Раздел 2. Гидроэнергетические ресурсы, их использование. Принципиальные схемы, параметры, режимы работы ГЭС и ГАЭС

З початком ХХІ століття поновився й зростає інтерес до атомної енергетики, до збільшення її частки в загальному балансі енергії, що виробляється. Структуру основної частини атомної енергетики складають ядерні реактори поділу з водою під тиском. Важливими проблемами в атомній енергетиці є: поводження з відпрацьованим ядерним паливом, небезпека можливих аварій з викидом радіотоксичних елементів у біосферу, а також відносно низький к.к.д., який складає 31–34%. У той же час вдосконалені теплові електростанції на викопному паливі досягли рівня к.к.д. 43–47%, а в енергоблоці, що розробляється в рамках ЄС, розраховують отримати к.к.д. 52–55%, використовуючи надкритичні параметри води й пари та проміжний перегрів після турбіни високого тиску.

Найпростішим і найефективнішим засобом поліпшення економічних показників АЕС є збільшення потужності ядерного реактора без принципової зміни його систем. Кожне еволюційне удосконалення легководяних ядерних реакторів супроводжувалося підвищенням електричної потужності до 1400–1600 МВт, що знижувало вартість кожного кіловата встановленої потужності на 15–20%.

Загальний шлях підвищення ефективності АЕС – удосконалення конструкцій деяких елементів активної зони ядерних реакторів (палива, конструкції ТВЗ, матеріалів вигоряючих поглиначів і т.д.) й скорочення часу простою на перевантаження ядерного палива (збільшення кампанії палива та скорочення коефіцієнта використання встановленої потужності, КВВП). Можна підвищити ефективність роботи АЕС, збільшивши вигоряння ядерного палива. Ще в 1970-х роках максимальне вигоряння ядерного палива складало 20–30 МВт·доба/кг, у даний час на деяких блоках АЕС досягнуте вигоряння 50–55 МВт·доба/кг. Такий результат досягається за рахунок збільшення збагачення ядерного палива ураном-235 до ~5%, використання ядерного палива з інтегрованим поглиначем нейтронів. Це збільшує вартість ядерного палива, але скорочує простої (зростає кампанія палива). Крім того, в твелах ядерного реактора до кінця кампанії палива є залишки невигорілого урану235 й плутоній, що генерується з урану-238, які можуть бути використані для виготовлення нового оксидного змішаного МОХ-палива, успішно вживаного на АЕС Європи.

Вдосконалення реакторної техніки в 1990-х роках було направлене на збільшення безпеки експлуатації ядерних енергетичних реакторів. Важка аварія в Чорнобилі примусила переглянути технології забезпечення безпеки проектованих і експлуатованих на АЕС ядерних енергетичних реакторів і перейти до використання пасивних систем безпеки. Пасивні системи безпеки функціонують в основному за рахунок природних сил і явищ (гравітації, природної конвекції, тиску, температури тощо) і дозволяють позбавитися від устаткування, в роботі якого можливі відмови. Відпадає необхідність застосовувати насоси, вентилятори, дизель-генератори та інші механізми з частинами, що обертаються. Лише декілька простих клапанів регулюють пасивні системи безпеки, коли вони автоматично активуються. У більшості випадків це клапани, які вимагають підведення енергії, щоб зберігати свій нормальний стан «закрито». Втрата енергопостачання змушує клапани відкритися, що приводить у дію відповідну систему безпеки. Ці пасивні системи значно простіші за звичайні системи безпеки реакторів з водою під тиском типа ВВЕР і PWR. Окрім цього, пасивні системи не вимагають великого «господарства» допоміжних систем. Непотрібними для роботи систем безпеки стають мережі змінного струму, системи охолодження води й сейсмостійкі будівлі для їх розміщення. Особливо істотне виключення важливих для безпеки дизель-генераторів й мереж, що забезпечують їх, та пристроїв, резервуарів зберігання палива, перекачуючих насосів й пневмосистем (мал. 7.1).

Пасивні системи безпеки здійснюють безпечну інжекцію, відведення залишкового тепла й охолодження захисної оболонки. Всі системи спроектовані так, щоб відповідати критеріям безпеки, виробленим контролюючими органами та комісіями з ядерного регулювання за одиничними відмовами, й іншим критеріям, що враховують уроки відомих аварій на АЕС «Three Mile Island» (США, штат Пенсільванія) та в Чорнобилі (Україна). На мал. 7.2 показана конфігурація систем безпеки.

Пасивні системи знижують залежність безпеки ядерно-енергетичної установки від дій оператора під час переходу з одного режиму роботи на інший режим або при аваріях. Зникає необхідність у технічному обслуговуванні активних систем безпеки, зважаючи на їх відсутність. Реалізація цих принципів ще на етапі проектування вдосконалених ядерних реакторів дозволяє повністю усунути можливість виникнення деяких подій й знизити вірогідність типових інцидентів. Цей принцип називають принципом «внутрішньо властивої безпеки», якщо цей підхід був закладений в основу проекту.

Реакторні технології досягли високого рівня зрілості. У зв'язку зі збільшеними вимогами до безпеки й ефективної експлуатації ядерних реакторів у США, Канаді, Японії, Європі, Росії та Південній Африці розробляються більш довершені проекти, які можуть бути реалізовані до 2010 р. Понад десять нових реакторних проектів знаходяться в значній мірі готовності, частина проектів долає етап опрацювання варіантів конструкцій, частина – вже реалізовані й заплановано їх будівництво на деяких АЕС (таблиця 7.1).

Вдосконалені реактори третього покоління, що використовують властивості пасивної або «внутрішньо властивої безпеки», яка не вимагає втручання з боку обслуговуючого персоналу у разі виникнення несправностей, матимуть:

• стандартизований проект кожного типу реактора, що полегшує і прискорює ліцензування;

• вищий коефіцієнт заводської готовності, що дозволяє скоротити час будівництва і зменшити капітальні витрати;

• тривалий термін експлуатації, рівний 60 рокам;

• зменшену вірогідність аварій з плавленням активної зони;

• низьку потребу в ядерному паливі за рахунок інтеграції в нього поглиначів нейтронів й вищого рівня вигоряння;

• мінімальну дію на навколишнє середовище;

• знижену кількість відпрацьованого палива ВЯП (тобто радіоактивних відходів).

Мал. 7.1. Зменшення кількості компонентів у вдосконалених пасивних реакторах
*Не важливі для безпеки насоси
**Важливі для безпеки пристрої

Мал. 7.2. Пасивне охолодження активної зони

 

Таблиця 7.1. Вдосконалені та еволюційні ядерні енергетичні реактори

Країна та розробник	Реактор	Потужність, МВт(ел.)	Процес проектування	Основні властивості
США–Японія (GE–«Hitachi» –«Toshiba»)	ABWR	1300	Комерційна експлуатація в Японії з 1996 р. Проект сертифікований NRC у 1997 р. (FOAKE)	Еволюційний проект. Більший к.к.д., менша кількість відходів. Спрощені будівництво (48 міс.) та експлуатація
США («Westinghouse»), П. Корея	System 80+APR (PWR)	1300, 1400	Проект сертифіковано NRC у 1997 р. Подальша розробка – для нових південнокорейських блоків	Еволюційний проект. Висока надійність. Спрощені будівництво та експлуатація
США («Westinghouse»)	АР-600 АР-1000 (PWR)	600, 1000	Проект АР-600 сертифікований NRC в 1999 р., FOAKE	Властивості пассивної безпеки. Спрощені будівництво (3 роки) та експлуатація. 60-річний строк служби
Японія (енергокомпанії, «Westinghouse», «Mitsubishi»)	APWR	1500	Базовий проект – у стадії розробки, здвоєний блок планують побудувати в Tsuruga	Гібридні властивості безпеки. Спрощені будівництво та експлуатація
Франція–Німеччина («Framatome ANP»)	EPR (PWR)	1550–1750	Затверджено як майбутній стандарт для Франції, проект завершено в 1997 р.	Еволюційний проект. Покращені власти- вості безпеки. Висока ефективність вико- ристання палива. Низька вартість електроенергії
Німеччина («Framatome ANP»)	SWR (BWR)	1000	У стадії розробки	Інноваційний проект. Висока ефективність використання палива. Властивості пасивної безпеки
Швеція («Westinghouse»)	BWR 90+	1500	У стадії розробки	Еволюційний проект. Малий час будівництва. Покращені властивості безпеки
Росія (Атомбудекспорт)	В-491 В-392 (PWR)	640, 1000 відповідно	Розглядають спорудження першого блоку В-491, будівництво блоків В-491 заплановано на АЕС «Куданкуман» (Індія)	Властивості пасивної безпеки. 60-річний строк експлуатації. Спрощені будівництво та експлуатація
Росія (Атомбудекспорт)	ВВЕР-91 (В-428)	1000	Два блоки споруджують на АЕС «Tianwan» в Китаї. Перший блок запущений 23.01 2007 р. й виробив 1,7 млрд.кВт/рік. Будується блок №2	Еволюційний проект. Покращені властивості безпеки
Росія (Атомбудекспорт)	В-392М В-491	1100– 1200	ЛАЕС-2, Сосновий бір (Санкт-Петербург)	Підвищена безпека, надійність, посилення властивостей пасивної безпеки
Росія (Атомбудекспорт)	В-392М	1100–1200	НВАЭС-2, Вороніж	Розширені властивості пасивної безпеки
Канада (AECL)	CANDU-9	925–1300	Ліцензований у 1997 р.	Еволюційний проект. Одноблочна АЕС. Гнучкі вимоги до палива. Властивості пасивної безпеки
Канада (AECL)	ACR	700–1000	Розробка до 2005 р.	Еволюційний проект. Охолодження легкою водою. Паливо низького збагачення. Властивості пасивної безпеки
П.Африка («Eskom», BNFL, «Exelon»)	PBMR	110 (модуль)	Будівництво прототипу розпочато в 2002 р.	Модульна АЕС, низькі витрати. Газова турбіна прямого циклу. Висока ефективність використання палива. Властивості пасивної безпеки
США–Росія та ін. («General Atomics» та Мінатом)	GT-MHR	285 (модуль)	Спільний міжнародний проект, що здійснюється в Росії	Модульна АЕС, низькі витрати. Газова турбіна прямого циклу. Висока ефективність використання палива. Властивості пасивної безпеки

Створення ядерних реакторів цього покоління, що володіють властивістю самозахищеності, забезпечує стійкість їх експлуатації у відношенні до відмов устаткування та помилок персоналу й обмежує радіаційні наслідки найважчих аварій, вірогідність яких знижена у ~100–1000 раз. Значне спрощення конструкцій ядерно-енергетичних блоків за рахунок використання пасивних систем безпеки, економічні паливні цикли, блочність та висока якість заводського виготовлення, відпрацьованість і високі ресурсні характеристики устаткування дають можливість продовжити термін служби енергетичних блоків до 60 років, поліпшити економічні показники АЕС з такими блоками, забезпечити високу безпеку АЕС.

