с температурой периферийной поверхности таблетки из оксида урана из-за резкого увеличения световой составляющей передача тепла к оболочке твэла существенно увеличится, несмотря на увеличение зазора между периферийной поверхностью таблетки и внутренней стенкой чехла твэла. Это позволит без потери тепловой эффективности резко увеличить объём для накопления газов, образующихся при расщеплении ядерного топлива, и не позволит создать большое давление газов внутри твэла. Также сохранится возможность распухания топлива без возможности контакта его с защитным чехлом. Увеличение диаметра топливных таблеток и, следовательно, изменение пропорции «топливо-теплоноситель» при применении Li7 в качестве теплоносителя, сохранит «быстрый» спектр нейтронов в реакторе. Оптимальная высота таблеток лежит в диапазоне 5-100 мм. Если высота меньше 5 мм, то это приведет к увеличению количества таблеток, а таблетки высотой более 100 мм не технологичны. Оптимальный диаметр таблетки составляет 10-40 мм. Если диаметр меньше 10 мм, это приведет к увеличению количества таблеток, а в таблетках с диаметром более 40 мм будет перегреваться центр таблетки.
Предлагаемые материалы в качестве корпуса реактора, чехлов твэлов, внутрикорпусных деталей, трубопроводов первого контура, горячей части трубопроводов второго контура, теплообменника изготовлены из материалов на основе ингибированных систем C-SiC и SiC-SiC.
Ингибированные материалы применяются с целью увеличить ресурс работы. Эти материалы имеет высокую химическую стойкость к Н2О, Na, K, Pb, Li и др.; высокую радиационную; сохраняют высокую прочность вплоть до температуры 1500°С; из них возможно изготовить газонепроницаемые оболочки твэлов; SiC имеет высокую температуру плавления 2730°С.
Сечение захвата нейтронов у карбида кремния на порядки меньше, чем сечение захвата нейтронов у циркония, указанных в таблице 2.
Таблица 2
| Элемент | Сечение захвата нейтронов, барн |
| Цирконий | 5 |
| Кремний | 0,13 |
| Углерод | 0,003 |
Эффективность использования нейтронов в КРБН резко возрастает.
Создание замкнутого топливного цикла позволит использовать U238, находящийся в отработанном ядерном топливе и в обедненном гексафториде урана, оставшимся после обогащения. Обедненного уже произведённого урана хватит на много сотен лет.
Использование КРБН позволит увеличить глубину выгорания ядерного топлива и довести коэффициент воспроизводства до 1,45.
КРБН обеспечит новый уровень экологической безопасности за счет многократного снижения объемов отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Отходы будут «сжигаться» в КРБН. КРБН позволит увеличить срок службы АЭС до 100 лет, так как керамические композиционные материалы не ржавеют и практически не деградируют при облучении.
Использование Li7 в качестве теплоносителя первого контура позволит поднять температуру теплоносителя на выходе из реактора до 1200°С (температура кипения лития 1330°С). Ртуть, калий и натрий имеют температуру кипения существенно ниже 1200°С, соответственно, эти материалы невозможно использовать в КРБН при высоких температурах.
Свинцово-висмутовая эвтектика имеет недостаток из-за превращения висмута при взаимодействии с нейтронами в высокорадиоактивный полоний. Свинец требует высоких энергозатрат для его перекачки в первом контуре. Оксиды свинца активно взаимодействуют со многими материалами, в том числе с керамическими, что затрудняет использование свинца в качестве теплоносителя 1-го контура.
Li7 имеет маленькое сечение захвата нейтронов, что положительно влияет на ядерные характеристики реактора. Li6, оставшийся после изотопного разделения лития, целесообразно использовать в оборонных целях и в термоядерной энергетики будущего.
Низкая температура плавления лития (180°С) и его высокая температура кипения (1330°С), малая упругость паров положительно влияют на безопасность реактора.
Проблема разогрева большого количества свинца для его плавления перед пуском реактора является сложной технической задачей (температура плавления свинца 327°С).
Допустимые тепловые потоки за счёт высокого коэффициента теплопроводности лития практически не ограничивают критические тепловые нагрузки.