Завдання створення реакторів підвищеної безпеки було успішно вирішене ядерною промисловістю США, яка розробила три типи вдосконалених ядерних реакторів: ABWR (вдосконалений киплячий реактор), «System 80+» (вдосконалений ядерний реактор з водою під тиском, PWR) й АР-600 (вдосконалений PWR з властивостями пасивної безпеки). Два вдосконалені киплячі реактори ABWR електричною потужністю по 1300 МВт з 1996 р. знаходяться в комерційній експлуатації в Японії на АЕС «Kashiwazaki Kariwa». Питомі капіталовкладення при будівництві АЕС склали 2000 дол./кВт, вартість виробництва електроенергії 7 центів/(кВт·год). Ще декілька таких блоків будуються в Японії й на Тайвані. Очікується, що будівництво цих блоків обійдеться в 1700 дол./кВт.

Вісім реакторів «System 80», побудовані вже в Південній Кореї, мають багато властивостей реактора «System 80+». На базі американського ядерного реактора «System 80+» тепловою потужністю 3800 МВт розроблений проект вдосконаленого ядерного реактора з водою під тиском (PWR) наступного покоління APR1400, відомого як «Корейський реактор наступного покоління». Перші такі ядерні реактори будуть встановлені на 3-му й 4-му блоках АЕС «Shin Kori». Уявляється, що питомі капіталовкладення в будівництво АЕС можуть скласти 1400 дол./кВт з подальшим зниженням до 1200 дол./кВт при будівництві наступних блоків, час будівництва – 48 місяців.

Третій, розроблений в США ядерний реактор – більш інноваційний вдосконалений ядерний реактор АР-600, що має електричну потужність 600 МВт й властивості пасивної безпеки (проектна частота пошкоджень активної зони у ~1000 разів нижча тієї, яку вимагає комісія з ядерного регулювання, тобто 10-8).

Проект ядерного реактора АР-1000 фірми «Вестінгауз» є удосконаленим варіантом АР-600. Безліч досліджень й випробувань, проведених при розробці АР-600 дають високий ступінь впевненості, що при мінімальних змінах в конструкції АР-600, направлених на оптимізацію вихідної потужності й зниження витрат на виробництво електроенергії, ядерний реактор АР-1000 здатний забезпечити потужність понад 1000 МВт. Час будівництва АР-1000 складає 36 місяців від першої заливки бетону до завантаження ядерного палива в реактор, капітальні витрати на будівництво АЕС – 1000 дол./кВт. Ці параметри досяжні завдяки великому скороченню загальної кількості елементів конструкції й об'єму будівельних робіт при високому рівні модульності. Вдосконалені пасивні системи включають понад 300 модулів, їх виготовлення ведеться в заводських умовах паралельно з ходом будівництва на майданчику, а установка включена в графік будівельних робіт. Очікувані витрати на виробництво електроенергії на АЕС з реактором АР-1000 електричною потужністю 1100 МВт складуть 3,5 цента/(кВт·год). Активна зона цього ядерного реактора може бути повністю завантажена уран-плутонієвим МОХ-паливом. Реактор АР-1000 повністю конкурентоздатний у відношенні до всіх типів електростанцій на викопному органічному паливі й електростанцій на відновлюваних джерелах енергії.Мал. 7.3. Компоновка АР 600 та АР 1000

Таблиця 7.2. Параметри ядерних реакторів АР 600 та АР 1000

Країна та розробник	Реактор	Потужність, МВт(ел.)	Процес проектування	Основні властивості
США–Японія (GE–«Hitachi» –«Toshiba»)	ABWR	1300	Комерційна експлуатація в Японії з 1996 р. Проект сертифікований NRC у 1997 р. (FOAKE)	Еволюційний проект. Більший к.к.д., менша кількість відходів. Спрощені будівництво (48 міс.) та експлуатація
США («Westinghouse»), П. Корея	System 80+APR (PWR)	1300, 1400	Проект сертифіковано NRC у 1997 р. Подальша розробка – для нових південнокорейських блоків	Еволюційний проект. Висока надійність. Спрощені будівництво та експлуатація
США («Westinghouse»)	АР-600 АР-1000 (PWR)	600, 1000	Проект АР-600 сертифікований NRC в 1999 р., FOAKE	Властивості пассивної безпеки. Спрощені будівництво (3 роки) та експлуатація. 60-річний строк служби
Японія (енергокомпанії, «Westinghouse», «Mitsubishi»)	APWR	1500	Базовий проект – у стадії розробки, здвоєний блок планують побудувати в Tsuruga	Гібридні властивості безпеки. Спрощені будівництво та експлуатація
Франція–Німеччина («Framatome ANP»)	EPR (PWR)	1550–1750	Затверджено як майбутній стандарт для Франції, проект завершено в 1997 р.	Еволюційний проект. Покращені власти- вості безпеки. Висока ефективність вико- ристання палива. Низька вартість електроенергії
Німеччина («Framatome ANP»)	SWR (BWR)	1000	У стадії розробки	Інноваційний проект. Висока ефективність використання палива. Властивості пасивної безпеки
Швеція («Westinghouse»)	BWR 90+	1500	У стадії розробки	Еволюційний проект. Малий час будівництва. Покращені властивості безпеки
Росія (Атомбудекспорт)	В-491 В-392 (PWR)	640, 1000 відповідно	Розглядають спорудження першого блоку В-491, будівництво блоків В-491 заплановано на АЕС «Куданкуман» (Індія)	Властивості пасивної безпеки. 60-річний строк експлуатації. Спрощені будівництво та експлуатація
Росія (Атомбудекспорт)	ВВЕР-91 (В-428)	1000	Два блоки споруджують на АЕС «Tianwan» в Китаї. Перший блок запущений 23.01 2007 р. й виробив 1,7 млрд.кВт/рік. Будується блок №2	Еволюційний проект. Покращені властивості безпеки
Росія (Атомбудекспорт)	В-392М В-491	1100– 1200	ЛАЕС-2, Сосновий бір (Санкт-Петербург)	Підвищена безпека, надійність, посилення властивостей пасивної безпеки
Росія (Атомбудекспорт)	В-392М	1100–1200	НВАЭС-2, Вороніж	Розширені властивості пасивної безпеки
Канада (AECL)	CANDU-9	925–1300	Ліцензований у 1997 р.	Еволюційний проект. Одноблочна АЕС. Гнучкі вимоги до палива. Властивості пасивної безпеки
Канада (AECL)	ACR	700–1000	Розробка до 2005 р.	Еволюційний проект. Охолодження легкою водою. Паливо низького збагачення. Властивості пасивної безпеки
П.Африка («Eskom», BNFL, «Exelon»)	PBMR	110 (модуль)	Будівництво прототипу розпочато в 2002 р.	Модульна АЕС, низькі витрати. Газова турбіна прямого циклу. Висока ефективність використання палива. Властивості пасивної безпеки
США–Росія та ін. («General Atomics» та Мінатом)	GT-MHR	285 (модуль)	Спільний міжнародний проект, що здійснюється в Росії	Модульна АЕС, низькі витрати. Газова турбіна прямого циклу. Висока ефективність використання палива. Властивості пасивної безпеки

* 1 фут =30,48 см. 

АР-1000 є двопетльовий реактор, в якому збережені основні риси проекту АР-600 (мал. 7.3). Площа основи установки та діаметр активної зони залишаються тими самими, збільшена тільки висота захисної оболонки. Основні параметри АР-600 й АР-1000 наведені в таблицях 7.2 й 7.3.

Зміни елементів конструкцій в АР-1000 пов'язані з необхідністю збільшення передачі додаткової енергії при збереженні рівня безпеки. Найбільш помітні зміни – збільшення розміру області теплопередачі парогенератора й потужніший головний циркуляційний насос. Захисна оболонка теж більша, але тільки по висоті, що викликане габаритами системи охолоджування (мал. 7.4 й 7.5).

Таблиця 7.3. Основні параметри реактора АР 1000

Електрична потужність, МВт (ел.)	1117
Потужність реактора, МВт (тепл.)	3400
Термін служби, років	60
Тип палива	збагачений UO2 (4,95%)
Тривалість кампанії, міс.	18
Частка палива, що замінюється при перевантаженні, %	43
К.к.д. АЕС з урахуванням градирен, %	32,7
Температура теплоносія в гарячій нитці петлі, °С	321
Активна довжина палива, м	4,3
Витрата через реактор, м3/год.	6,81·104
Теплообмінна поверхня парогенератора, м2	11600
Радіоактивні відходи, що щорічно генеруються, т	35

В Європі компанія «Framatome ANP» (Франція) створює «Європейський реактор з водою під тиском» (ЕРR) великої потужності 1750 МВт (ел.), проект якого в 1995 р. отримав статус нового стандартного ядерного реактора для атомної енергетики Франції. Цей реактор матиме глибину вигоряння ядерного палива 65 Мвт·добу/кг й найвищий к.к.д. (36%) серед ядерних реакторів на теплових нейтронах. Реактор розрахований на експлуатацію протягом 60 років. Основою концепції безпеки реактора EPR є максимальне спрощення систем безпеки; чотирьохканальна система безпеки, що дозволяє знизити ризик аварій; забезпечення введення в роботу систем наступного рівня безпеки при відмові систем безпеки попереднього рівня.

Технічні засоби, використовувані в ядерному реакторі EPR, дозволяють знизити вірогідність аварій до 10-6 інцидентів/рік на один реактор.

Зниження інвестиційних витрат на 1 МВт встановленої потужності, підвищення к.к.д. реактора до 36%, висока ефективність використання ядерного палива (і пов'язане з цим зменшення радіоактивних відходів), зниження витрат на експлуатацію і ремонт устаткування дозволяють знизити вартість вироблюваної реактором електроенергії на 10% в порівнянні з вартістю енергії, яка постачається сучасними АЕС. Проектом передбачено скорочення часу на перевантаження ядерного палива до 16 днів, час між перевантаженнями палива збільшений до 2 років.

Мал. 7.4. Ядерна паровиробляюча установка АР 1000

 

Мал. 7.5. Пасивні системи безпеки АР 1000

Мал. 7.6. Схематичне зображення енергоблоку з реактором EPR: 1 – оболонка, розрахована на опір водневому вибуху; 2 – система аварійного охолодження контеймента; 3 – пристрій скидання тиску після аварії з розплавленням АЗ; 4 – внутрішній басейн витримки палива; 5 – уловлювач коріума й захист цоколю

Для ядерного реактора EPR був вибраний варіант контейнмента (протиаварійної оболонки реактора) з подвійними бетонними стінами, що виключає витоки радіоактивних продуктів за його межі. Зовнішня оболонка контейнмента товщиною 1,3 м виконана з армованого бетону й служить захистом від зовнішньої дії (мал. 7.6, поз. 6). Внутрішня оболонка контейнмента товщиною 1,3 м виконана із заздалегідь напруженого бетону й забезпечує герметичність, відповідну вимогам для різних варіантів можливих аварій (мал. 7.6, поз. 5). Ця оболонка повинна обмежити радіаційну дію АЕС на навколишнє середовище навіть у разі важких аварій і є останнім бар'єром, що затримує викиди радіоактивних продуктів. Зростання температури й тиску при аварії з розплавленням активної зони відбувається через утворення водню, що супроводжується горінням, виходом газів, які не конденсуються, і виділенням тепла з розплавленої маси, поступаючої з активної зони. В ядерній енергетиченій установці з реактором EPR передбачена система розпилювання охолоджуючої води на основі використання теплообмінників, здатна забезпечити тривалий ефективний режим охолоджування і зниження тиску газів у межах оболонки. Пара, що утворюється при охолоджуванні, видаляється із захисної оболонки спеціальною системою. Видалення розплавленої маси, витікаючої при важкій аварії з корпусу реактора, відбувається пасивно по жолобу, що сполучає дно шахти ядерного реактора із зоною її накопичення і утримання (мал. 7.7). Підлога реакторної шахти і зона утримання розплавленої маси активної зони мають високотемпературне покриття, щоб запобігти взаємодії маси з бетоном.

У Росії розроблено декілька проектів вдосконалених ядерних реакторів ВВЕР з водою під тиском з властивостями пасивної безпеки у рамках державної: програми «Екологічно чиста енергетика (розділ «Безпечні АЕС»). При цьому реалізується послідовне вдосконалення реакторних установок АЕС на підставі досвіду експлуатації власних АЕС з реакторами ВВЕР210, ВВЕР-70, ВВЕР-365, ВВЕР-440, ВВЕР-1000 та враховуються тенденції світової атомної енергетики (мал. 7.8).

Мал. 7.7. Системи безпеки реактора EPR

Мал. 7.8. Еволюція проектів з реакторами типу ВВЕР

Проект реакторної установки В-392 (ВВЕР1000) відрізняється від інших проектів ВВЕР великої потужності застосуванням вдосконаленого устаткування і впровадженням пасивних систем безпеки (мал. 7.9). Різні модифікації проекту В-392 використовувалися для будівництва зарубіжних АЕС. У проекті АЕС «Кудункулам» (Індія) з реакторною установкою В-412 (мал. 7.10 і табл. 7.4) в області безпеки передбачені наступні удосконалення:

• поліпшення ядерно-фізичних характеристик активної зони й конструкції відповідальних вузлів реактора;

• використання різних видів ядерного палива, включаючи уран-гадолінієве;

• пасивна система відведення тепла від другого контура;

• пасивна система залива активної зони при аваріях з течією теплоносія;

• пасивна система швидкого введення бору для зупинки реактора;

• вдосконалені канали безпеки;

• збільшення кількості ОР СУЗ до 121;

• подвійна захисна оболонка;

• пасивна система створення розрідження в «зазорі» між оболонками і очищення протічок з контейнмента;

• система уловлювання і охолоджування паливного розплаву з активної зони;

• застосування вдосконалених парогенераторів;

• збільшення терміну служби корпусу реактора до 50 років, реакторної установки до 40 років.

Реакторна установка В-428 (мал. 7.11), розроблена для Тяньванської АЕС в Китаї, відріз няється від проекту енергоблока В-392 тим, що підвищення надійності, безпеки та економічних характеристик реакторної установки узгоджено з вимогами замовника без використання повного комплексу передбачених в проекті В-392 додаткових пасивних систем на основі розширення спектру проектних режимів у порівнянні з енергоблоком В-392 й обліку в проекті запроектних аварій; застосування нових, більш довершених систем контролю й управління (СКУ) та технічних засобів управління запроектними аваріями.

Мал. 7.9. Реакторне відділення РУ В 392 (мовою оригіналу)

Мал. 7.10. Принципова схема енергоблоку АЕС з реакторною установкою В 412 (мовою оригіналу)

 Мал. 7.11. Реакторне відділення РУ В 428

В області безпеки передбачені удосконалення, функції й системи, в основному аналогічні використовуваним у РУ В-412, за винятком, як вказано вище, передбачених у проекті В-392 деяких додаткових пасивних систем.

Як одна з локалізуючих систем у проекті АЕС з РУ В-428 спочатку була передбачена система очищення аварійного викиду парогазової суміші з оболонки, призначена для очищення радіоактивних викидів парогазової суміші при важких аваріях. Виконаний комплекс науково-дослідних й дослідно-конструкторських робіт дозволив надалі додатково підвищити безпеку проекту АЕС з РУ В-428, відмовившись від системи скидання тиску із захисної оболонки при аварійних ситуаціях, що стало можливим завдяки використанню пристрою локалізації розплаву активної зони, який виключає взаємодію розплаву з бетоном і обмежує вихід газів у захисну оболонку.

Таблиця 7.4. Функції та системи безпеки реакторної установки В 412

Функції безпеки	Системи безпеки
	Активні	Пасивні
Приведення реактора в підкритичний стан й підтримування його в такому стані в діапазоні робочих параметрів	Система аварійного захисту реактора зі 121 робочим органом	Система швидкого введення бору
Відведення теплоти від реакторної установки через другий контур	Чотириканальна система аварійного відведення теплоти через парогенератори зі структурою 4×100% (один канал здатний виконати функції в повному об’ємі впродовж необмеженого часу). Два канали системи використовуються при нормальній експлуатації для очищення теплоносія ІІ контуру. Два канали знаходяться в режимі очікування	Чотириканальна пасивна система відведення теплоти через парогенератори зі структурою 4×33% (три канали здатні виконати функцію в повному об’ємі впродовж необмеженого часу)
Підтримування запасу теплоносія в активній зоні при аваріях із втратою теплоносія І контуру	Чотириканальна система аварійного охолодження активної зони зі структурою 4×100%. Два канали системи застосовуються при нормальній експлуатації для відведення теплоти від відпрацьованого палива в басейн витримки. Два канали знаходяться в режимі очікування. Система працює в діапазоні тисків 0,1 – 8,0 МПа в І контурі	Система гідроємкостей першого ступеня зі структурою 4×33%, з тиском в гідроємкостях 6,0 МПа й запасом води 50 м3 в кожній гідроємкості. Система гідроємкостей другого ступеня зі структурою 4×33% й запасом води, розрахованим на підтримування запасу теплоносія в активній зоні на протязі 24 годин при повній відмові активної системи
Ізоляція парогенераторів від головного парового колектора	На кожному паропроводі ПГ встановлені швидкодіючі ізолюючі клапани й засувки з електроприводом	–
Обмеження тиску в І контурі	Запобіжні клапани на компенсаторі тиску, що можуть працювати як за активним, так і за пасивним принципом дії	–
Обмеження тиску в парогенераторі й в другому контурі	Швидкодіючі редукційні установки скидання пари в атмосферу	Запобіжні клапани парогенераторів (ІПУ ПГ)
Локалізація радіоактивних речовин всередині захисної оболонки (ЗО)	Чотириканальна спринклерна система. Система ізолюючих клапанів захисної оболонки. Система вентиляції й очищення середовища в кільцевому зазорі між внутрішньою й зовнішньою захисними оболонками	Подвійна захисна оболонка повного тиску. Пасивна система видалення водню. Система вловлювання розплавленого ядерного палива

Для створення основи майбутніх серійних енергоблоків АЕС, призначених для введення після 2011 року, в Росії розроблений базовий проект «АЕС-2006» (див. мал. 7.8). При цьому в області безпеки передбачені наступні удосконалення:

• поліпшення ядерно-фізичних характеристик активної зони і конструкції відповідальних вузлів реактора;

• використання різних видів палива, включаючи уран-гадолініве;

• збільшення терміну служби корпусу реактора й парогенератора до 60 років, реакторної установки в цілому – до 50 років;

• застосування в проекті парогенератора зі збільшеним діаметром корпусу і коридорним розташуванням трубного пучка;

• введення в проект нових систем управління запроектними аваріями, дія яких заснована на пасивних принципах системи пасивного відведення тепла від II контура; додаткової системи пасивного залива активної зони при аваріях з течею; пасивної системи швидкого введення бору;

• застосування вдосконаленої системи управління і захисту РУ;

• збільшення кількості органів регулювання СУЗ до 121;

• впровадження системи СКУД;

• зниження тиску в першому контурі в запроектних аваріях за рахунок впровадження процедури «feed and bleed»;

• реалізація концепції «теча перед руйнуванням»;

• застосування подвійної захисної оболонки;

• система уловлювання і охолоджування паливного розплаву активної зони.