Литий является одноатомным металлом, поэтому проблем радиационных нарушений в теплоносителе не возникает. Li7 в реакторе не активируется. Литий более инертный материал и менее пожароопасный чем натрий и калий. Высокая электрическая проводимость лития позволяет использовать герметичные электронасосы постоянного и переменного тока. Литий – относительно дешевый металл. Теплопроводность лития в 3,5 раза больше теплопроводности свинца, его теплоемкость в 27 раз больше теплоемкости свинца, к тому же литий более распространен в земной коре чем свинец, что является преимуществами при использовании лития в качестве теплоносителя первого контура. Литий обладает исключительно высокой, в сравнении с другими жидкометаллическими теплоносителями, весовой теплоемкостью. Ориентировочно теплоемкость лития равна:
t⁰C – 180+427 Cρ=1,224 ккал/кг⁰C
t⁰C – 180+1227 Cρ=1,045 ккал/кг⁰C
и соответственно литий обладает более высокой объемной теплоемкостью.
Объемная теплоемкость расплавленных металлов представлена в таблице 3.
Таблица 3
| Теплоноситель | Cργ [ккал/м3 °C] | |
| t=300°C | t=500°C | |
| Литий | 618 | 505 |
| Натрий | 274 | 250 |
| Сплав Na-K | 169 | 157 |
| Сплав Pb-Bi | 366 | 354 |
При одинаковом гидравлическом сопротивлении контура, учитывая малую плотность лития, скорость лития примерно равна скорости Na или Na-K и примерно в 4 раза выше, чем расплава эвтектики Pb-Bi.
Литий имеет большую по сравнению с другими теплоносителями величину Cργ·W, где (Cργ –теплоёмкость, W - скорость), приведенную в таблице 4.
Таблица 4
| Теплоноситель | Cργ·W [ккал/м* сек °C] |
| t=500°C | |
| Литий | 3530 |
| Натрий | 1750 |
| Сплав Na-K | 1100 |
| Сплав Pb-Bi | 620 |
Величина Cργ·W имеет исключительно большое значение при конструировании ядерных энергетических транспортных установок в силу следующих обстоятельств:
а) пропорционально величине Cργ·W имеется возможность снизить проходные сечения всего тракта первичного теплоносителя и, следовательно, сократить габарит и вес, а также упростить компоновку оборудования.
Литий позволяет сократить проходное сечение первичного контура при одинаковой мощности реактора и одинаковом подогреве ориентировочно по сравнению с натрием в 2,2 раза, со сплавом Na-K в 3,6 раза, эвтектикой Pb-Bi в 6,7 раза.
Большая для лития объёмная теплоемкость позволяет снизить пропорционально расход теплоносителя и снизить в затраты энергии на перекачивание теплоносителя в первом контуре;
б) большая для Li величина Cργ·W особенно большое значение имеет для теплосъёма непосредственно в реакторе, поскольку прямо пропорционально Cργ·W может быть уменьшено проходное сечение для теплоносителя в активной зоне при одинаковом подогреве теплоносителя и, следовательно, увеличена доля объема активной зоны, занимаемой замедлителем. Переход к литиевому теплоносителю даст, очевидно, за счет этого большую экономию в загрузке U235 по сравнению с натриевым или свинцово-висмутовым теплоносителем.
Уменьшение проходного сечения для теплоносителя в торцевых экранах (характерно практически для всех конструкций реакторов наличие потока теплоносителя в торцевых экранах) даёт улучшение торцевых экранов, что благоприятно скажется на величине загрузки по U235, а также на равномерности поля тепловыделения в активной зоне;
в) при сохранении для различных жидкометаллических теплоносителей одинакового проходного сечения в активной зоне реактора в случае применения литиевого теплоносителя, возможно, уменьшить температурный перепад между входом и выходом теплоносителя пропорционально Cργ·W (в 2,2 раза по сравнению с Na, в 6,7 раза по сравнению с Pb-Bi). При одинаковой средней выходной температуре теплоносителя указанное значительно увеличивает среднелогарифмические температурные перепады между первичным и вторичным теплоносителями. Это позволяет существенно уменьшить теплообменную аппаратуру, т.е. существенно уменьшить габариты и вес установки;
г) одновременно снижение температурного перепада теплоносителя между входом и выходом приводит к снижению максимальной температуры на стенке тепловыделяющего элемента при одинаковой средней температуре на выходе, поскольку превышение максимальной температуры теплоносителя на выходе над средней пропорционально ∆t°C. Это обстоятельство имеет большое значение, поскольку хорошее выравнивание поля энерговыделения, особенно для малогабаритных гомогенных энергетических аппаратов весьма актуально;
д) большое значение Cργ·W для лития дает больший, чем для других жидких металлов, простор при конструировании тепловыделяющих элементов, поскольку позволяет рассматривать тепловыделяющие элементы фильдовского типа.