Мал. 7.12. Касета

Мал. 7.13. Поглинаюча збірка СУЗ

Мал. 7.14. Загальний вигляд ВПБЕР 600: 1 – верхній блок; 2 – привід СУЗ; 3 – рівнемір; 4, 5 – кришка й корпус реактора відповідно; 6 – теплообмінник конденсатор; 7 – парогенератор; 8 – блок, що ущільнює головки ТВЗ; 9 – внутрішньокорпусна шахта; 10 – активна зона; 11 – іонізаційна камера; 12 – циркуляційні насоси першого контура

 

У всіх блоках ВВЕР нової модифікації використовуються паливні касети ОКБ «Гідропрес», що не поступаються за надійністю кращим світовим аналогам. Остання модифікація, що знаходиться на етапі впровадження, має високі техніко-економічні параметри (мал. 7.12), вона розроблена на базі паливної безчохлової серійної касети ВВЕР-1000. При цьому забезпечена уніфікація із серійними касетами за габаритними й приєднувальними розмірами в реакторі, за кількістю й розташуванням дистанціонуючих решіток, за принципом виміру температури теплоносія на вході й виході касети та за заміром енерговиділення. Мал. 7.15. Поперечний розріз ВПБЕР 600: 1 – ТВЗ; 2 – секція парогенератора; 3 – корпус реактора; 4 – патрубок секції парогенератора

Паливна касета складається з 311 твелів у каркасі, утвореному з 15 дистанціонуючих решіток, центральної труби, 18 направляючих каналів (НК) та нижніх опорних решіток. Направляючі канали і дистанціонуючі решітки можуть бути виготовлені з неіржавіючої сталі або зі сплавів цирконію. Нижні решітки є опорою для твелів і забезпечують їх роз'ємне закріплення. Твели містять таблеткове паливо із суміші UО2 і Cd2O3. Направляючі канали служать для розміщення в них поглинаючих стрижнів системи управління і захисту (ПС СУЗ). ПС СУЗ складається з 18 поглинаючих елементів (СПІВАВ), мал. 7.13. Матеріалом стрижнів поглинання у верхній частині служить карбід бору В4С, в нижній частині – титанат диспрозію або гафнію.

Розробка проекту ядерного реактора ВВЕР-600 (проект В-407) заснована на досвіді створення й успішної експлуатації протягом більше 20 років ядерно-енергетичних установок атомних криголамів та спорудження атомної станції теплопостачання АСТ-500.

ВВЕР-600 є водо-водяним ядерним реактором, в корпусі тиску котрого розміщуються активна зона з робочими органами управління та захисту (СУЗ), трубні системи парогенераторів, парогазовий компенсатор тиску. Над активною зоною розташований блок, що ущільнює головки тепловиділяючих збірок ТВЗ (тобто паливних касет), в якому розміщені направляючі канали СУЗ. У кільцевому зазорі між корпусом реактора й шахтою вище рівня активної зони розміщуються теплообмінні поверхні незалежних секцій прямоточного парогенератора (мал. 7.14, 7.15). На вході теплоносія до активної зони знаходиться напірна камера, що забезпечує рівномірну роздачу теплоносія в паливних касетах.

ВВЕР-600 є двоконтурною системою з водо-водяним ядерним реактором інтегрального типу (мал. 7.16). Перший контур включає основний контур циркуляції, розміщений усередині корпусу тиску реактора, систему компенсації тиску, очищення теплоносія й виведення рідкого поглинача. Другий контур складається з 12 незалежних секцій парогенератора з індивідуальним підведенням живильної води й виведенням пари за межі корпусу тиску. Секції парогенератора об'єднуються в чотири петлі, якими пара подається до паротурбінної установки. Теплотехнічні параметри підтримуються витратою живильної води через парогенератор і регулюванням температури першого контура. Розташування реактора в другому міцному корпусі, розрахованому на тиск, який виникає при розгерметизації першого контура, забезпечує збереження активної зони під рівнем води, виключає плавлення палива, служить додатковим пасивним бар'єром локалізації радіоактивних продуктів. Реактор розміщений під міцнощільною бетонною захисною оболонкою.  Мал. 7.16. Реакторна установка ВПБЕР 600; 1 – головний циркуляційний насос; 2 – реактор; 3 – парогенератор; 4 – теплообмінник конденсатор; 5 – система безперервного відведення тепла; 6 – пристрої прямої дії, що самоспрацьовують; 7 – проміжний теплообмінник; 8 – привід СУЗ; 9 – страхувальний корпус; 10 – захисна оболонка; 11 – блок теплообмінників; 12 – система аварійного введення бору; 13 – ємність з розчином бору; 14 – система пасивного відведення тепла; 15 – система очищення і борної компенсації реактивності; 16 – система підживлення

Таблиця 7.5. Основні характеристики одного з режимів перевантаження

Активна зона
Еквівалентний діаметр, см	305
Висота, см	353
Число ТВЗ	151
Середнє збагачення палива підживлення, %	4,15
Число перевантажень за кампанію	4
Інтервал між перевантаженнями, років	1,5
Середня глибина вигоряння уранового палива, МВт·доба/кг	50

Мал. 7.17. Система аварійного відведення теплоти: 1 – охолоджуюча вода; 2, 3 – система безперервного й пасивного відведення тепла відповідно

Великий водяний зазор між активною зоною й корпусом тиску ядерного реактора екранує матеріал корпусу від інтенсивного опромінювання нейтронами з активної зони, знижуючи флюенс нейтронів на ~4 порядків величини за час експлуатації в порівнянні з реакторами ВВЕР-1000 колишньої конструкції (від ~1020 нейтронів/см² до 5·10¹⁶ нейтронів/см²). Це знімає питання про радіаційну зміну властивостей металу корпусу реактора.

Таблиця 7.6. Основні характеристики ядерного реактора ВВЕР 600

Потужність, МВт:
теплова	1800
електрична	630
Циркуляція теплоносія першого контура	Примусова
Параметри теплоносія першого контура:
тиск, МПа	15,7
температура на вході до активної зони, °С	294,5
на виході з активної зони, °С	325
Параметри другого контура:
паропродуктивність, т/год	3350
тиск перегрітої пари, МПа	6,5
температура перегрітої пари, °С	305
Діапазон зміни потужності, %, Nном	30-100
Термін служби, роки	60
Максимальний проектний землетрус за шкалою МSK-64, бали	8

Активна зона ядерного реактора ВВЕР-600 складається з 151 паливної касети з твелами, аналогічних до твелів реактора ВВЕР-1000. Вміст борної кислоти знижений в порівнянні з реакторами ВВЕР колишніх конструкцій, що забезпечує негативний паровий й температурний коефіцієнти реактивності. Негативний температурний коефіцієнт реактивності забезпечує самообмеження потужності у всьому інтервалі робочих температур, негативний паровий коефіцієнт реактивності забезпечує самозупинку ядерного реактора при розгерметизації першого контура.

Запас реактивності на вигоряння палива компенсується механічними робочими органами СУЗ, борною кислотою в теплоносії і вигоряючим поглиначем, інтегрованим в уранове паливо (гадоліній).

Активна зона реактора ВВЕР-600 дозволяє реалізувати різні паливні цикли, кратність перевантажень і інтервали роботи між перевантаженнями. У таблиці 7.5 представлені основні характеристики для одного з режимів перевантаження ядерного палива в активній зоні ядерного реактора ВВЕР-600. Середня енергонапруженість активної зони реактора 69,4 кВт/л, середня лінійна потужність твелів 114 Вт/см. Основні характеристики ядерного реактора ВВЕР-600 наведені в таблиці 7.6.

Ядерний реактор ВВЕР-600 поєднує внутрішньо властиву самозахищеність й пасивні системи безпеки. Пасивна система аварійного відведення тепла складається з двох блоків теплообмінників, що відводять тепло в баки запасу води, і працює безперервно в режимі природної циркуляції (мал. 7.17). Тепло відводиться через проміжний контур при тиску вищому, ніж у реакторі. Система пасивного відведення тепла включається при виникненні аварії шляхом відкриття клапанів на трубопроводах за сигналами систем автоматичного управління і безпосередньо при зміні тиску або рівня води в реакторі. Вірогідність аварій з пошкодженням активної зони реактора ВВЕР-600 складає 10-8 реактор/рік.

Особливості інтегральної компоновки систем ядерного реактора ВВЕР-600, застосування пасивних систем розхолоджування визначають вищий рівень його безпеки в порівнянні із зарубіжними ядерно-енергетичними установками типу АР-600.

У Канаді компанія AECL («Atomic Energy of Canada Ltd») здійснює введення інноваційних технологій в ядерні енергетичні системи, грунтуючись на еволюційному підході: до існуючих технологій вноситься обмежена кількість нових елементів. На базі випробуваних і надійних в експлуатації ядерних реакторів CANDU-6 з важководяним сповільнювачем D2О розробляються два проекти еволюційних ядерних реакторів CANDU-9 і CANDU-NG (ACR-Advanced CANDU Reactor).

У CANDU-9 й CANDU-NG зберігаються всі особливості, що відрізняють важководяні канальні ядерні реактори CANDU від інших типів реакторів, – теплоносій з води під високим тиском в окремих технологічних каналах, сповільнювач низького тиску і температури з важкої води D2О; горизонтальна орієнтація паливних каналів з можливістю перевантаження палива на потужності без зупинки реактора.

Удосконалення, що приводять до підвищення конкурентоздатності ядерних реакторів CANDU у сучасних ринкових умовах, включають:

• використання низькозбагаченого уранового палива в спеціально сконструйованих тепловиділяючих збірках твелів;

• заміну важководяного теплоносія на теплоносій з легкої води Н2О;

• компактнішу активну зону за рахунок зменшення кроку паливних решіток і зменшення змісту важкої води в реакторі, що приводить до високої рівномірності потоку нейтронів в активній зоні реактора;

• підвищення тиску і температури теплоносія і пари, що приводить до збільшення термодинамічного к.к.д.;

• зменшення рівня утворення тритію і шкідливих випромінювань.