Литий обладает высокой теплопроводностью в интересном для проектирования реакторов температурном интервале. Высокая теплопроводность лития в сочетании с высокой весовой теплоемкостью обеспечивает хорошие коэффициенты теплоотдачи к литию. В таблице 5 приводится сравнение для коэффициента теплоотдачи по отношению к литию, натрию и Pb-Bi при скоростях Li и Na W = 7 м/сек и скорости Pb-Bi W = 2 м/сек в ккал/м·час·°C.
Таблица 5
| Теплоносители | t=300°C | t=500°C | ||
| d2=5·10-3м | 10·10-3м | 5·10-3м | 10·10-3м | |
| Литий | 63100 | 48,300 | 61,700 | 45,600 |
| Натрий | 58200 | 39,200 | 49,200 | 33,400 |
| Эвтектика Pb·Bi | 15200 | 11,000 | 17,300 | 12100 |
Большие коэффициенты теплоотдачи для Li обеспечивают малые перепады температур между поверхностью тепловыделяющего элемента и теплоносителем и ведут к снижению максимальной температуры ТВЭЛ. Большие коэффициенты теплоотдачи для лития дают возможность уменьшить перепад между температурой оболочек тепловыделяющих элементов и литием.
Литий обладает достаточно хорошей электропроводностью и для лития, как и для натрия, могут быть созданы электромагнитные насосы с достаточно высоким КПД. Учитывая меньшие необходимые расходы для заданной установки, электромагнитный насос для лития окажется более простым.
Литий выгодно отличается от натрия тем, что Li7, на применение которого в качестве теплоносителя необходимо ориентироваться, не дает γ-активности при облучении его нейтронами. В результате этого литиевый контур не требует мощной защиты, которая необходима в случае использования натрия, значительно увеличивающего вес всей энергетической установки.
Литий, обладая малым удельным весом, даже при применении значительных объемов его, не дает заметного увеличения веса установки. Этот факт имеет немаловажное значение, в сравнении с применением в качестве теплоносителя Pb-Bi.
Литий является самым неактивным элементом из всех щелочных металлов. «Литиевая» энергетическая установка будет более надежной и безопасной, чем при применении натрия или Na-K в качестве теплоносителя.
Литий в отличие от Pb-Bi сплава не даст α-активных аэрозолей, что позволяет упростить конструирование и эксплуатацию установки. Литий не взаимодействует с ингибированным карбидом кремния при температуре до 1300 °С. Литий обладает очень высокой скрытой теплотой испарения, это показано в таблице 6.
Таблица 6
| t, °С | Давление, атм Р |
Скрытая теплота испарения 1 кг лития, r ккал/кг |
| 1336 | 1 | 4680 |
| 1540 | 10 | 4100 |
| 1620 | 25 | 3800 |
| 1682 | 50 | 3500 |
| 1718 | 75 | 3300 |
Для испарения лития требуется значительное количество энергии, это также повышает безопасность АЭС.
Физические свойства жидкометаллических теплоносителей натрия, свинца и лития приведены в таблице 7.
Таблица 7
| Параметры | Натрий | Свинец | Литий при 527°С |
| Плотность при 450 °С, кг/м3 | 845 | 10470 | 483 |
| Температура, °С плавления кипения |
97,8 883 |
327,4 1737 |
180 1330 |
| Теплопроводность при 450 °С, Вт/(м·К) | 68,9 | 15,7 | 54,4 |
| Теплоемкость при 450 °С, кДж/(кг·К) | 1,272 | 0,155 | 4,181 |
| Распространение в земной коре, % | 2,85 | 1,6·10-3 | 2,1 ·10 -3 |
Использование в качестве теплоносителя второго контура аргона позволит увеличить безопасность АЭС, так как исключена возможность контакта щелочного металла с водой в отличие от реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с электрической мощностью 880 МВт (БН-800).
Использование газовой турбины по сравнению с паровой турбиной позволит уменьшить габариты турбины; производить более быстрый запуск турбины; увеличить долговечность турбины за счет меньшей вибрации, а также меньшего количества трущихся деталей; уменьшить металлоемкость; повысить КПД.
Керамический композиционный материал на основе ингибированных С-SiC и SiC-SiC сохраняют высокую прочность при температурах до 1500°С, радиационно-стойкие, инертные к расплаву лития, аргона и другим материалам.
Для повышения эффективности АЭС предусматривается возможность отопления зданий и сооружений третьим контуром, в качестве теплоносителя которого используется вода.
Поток нейтронов высокой энергии в КРБН способен эффективно «сжигать» наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработанном ядерном топливе. Применив замкнутый топливный цикл с выжиганием актинидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие, можно радикально решить проблему обезвреживания отходов ядерной энергетики и многократно уменьшить объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.