Проект CANDU-9 електричною потужністю 925–1300 МВт створений на основі існуючого CANDU-6, але є одноблоковою АЕС. У цьому ядерному реакторі, окрім штатного ядерного палива з природного урану, може бути використане паливо з низькозбагаченого урану, паливо з урану, виділеного після переробки відпрацьованого ядерного палива водоводяних реакторів під тиском (PWR), змішане оксидне уран-плутонієве паливо, безпосередньо відпрацьоване паливо PWR й торієве паливо. Реактор CANDU-9 здатний спалювати плутоній і антиноїди, виділені з відпрацьованого палива легководяних киплячих реакторів BWR й реакторів з водою під тиском PWR. Ліцензійний аналіз проекту реактора CANDU-9 успішно завершений на початку 1997 р.

Вдосконалений CANDU-NG (ACR-Advanced CANDU Reactor) є більш інноваційною концепцією. Зберігши важководяний сповільнювач під низьким тиском, конструкція реактора включає деякі риси реактора з легкою водою під тиском. Використання легководяного теплоносія і компактнішої активної зони знижує капітальні витрати, а робота реактора з теплоносієм з легкої води Н2О при високому тиску і при високій температурі приводить до зростання теплової ефективності (к.к.д.).

Реактор ACR-700 електричною потужністю 730 МВт, що проектується, має значно менші габарити, простіший за конструкцією при вищому к.к.д. й на 40% дешевший, ніж CANDU6 (його питома капітальна вартість складає 1000 дол./(кВт·год), витрати на експлуатацію 3 цента/(кВт·год)). Реактор ACR-700 може працювати з паливом із низькозбагаченого урану (~1,5–2,0% урану-235) з глибоким його вигорянням й кампанією палива, яка в три рази перевищує кампанію палива CANDU. Негативний пустотний коефіцієнт реактивності ACR-700 (вперше для реакторів CANDU) підвищує безпеку ядерного реактора та надійність органів регулювання. Крім того, використані інші властивості пасивної безпеки. Реакторні блоки комплектуватимуться з модулів промислового виготовлення, що дозволить зменшити час будівництва до трьох років.

Активна зона реактора ACR-700, що складається з паливних каналів-труб під тиском, при відповідному виборі геометрії паливних решіток дозволяє використовувати різні види ядерного палива (зокрема торієві), теплоносії й температури. Можна пристосувати паливну решітку до необхідного паливного циклу із заданою реактивністю активної зони. Проведені оцінки концепції CANDU при використанні водного теплоносія при надкритичному тиску, прораховані можливі термодинамічні цикли, в яких к.к.д. може досягати значень 40–44% й вище.

Покращена конструкція ACR-700 заснована на багаторічному досвіді експлуатації ядерних реакторів CANDU й ряді досягнень останніх років. Основними ключовими особливостями конструкції ядерного реактора ACR-700 є:

• теплоносій – легка вода під надкритичним тиском;

• високий тиск і температури теплоносія, що дозволяють підвищити термодинамічний к.к.д.;

• паливо – слабкозбагачений уран для забезпечення підвищеного вигоряння;

• зменшений крок паливної решітки активної зони, що дає можливість понизити кількість важкої води і зменшити загальну вартість реактора;

• вдосконалена конструкція паливного каналу з тепловиділяючими елементами, що використовує теплову ізоляцію на внутрішній поверхні каналу, забезпечуючи низькі температури стінки труби, яка працює при високому тиску, й низький нагрів уповільнювача;

• підвищена безпека завдяки негативному коефіцієнту пустотної реактивності;

• знижені радіоактивні викиди тритію через зменшення витоку важкої води.

Мал. 7.18. Система охолодження уповільнювача (D₂O) працюючих реакторів CANDU

 Мал. 7.19. Вдосконалена пасивна система безпеки та охолодження уповільнювача

 Мал. 7.20. Схема тепловиділяючого каналу

В існуючих реакторах CANDU для відведення тепла від важководяного уповільнювача в процесі нормальної експлуатації та при аварійних ситуаціях використовують насоси. У системі ACR-700 теплота, що виділяється в уповільнювачі, безперервно відводиться при нормальному режимі роботи ACR-700 за допомогою природної циркуляції, яку забезпечує парорідинна суміш D2О в підйомній (гарячішій) гілці контура (мал. 7.18, 7.19). Пасивна система охолоджування уповільнювача не вимагає втручання оператора.

Конструкція паливного каналу в існуючих реакторах CANDU складається з труби, ізольованої від уповільнювача D2О газовим зазором.

При використанні легкої води надкритичних параметрів (високого тиску й температури) як теплоносія конструкція паливного каналу ізолюється від уповільнювача матеріалом із низьким перерізом поглинання теплових нейтронів (макроскопічний переріз поглинання теплових нейтронів легкою водою Н2О в 508 разів більший, ніж у важкої води D2О) (мал. 7.20). Це значно спрощує конструкцію паливних каналів, оскільки виключається внутрішня труба, за допомогою якої утворюється ізолюючий зазор.

Нова конструкція випробувана при тиску води 30 МПа і температурі 600°С. Реактор використовується в одноконтурній схемі з паротурбінною установкою, що зменшує вартість електрогенеруючої установки в цілому, оскільки виключаються парогенератори. Вибір геометрії паливної решітки активної зони канального типу дозволяє використовувати різні види ядерного палива. Проблемою при створенні водоохолоджуваного реактора з водою надкритичних параметрів є розробка, дослідження й вибір матеріалів, що надійно працюють в полях нейтронів високої інтенсивності при високій температурі.

В Японії розробляється вдосконалений ядерний реактор з водою під тиском (PWR) великої потужності APWR-1500 МВт (ел.). Конструкція ядерного реактора спрощена, в ньому вдало скомбіновані активні й пасивні системи охолоджування, вигоряння ядерного палива складе понад 55 МВт·доба/кг.

Крім того, в Європі компаніями EDF (Франція), PSI (Швейцарія), TVO й VTT (Фінляндія), «Framatome ANP» (Франція) у співпраці з німецькими електрогенеруючими компаніями допрацьовується проект киплячого реактора SWR-1000 (Simplified Water Reactor), концепція якого розроблена компанією «Siemens» з метою збільшення безпеки та зниження вартості виробництва електроенергії до рівня конкурентоздатності зі станціями на органічному паливі. Максимально допустима вірогідність розплавлювання активної зони реактора, що дорівнює 10-7 на реактор/рік, набагато нижча значення, встановленого консультативною групою з ядерної безпеки (10-5) (TNSAG3) МАГАТЕ. Робота за проектом ядерного реактора SWR-1000 пов'язана з планами Фінляндії побудувати новий ядерний енергоблок. Дослідження показали можливість збільшення потужності SWR-1000 до 1300 МВт (ел.) без зміни концепції проекту.

Ядерні реактори 4-го покоління. Враховуючи становище в ядерній енергетичній галузі, що змінилося, і природний інтерес до найновіших ядерних технологій у вересні 2000 р. МАГАТЕ запропонувала постачальникам і споживачам ядерних технологій об'єднати зусилля в реалізації інновацій в ядерному реакторобудуванні й структурі паливних циклів. У травні 2001 р. МАГАТЕ заснувало міжнародну програму з інноваційних циклів INPRO (Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles Programme), учасниками якої сталі 14 країн–членів МАГАТЕ. У червні 2003 р. були сформовані вимоги споживачів ядерноенергетичних технологій з точки зору економіки, безпеки, охорони навколишнього середовища і нерозповсюдження ядерних матеріалів; завершено розробку методики порівняння різних концепцій ядерних реакторів і паливних циклів. Наступний етап програми включав аналіз обраних зацікавленими державами конкретних проектів для оцінки інноваційних технологій відповідно до вироблених на першому етапі вимог і подальшого їх розвитку. У рамках INPRO відібрані наступні проекти:

• БН-800 (Росія), реактор на швидких нейтронах;

• AHWR (Індія), вдосконалений реактор зі сповільнювачем з важкої води;

• CAREM (Аргентина), інтегральний проект з високою конверсією відтворюючих ізотопів;

• DUPIC, технологія використання відпрацьованого палива PWR у важководяних реакторах CANDU, що реалізовуватиметься в Південній Кореї.

Таблиця 7.7. Інноваційні ядерно енергетичні системи

Близькотермінового розгортання до 2010 р. (програма США)	Середньотермінового розгортання до 2015 р. (міжнародна програма)	Віддаленого розгортання до 2030 р. (програма GIF-IV)
ABWR	Удосконалені BWR:	SFR (2015 р.)
АР-1000	ABWR II; ESBWR;	VHTR (2020 р.)
ESBWR	HC-BWR; SWR-1000	GFR (2025 р.)
GT-MHR	Удосконалений канальний реактор ACR-700	MSR (2025 р.)
PBMR		SCWR (2025 р.)
SWR-1000	Удосконалені PWR: АР-600; АР-1000; APR-1400; APWR+; EPR Реактори з інтегральним компонуванням: CAREM; IMR; IRIS; SMART Модульні ВТГР: GT-MHR; PBMR	LFR (2025 р.)

Трохи пізніше, в липні 2001 р., за пропозицією Міністерства енергетики США була створена програма з розвитку інноваційних ядерних реакторів 4-го покоління, яка набула міжнародного статусу, об'єднавши 10 країн у рамках Міжнародного форуму створення реакторів 4-го покоління GIF-IV (Generation IV International Forum). При розробці програми були визначені ядерно-енергетичні системи близькотермінового розгортання (до 2010 р.) з врахуванням рівня їх готовності й технічної придатності, віддаленішого за термінами розгортання (до 2015 р.) і ядерні реактори 4-го покоління, які можуть бути запроваджені в комерційну експлуатацію до 2030 р. (таблиця 7.7). До реакторів 4-го покоління були віднесені 6 ядерно-енергетичних технологій, здатних забезпечити вироблення електроенергії, виробництво водню й технологічної теплоти:

• GFR – реактори на швидких нейтронах з газовим теплоносієм (гелій), із замкнутим паливним циклом;

• LFR – реактори на швидких нейтронах з рідкометалевими свинцевими сплавами як теплоносій (теплообмін за схемою розплавлений свинець/свинцево-вісмутова евтектика, замкнений паливний цикл з ефективним відтворенням ядерного палива на основі урану і спалюванням актиноїдів);

• MSR – реактори з теплоносієм у вигляді розплавів солей, епітепловий енергетичний спектр нейтронів, з циркуляцією ядерного палива в розплаві солей, повна переробка актиноїдів в паливному циклі;

• SFR – реактори на швидких нейтронах з теплоносієм із рідкого натрію (замкнений паливний цикл, ефективне спалювання актиноїдів, відтворення ядерного палива на основі урану);

• SCWR – реактори з водою надкритичних параметрів на теплових і швидких нейтронах (тиск води 25 МПа, температура води більше 500°С);

• VHTR – надвисокотемпературний реактор, теплоносій – гелій, температура 1000–1200°С, сповільнювач – графіт, одноразовий урановий цикл.

Основні завдання концепції GIF-IV при розробці ядерно-енергетичних систем полягають у високій ефективності довготривалого використання реакторних установок, низьких витратах на їх експлуатацію і ступенях економічного ризику, співставного з аналогічними параметрами інших джерел енергії.

Реактори 4-го покоління з високою температурою теплоносія на виході з активної зони обіцяють значне підвищення к.к.д.

Програми INPRO і GIF-IV вважають, що ядерно-енергетичні системи повинні забезпечити глобальне споживання енергії в XXI столітті до початку вичерпання непоновлюваних енергетичних ресурсів.

Легководяні реактори з надкритичними параметрами води. У країнах з розвиненою ядерною енергетикою (Німеччині, Франції, Японії, Росії, США) проводяться систематичні багатолітні дослідження оптимальних шляхів розвитку атомної енергетики XXI століття. Вивчення історії розвитку технології й досвіду експлуатації теплових електростанцій (ТЕС) привело до розуміння (висновку), що атомна енергетика, як і теплова, піде шляхом підвищення параметрів пари на вході в турбіну, що відповідно до законів термодинаміки підвищує к.к.д. парового циклу й знижує питомий об'єм пари на одиницю енергії, що виробляється. У даний час основу теплоенергетики передових країн світу складають енергоблоки з використанням надкритичних параметрів (тиску й температури, які для води дорівнюють 22,1 МПа і 374°С). За таких параметрів відсутній фазовий перехід рідина–пара. Теплота відводиться в основному в області псевдокритичної температури, яка відповідає максимуму теплоємності.

При збільшенні потужності ТЕС виявилося доцільним підвищити початковий тиск пари від 9 до 25 МПа і температуру до 500–600°С.

Перехід від тиску 10–14 МПа до тиску 25 МПа зайняв 15 років. Широко почали застосовувати проміжний перегрів пари в турбіні між секціями високого і низького тиску. Темпи введення в експлуатацію енергетичних блоків з надкритичними параметрами були стрімкі: у 1965 р. працювало 12 блоків, в 1975 р. – 135 блоків потужністю 300 МВт й 9 блоків потужністю 500–800 МВт. Частка потужності блоків з надкритичними параметрами в СРСР за ці роки зросла від 16 до 55%. У 1975–1980 рр. розпочалися розробки і створення енергоблоків з надкритичними параметрами нового покоління. У США й Росії пройшли випробування блоки із суперкритичними параметрами пари; у Росії використовували турбіну СКР-10 харківського турбінного заводу «Турбоатом» на тиск 30 МПа та температуру 650°С.

Мал. 7.21. Реактор LWR із надкритичним тиском

Мал. 7.22. Надкритичний паровий контур HPLWR

У 1995–1997 рр. у Росії й СНД працювало 230 блоків з надкритичними параметрами й високими техніко-економічними характеристиками.

У 1990-х роках удосконалення конструкцій парових турбін АЕС з ядерними реакторами з водою під тиском привели до перших успіхів. Подальше збільшення тиску теплоносія вище 16 МПа – природний шлях підвищення економічності реакторів з водою під тиском. Перехід до надкритичних параметрів пари дозволяє об'єднати в єдину концепцію реактор з водою під тиском (ВВЕР, РWR) й киплячий реактор (BWR, SWR), при цьому водяний теплоносій залишається однофазним (як в реакторі з водою під тиском, мал. 7.21).

Заздалегідь нагріта до 280°С вода надходить до ядерного реактору і при тиску 25 МПа продовжує нагріватися в його активній зоні до ~500°С. Свіжа пара, що утворюється, може потім прямо надходити на турбіну, як це відбувається в киплячому ядерному реакторі (мал. 7.22). У прямоточному циклі схема енергетичної установки одноконтурна, зникає потреба в парогенераторах і сепараторах пари. Проміжне нагрівання пари між турбінами високого (НР) і низького (LP) тиску відбувається в паровому теплообміннику, який живиться частиною потоку свіжої пари, й це значно збільшує к.к.д. установок. Зовнішні компоненти парового контуру – від трубопроводу свіжої пари до патрубка подачі живильної води в реактор – можуть бути запозичені без значних змін з аналогічних систем теплоенергетики.

Таблиця 7.8. Порівняльні характеристики активних зон реакторів

Характеристики	Тип реактора
	ABWR вдосконалений киплячий	SCLWR тепловий	SCFR швидкий
Теплова/електрична потужність, МВт	3926/1356	3586/1570	3993/1728
Тиск, МПа	7,2	25,0	25,0
К.к.д., %	34,5	44,0	44,4
Матеріал оболонки твела	Zr	Ni-сплав	Ni-сплав
Число ТВЗ	872	211	419
Середнє тепловиділення, МВт/м3	50,6	101	144 (вкл. бланкет)
Висота/діаметр активної зони, м	3,71/5,16	4,20/3,28	3,20/3,28
Температура на вході/виході, °С	278/287	280/580	280/526
Витрати живильної води, кг/с	2122	1816	1694
Витрати води через активну зону, кг/с	14500	1816	1694
Витрати живильної води на одиницю потужності, кг/Вт·с	1,56	1,16	0,98

Мал. 7.23. Корпус тиску легководяного реактора з надкритичними параметрами пари

Були розроблені концепції прямоточних ядерних реакторів з водяним теплоносієм при надкритичному тиску на теплових нейтронах SCLWR й на швидких нейтронах SCFR практично з однаковою тепловою схемою. Великою перевагою концепції є можливість використання серійного устаткування, вже розробленого й освоєного на ТЕС. Ідентичність теплових схем АЕС з тепловими й швидкими реакторами, майже однакові температурні умови (табл. 7.8) приведуть до однорідної структури атомної енергетики майбутнього.

Крім того, і теплова, і атомна енергетика будуть оснащені однотипним устаткуванням. В Європі створено Консорціум по розробці легководяних реакторів з високими характеристиками HPLWR (High Performance Light Water Reactor) з надвисокими параметрами, при використанні яких очікується к.к.д. 44%. Концепції ядерного реактора з водою під надкритичним тиском (Supercritical Water Cooled Reactor, SCWR) й реактора HPLWR засновані на використанні сучасних парових турбін з надкритичними параметрами пари. Однією з унікальних особливостей прямоточного ядерного реактора з надкритичними параметрами є невеликі витрати теплоносія через активну зону (у вісім разів менше, ніж у PWR), оскільки відсутня рециркуляція. Тому для прямоточного реактора використовують нову конструкцію паливних елементів, яка багато в чому подібна до конструкції паливних елементів киплячих ядерних реакторів. Температура оболонок твелів вища, ніж у реакторах з водою під тиском типу PWR та ВВЕР (досягає ~620°С), і це змушує замінити сплави цирконію на високоякісну сталь або сплави нікелю.

Мал. 7.24. Захисна оболонка із системами безпеки й відведення залишкової теплоти реактора HPLWR

Ядерне паливо (UO2 або МОХ) повністю відповідає паливу звичайних легководяних реакторів. Тісніше розташування паливних елементів і невелика витрата теплоносія через активну зону забезпечують великий приріст ентальпії. Тісне розташування паливних елементов чинить великий опір теплоносію і сприяє гідравлічній стабільності його потоку.

Активна зона ядерного реактора з водою з надкритичними параметрами може бути спроектована як для роботи на теплових нейтронах (SCLWR), так і на швидких нейтронах (SCFR). У реакторі на теплових нейтронах SCLWR уповільнювач нейтронів (вода) подається до активної зони зверху через спеціальні канали усередині тепловиділяючої збірки («водяні стрижні»). У нижній частині корпусу ця вода змішується з рештою водяних мас (мал. 7.23) й потім прямує вгору вздовж паливних стрижнів. У швидких реакторах SCFR використовується щільне розміщення твелів, що не дозволяє нейтронам еффективно уповілюватися.

Корпус ядерного реактора з водою надкритичних параметрів не має паровідокремлювачів, у ньому відсутні насоси для циркуляції теплоносія, необхідні тільки конденсатні та живлячі насоси. Це дозволяє зробити компактнішими корпус тиску реактора, захисну оболонку (контейнмент) й будівлю реактора.

При аварії ядерного реактора з водою з надкритичними параметрами для зниження реактивності спочатку до його активної зони вводяться регулюючі стрижні. Подальше збереження захисної оболонки, скидання тиску і відведення залишкового тепла з реактора і захисної оболонки забезпечує пасивна система аварійного захисту (мал. 7.24).