Переход к быстрым реакторам-бридерам наряду с тепловыми реакторами, а также переход на замкнутый топливный цикл позволит создать безопасную технологию получения энергии, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества.
Технико-экономические показатели реакторов БН-1200 и КРБН-1000 приведены в таблице 8.
Таблица 8
| Технико-экономические показатели | Реактор БН-1200 | Реактор КРБН-1000 (расчётные) |
| Коэффициент использования установленной мощности | 0,9 | 0,95 |
| КПД | 45 | 75 |
| Поэтапное повышение выгорания МОКС-топлива с достигнутого уровня | 20% | 40% |
| Коэффициент воспроизводства | 1,2 | 1,45 |
| Снижение удельных показателей металлоемкости | 1,7 раза | 3 раз |
| Срок службы реактора | 60 | 100 |
Разработка КРБН приведет к решению поставленных целей.
На фигуре приводится общая схема АЭС, которая состоит из реактора 1, твэлов 2, электрического насоса 3, литий-аргонного теплообменника 4, корпуса реактора 5, внутрикорпусных деталей 6, трубопроводов первого контура 7, горячей части трубопровода второго контура 8, газовой турбины 9, генератора 10, холодной части трубопровода второго контура 11, аргонно-водяного теплообменника 12, электрического насоса второго контура 13, трубопровода третьего контура 14, насоса для циркуляции воды в третьем контуре 15.
Работает АЭС с керамическим реактором на быстрых нейтронах (1) следующим образом. Уран 238 и плутоний расщепляются при поглощении быстрых нейтронов в таблетках из нитрида урана или смеси нитрида урана с нитридом и оксидом плутония, при этом выделяется энергия (температура таблеток около 1500 °С в центре и 1300°С на периферии). Затем нагреваются стенки твэлов (2), изготовленные из материала на основе ингибированного композиционного керамического материала на основе С-SiC или ингибированного керамического материала на основе SiC-SiC, их температура около 1250 °С. Далее тепло передаётся к жидкому Li7 теплоносителю первого контура, который нагревается до 1200°С, Li7 и перекачивается электрическим насосом (3) к литий-аргонному теплообменнику (4) и обратно в реактор; корпус реактора (5), чехлы твэлов, внутрикорпусные детали (6), трубопроводы первого контура (7), горячая часть трубопровода второго контура (8), литий-аргонный теплообменник изготовлены из материалов на основе ингибированного композиционного керамического материала на основе С-SiC или ингибированного керамического материала на основе SiC-SiC. В литий-аргонном теплообменнике литий передаёт тепло аргону, который нагревается до температуры 1150°С и по трубопроводам горячей части второго контура подаётся в газовую турбину (9), где он отдаёт энергию турбине, при этом генератором (10) вырабатывается электроэнергия. Затем аргон по холодной части трубопровода второго контура (11) направляется в аргонно-водяной теплообменник (12), где он нагревает воду до 90°С; далее аргон перекачивается электрическим насосом (13) снова попадает в литий-аргонный теплообменник, где он снова нагревается, а нагретая вода по трубопроводам третьего контура (14) подаётся на отопление зданий и сооружений; аргонно-водяной теплообменник и трубопроводы третьего контура изготавливаются из металла; далее вода, после передачи тепла зданиям и сооружениям вода с помощью электрического насоса (15) возвращается в аргонно-водяной теплообменник для повторного нагрева, при необходимости, возможно, добавлять воду в третий контур для компенсации её потерь.
Таким образом, оптимальное сочетание референтных и новых решений и возможность расширенного воспроизводства топлива позволяют отнести проект КРБН-1000 к ядерным технологиям четвертого поколения.
Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах, включающая ядерный реактор с топливом, корпус реактора, твэлы с чехлами, теплообменники, насосы для обеспечения циркуляции жидкого теплоносителя через теплообменники с трубопроводами первого, второго и третьего контуров, генератор, отличающаяся тем, что корпус реактора, чехлы твэлов, внутрикорпусные детали, трубопроводы первого контура, горячая часть трубопроводов второго контура, литий–аргонный теплообменник изготовлены из ингибированного композиционного керамического материала на основе C-SiC или ингибированного керамического материала на основе SiC-SiC, аргонно-водяной теплообменник изготовлен из металла; в качестве жидкого теплоносителя в первом контуре используют литий (Li7), во втором контуре в качестве теплоносителя используют аргон, в качестве топлива используют нитрид урана или смесь нитрида урана с нитридом и оксидом плутония в виде таблеток диаметром от 10 до 40 мм и высотой от 5 до 100 мм.