Реактори на швидких нейтронах з натрієвим охолоджуванням. Підвищення к.к.д. легководяних реакторів з водою супернадкритичних параметрів перш за все пов'язане з підвищенням теплового (термодинамічного) к.к.д. за рахунок збільшення температури теплоносія на виході з ядерного реактора η=(Т2–Т1)/Т1 й використанням досягнень теплоенергетики в галузі застосування парових турбін з надкритичними параметрами пари та перегріву пари після секції турбіни високого тиску. Реактори на швидких нейтронах можуть реалізувати значне збільшення свого потенціалу, завдячуючи економічності. Ця реалізація пов'язана з оптимізацією паливного циклу і досягненням високих рівнів вигоряння ядерного палива (більше 150 МВт·добу/кг), що втричі вище, ніж в сучасних легководяних ядерних реакторах. Реактор на швидких нейтронах здатний виробляти нове паливо і використовувати як паливо трансуранові елементи, що у поєднанні з переробкою відпрацьованого ядерного палива легководяних ядерних реакторів скорочує кількість радіоактивних відходів. Тому в програмах INPRO і GIF-IV реактори на швидких нейтронах є гарантією стійкого ядерного енергопостачання та оптимального поводження з відпрацьованим ядерним паливом. З шести ядерно-енергетичних технологій програми GIF-IV три відносяться до реакторів на швидких нейтронах. Програма GIF-IV передбачає наступні розрахункові параметри для реакторів на швидких нейтронах: температура теплоносія на виході з активної зони – 530–560°С; теплова потужність активної зони – 1000–5000 МВт; вигоряння ядерного палива – 150–200 МВт·добу/кг.

Нині в світі працює близько 20 ядерних реакторів з рідкометалевим теплоносієм. Найбільший досвід накопичений для реакторів, що охолоджуються рідким натрієм. Прикладом успішної багаторічної експлуатації таких ядерно-енергетичних установок є реактори EBR-II в США і «Phenix» у Франції. Проте при експлуатації крупніших промислових ядерних реакторів на швидких нейтронах «Superphenix» (1250 МВт (ел.)) й MONJU (280 МВт(ел.)) у Франції та Японії виникли невеликі проблеми, котрі перешкоджають їх комерційному використанню. Дані проблеми пов'язані із забезпеченням цих реакторів елементами пасивної безпеки і необхідністю підвищення їх економічності. Капітальні витрати на будівництво реакторів на швидких нейтронах вищі, ніж для реакторів з водою під тиском тієї ж потужності, а вартість видобування плутонію, утвореного з урану-238 в бланкеті цього реактора, досить висока (~800 дол./кг). Широке використання таких реакторів буде вигідним, якщо ціни на природний уран зростуть у ~4 рази в порівнянні із сучасними ринковими цінами.

Нині небагато країн реалізують програми досліджень й розробку проектів реакторів на швидких нейтронах. Інтерес до удосконалення швидких реакторів з натрієвим охолоджуванням виявляє передусім Японія, передбачаючи використовувати проміжний контур, який розділить парову турбіну і перший контур охолоджування активної зони реактора. Це дозволить використовувати звичайний паровий процес в другому контурі, значно підвищити параметри свіжої пари і збільшити еффектівность вироблення енергії.

В Індії реактори на швидких нейтронах є частиною довгострокової програми створення замкнутого паливного циклу атомної енергетики, що бурхливо розвивається.

У США досі немає реактора на швидких нейтронах потужністю більше 66 МВт(ел.). Для створення в США швидких реакторів, що виробляють комерційну енергію, компанія «General Electric» приступила до розробки проекту модульного швидкого реактора PRISM електричною потужністю 150 МВт з рідкометалевим теплоносієм й властивостями внутрішньо притаманної безпеки. Одночасно «General Electric» спільно з компанією «Argonne» розпочали роботу над проектом вдосконаленого рідкометалевого реактора на швидких нейтронах ALMR електричною потужністю більше 1400 МВт для відтворення вторинного ядерного палива з урану-238, але розробку цих проектів було припинено.

Зараз компанія «General Electric» розробила проект «Super-PRISM» – вдосконаленого компактного модульного ядерного реактора басейнового типу з пасивним охолоджуванням і відведенням залишкового тепла після його зупинки. Модуль має теплову потужність 1000 МВт і робочу температуру 510°С, яка вища, ніж у первинному проекті реактора PRISM, й містить систему першого контура басейнового типу з натрієвим теплоносієм. Паливом є плутоній і збіднений уран у вигляді оксиду або металу. При переробці цього палива молодші актиноїди (ізотопи нептунію, плутонію, америцію і кюрію) не видаляються, тому отримане вторинне свіже ядерне паливо дуже радіоактивне і, отже, стійке до незаконного поводження. Кампанія палива в реакторі – 6 років, кожні два роки одна третина палива активної зони вивантажується. Концепція комерційної АЕС передбачає використання шести реакторних модулів, що забезпечує електричну потужність 2280 МВт, вартість виробництва електроенергії менше 3 центів/(кВт·год). Проект «Super-PRISM» відповідає критеріям реакторів IV покоління.

Реактори на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм. Альтернативою натрію як теплоносію для реакторів на швидких нейтронах є рідкий свинець. На відміну від натрію витік свинцю не відразу призводить до інтенсивних реакцій з повітрям або водою. Висока температура кипіння свинцю (1740°С) практично виключає утворення парових бульбашок в активній зоні ядерного реактора й пов'язане з їх утворенням локальне підвищення потужності через кипіння, що іноді виникає в реакторі з натрієвим теплоносієм. Недоліком свинцевого теплоносію є корозія сталі через контакт із ним, але цей процес можна обмежити зниженням парціального тиску кисню в свинці.

Мал. 7.25. Схема швидкого реактора зі свинцевим теплоносієм STAR LM

Мал. 7.26. Схема рекуперативного СО2 циклу з проміжним охолоджуванням для реактора зі свинцевим теплоносієм

Реактори зі свинцевим теплоносієм серійно застосовуються в російських атомних підводних човнах. Програми INPRO і GIF-IV пропонують комерційне використання подібних ядерних реакторів.

На малюнку 7.25 наведено схему такого реактора. Активна зона реактора, розташована у внутрішньому корпусі, завантажується оксидним уран-плутонієвим ядерним паливом з 20%-ним вмістом плутонію й охолоджується рідким свинцем з температурою 420°С (температура плавлення свинцю 327,6°С).

Активну зону передбачається поставляти у вигляді готової тепловиділяючої збірки. Вона встановлюється в нижній частині внутрішнього корпусу реактора заввишки близько 15 м і буде перебувати у ньому протягом всього терміну служби (15–20 років) без доступу до палива під час експлуатації. Вище за відмітку 7,5 м від нижньої частини активної зони, що спирається на основу з отворами (сифонами) для проходження рідкого свинцю, між зовнішнім міцним корпусом і внутрішнім корпусом реактора розташований кільцевий теплообмінник, що передає теплову потужність активної зони до другого контуру (400 МВт). Температура свинцю на вході до теплообміннику 560°С, перенесення тепла здійснюється виключно природною конвекцією, що гарантує високу надійність системи. Велика маса свинцю (більше 2500 т) сприяє повільній зміні температури, що спрощує контроль за системою. Відведення залишкового тепла у випадку аварії здійснюється пасивно вільною циркуляцією повітря із зовнішнього боку міцного корпусу.

У другому контурі передбачається використовувати як робоче тіло газ СО2 або воду. На мал. 7.26 наведено схему замкненого газотурбінного циклу перетворення теплової енергії нагрітого газу СО2 на механічну (турбіна) і електричну (генератор). Газ СО2 нагрівається в теплообмінниках, занурених в теплоносій, при тиску 20 МПа до 560°С, а потім розширюється у трьохабо чотириступінчастій потужностній турбіні до тиску 7,5 МПа. Газ, котрий відпрацював у турбіні, охолоджується в об'ємному рекуператорі й низькотемпературному охолоджувачі, потім у двох компресорах знову стискається, підігрівається у високотемпературному рекуператорі та прямує в ядерний реактор для остаточного нагрівання. Технічною інновацією є компресор низького тиску, котрий повинен працювати близько критичних для СО2 параметрів. Перші розрахунки циклів заявляють потужність 178 МВт (ел.) та к.к.д. 45%.

Як альтернативний процес в другому контурі можливий також звичайний высокоефективний паровий цикл. Високі температури свіжої пари (до 560°С) лежать в основі нового надкритичного парового процесу з високим к.к.д. Можна чекати, що така АЕС з високим рівнем вигоряння ядерного палива, високим к.к.д., зниженою необхідністю в обслуговуванні й меншою кількістю компонентів (меншою вартістю), буде високоефективною.

Реактор на швидких нейтронах з газовим теплоносієм (GFR). Основну увагу в міжнародних проектах високотемпературних ядерних реакторів приділяли використанню гелію як теплоносія, проте у всіх комерційних реакторах, що експлуатуються, застосовують вуглекислий газ СО₂.

Починаючи з 1980 р. кількість введених в експлуатацію газоохолоджуваних реакторів AGR зросла з чотирьох до 14, в них функціонують 100 газодувок у 14 корпусах, побудованих із заздалегідь напруженого залізобетону, прокачуваючи 200 тис. тонн СО2/год. Після 1990 р. загальний виробіток всіх реакторів цього типу перевищив 33% енергії, виробленої ядерними установками з коефіцієнтом використання встановленої потужності (КВВП) більше 80%.

Температура газу на виході ядерного реактора AGR, що працює на теплових нейтронах, досягає 650°С і для підтримки температури графітового сповільнювача на необхідному рівні використовують складну систему розподілу потоку теплоносія по трактах реактора.

При розробці концепції ядерного реактора на швидких нейтронах з вуглекислим газом СО2 як теплоносія GFR (Gas-cooled Fast Reactor) були проведені техніко-економічні й концептуальні оцінки технології газоохолоджуваного реактора на теплових нейтронах з графітовим уповільнювачем AGR. Спроби використовувати досвід розробки реакторів AGR для створення швидкого газоохолоджуваного реактора GFR призвели до значного збільшення капітальних витрат на будівництво, крім того, виникли проблеми забезпечення безпеки при падінні тиску газового теплоносія.

Адаптація технології AGR до розробки проекту газоохолоджуваного реактора на швидких нейтронах заснована на таких передумовах: у реакторі на швидких нейтронах відсутній уповільнювач, що спрощує й здешевлює систему циркуляції теплоносія; виключення графітового уповільнювача знижує потребу у вуглекислому газі; реактор на швидких нейтронах не вимагає заміни палива під навантаженням, що спрощує його обслуговування.

Мал. 7.27. Схема реактора GCFR

Одним із завдань конструювання GFR є розробка спрощеної системи прокачування теплоносія газодувками через активну зону і парогенератори установки. Прийняте компонування реактора GFR наведено на мал. 7.27, основні параметри наведені в таблиці 7.9.

Таблиця 7.9. Основні параметри реакторів AGR й GFR

Параметр	AGR	GFR
Потужність реактора, МВт	1551	1650
Потужність турбіни брутто, МВт(ел.)	660	660
Тиск теплоносія, МПа	4,35	4,35
Потужність газодувок, МВт	43	43
Число газодувок	8	8
Потужність газодувки, МВт	5,4	5,9
Тип парогенератора	прямопотоковий	прямопотоковий
Кількість парогенераторів *	12/8	12/8
Теплова потужність парогенераторів, МВт	133/200	141/212
Спосіб перегріву пари	газовий	пара–пара
Температура газу на вході реактора, °С	300	246
Температура газу на виході з реактора, °С	645	625

* Кількість парогенераторів залежить від конфігурації системи.

Мал. 7.28. Схема форсованого реактора EGCR

У проекті GFR передбачено перехід від системи газового перегріву пари до системи перегріву по схемі пара–пара. Величина к.к.д. АЕС з реактором GFR оцінюється рівною 36%, однак оптимізація системи дозволить підвищити це значення.

У 1998 р. компанія NNC Ltd при співпраці з BNFL (Великобританія), «Fuji Electric Co Ltd» (Японія) й рядом інших енергетичних японських компаній здійснила проектні оцінки реактора GFR, названого «форсованим реактором з газовим теплоносієм» (EGCR), мал. 7.28. Проект цього реактора заснований на концепції AGR, але його потужність у два рази перевищує потужність реактора AGR. Оцінки показали, що компактніша активна зона EGCR й виключення секцій перегріву пари (вживаних в AGR) дозволить досягти більшої потужності при використанні бетонного корпусу тиску менших габаритів. Як відомо, бетонний корпус реактора AGR потужністю 660 МВт (ел.) має висоту 46 м, діаметр 32 м. У реактора EGCR потужністю 1400 МВт (ел.) при тій же висоті корпусу зовнішній діаметр складає 25 м.

Компактність активної зони і простіша компоновка внутрішніх конструкцій корпусу тиску знижують вартість споруди АЕС з реактором EGCR, і, за оцінкою, вона може конкурувати з вартістю будівництва АЕС з реакторами з водою під тиском (LWR). Термін служби реактора – 60 років. Одиничний блок АЕС з реактором EGCR при потужності, що вдвічі перевищує потужність реактора AGR, за однакового числа парогенераторів і газодувок значно перевищуватиме ефектівность існуючих ядерно-енергетичних установок.

У проектах реакторів на швидких нейтронах з газовим теплоносієм припускають використання паливних стрижнів на основі

Таблиця 7.10. Характеристики активної зони реактора GFR

Тип палива	PuO2/UO2
Зовнішній діаметр твела, мм	9,8
Діаметр паливної таблетки, мм	9
Уявна густина активної зони,        % теорет.	85
Висота активної зони, мм	1000
Висота бланкета, мм	1200
Висота вільного простору над активною зоною, мм	750
Повна висота активної зони, мм	2950
Кількість твелів у ТВЗ	127
Макс. лінійне тепловиділення, кВт/м	35,2
Макс. середня температура оболонки твела, °С	675
Макс. температура газу на виході з активної зони, °С	560
Кампанія палива при КВВП=75 %, років	4
Еквівалент 239Pu/ГВт(ел.), тонн	9,4
Коефіцієнт накопичення	0,46
Лінійний час подвоєння палива, років	27

оксидів урану й плутонію PuO2/UO2 з оболонками зі сплаву «Nimonic PE16» у складі тепловиділяючих збірок зі сталевими розділювальними перегородками. Оболонки паливних стрижнів повинні мати багатоходове спіральне оребрення, аналогічне використовуваному в реакторі AGR. У таблиці 7.10 наведені характеристики активної зони одного з ранніх варіантів GFR. Для реактора GFR розрахункове вигоряння ядерного палива складає 100 МВт·добу/кг при п'ятирічній кампанії палива і КВВП=80%.

На ранньому етапі розробки реактора GFR його концепція відповідала традиційним завданням реакторів на швидких нейтронах. Передбачалося, що після вивантаження з реактора відпрацьоване ядерне паливо і сировинний уран з напрацьованим у ньому плутонієм і продуктами реакцій ділення і трансмутації будуть перероблені з метою видобування плутонію, з частини якого буде виготовлено свіже ядерне паливо, а залишок відправиться на зберігання для забезпечення паливом нових швидких реакторів.

Нині такий сценарій використання реакторів на швидких нейтронах вважається маловірогідним. У сучасних умовах актуальним є завдання розвитку реакторних технологій, що виключають виробництво надлишкового плутонію. Проекти нових ядерних реакторів повинні забезпечувати баланс між утворенням і вигорянням плутонію при нульовому коефіцієнті його відтворення, хоча можливість гнучкого застосування розмножувача повинна бути збережена.

У реакторі GFR всі ізотопи плутонію роблять позитивний внесок до реактивності активної зони. У реакторі на швидких нейтронах можливий цілковитий рецикл плутонію й для компенсації впливу вигоряння палива на реактивність необхідно вводити лише збіднений уран.

Відповідно до розробки заходів, що виключають можливість розкрадання плутонію на стадії переробки палива, було розглянуто варіант паливного циклу, в якому відсутнє розділення урану і плутонію. Встановлено, що при відповідному виборі характеристик тепловиділяючих збірок можливе високе вигоряння плутонію (200 МВт·добу/кг) за умови збереження реактивності активної зони протягом більше 20 років.

Дослідження показали, що реактор типу GFR можна використовувати як для напрацювання палива для нових реакторів, так і для знищення відходів ядерного палива, при цьому власні актиноїди, що утворюються в ядерному паливі, мало впливають на нейтронно-фізичні характеристики. Повернення рідкісноземельних елементів (РЗЕ), утворених в реакторі за кампанію палива і виділених з нього хімічним шляхом, до паливного циклу приводить практично до нульового коефіцієнту відтворення нового палива при збереженні характеристик трансмутації.

На першому етапі експлуатації реакторів GFR їх завданням є знищення довгоживучих важких елементов, утворених в ядерному паливі легководяних реакторів (LWR). Потім реактори GFR можуть бути використані для знищення власних радіоактивних матеріалів, котрі накопичуються. Реактор GFR зберігає можливість відтворення нового ядерного палива на основі плутонію і, при зміні ситуації в атомній енергетиці, реактор може бути переведений в режим відтворення. Після напрацювання достатньої кількості палива GFR можна знову експлуатувати в режимі спалювання плутонію. Загальна стратегія розвитку атомної енергетики на базі швидких реакторів передбачає можливість повного знищення запасів плутонію.

Ефективність процесів контрольованого виробництва нового ядерного палива, спалювання надлишків плутонію і трансмутації довгоживучих продуктів ділення, включаючи молодші актиноїди, в реакторі GFR вельми висока за рахунок жорсткого спектру нейтронів, а виключення рідкометалевого теплоносія підвищує безпеку реактора.

Реалізація проекту реактора GFR дозволить вирішити завдання повного використання вже видобутої уранової руди, а також скоротити накопичення плутонію та інших важких елементів, для зберігання яких потрібні дорогі сховища.

Високотемпературні газоохолоджувані ядерні реактори VHTR. Високотемпературні ядерні реактори дозволяють отримувати тепло з температурою 1000°С й вище, що забезпечує різноманітне використання теплової енергії цих реакторів – для виробництва водню, высокоефективного вироблення електроєнергії, в металургії, в хімії тощо. Застосування графіту як конструкційного матеріалу активної зони уповільнює температурні зміни навіть при аваріях у зв'язку з високими значеннями його коефіцієнтів теплопровідності й теплоємності. До того ж графіт не допускає розплавлення активної зони, оскільки точка його плавлення перевищує 3000°С. Газоохолоджувані реактори такої конструкції мають високий рівень пасивної безпеки. Дослідження і розробку конструкцій таких ядерних реакторів і розвиток технологій застосування ядерної теплової енергії проводять у Німеччині, Японії, США, Росії, ПАР, Китаї.

Модульний газоохолоджуваний ядерний реактор PBMR з кульовими твелами. У жовтні 2004 р. урядом ПАР прийняте рішення розробити й вивести на ринок технологію ядерного модульного реактора з кульовими твелами і насипною активною зоною PBMR, що охолоджується гелієм під тиском. Проект PBMR включає будівництво демонстраційного ядерного реактора електричною потужністю 110 МВт в Коберзі поблизу Кейптауна до 2010 р. й пілотного заводу з виробництва ядерного палива для нього в Пеліндаба поблизу Преторії. Перші комерційні модульні ядерні реактори, що охолоджуються гелієм під тиском, планують ввести в експлуатацію в 2013 р. У листопаді 2004 р. в Пеліндаба закінчено спорудження установки для дослідження гелію як теплоносія. Це повнорозмірна установка для перевірки компонентів конструкцій, котрі працюють в гелієвому циклі реактора PBMR, котра забезпечує високий тиск й температуру.

Спочатку було розроблено ядерний газоохолоджуваний реактор на теплову потужність 268 МВт, котрий став базою для подальшої розробки і удосконалень. Цей опорний проект було перероблено в кооперації з фірмою «Вестінгауз» (США) й створено нову конструкцію активної зони з графіту тепловою потужністю 400 МВт в корпусі тиску реактора на 268 МВт (тепл.) без його зміни.

Реакторний блок тепловою потужністю 400 МВт складається з корпусу тиску й внутрішньокорпусних конструкцій – корзини активної зони, графітових відбивачів і блоків управління реактивністю. Корпус тиску виготовлений з кованої сталі реакторного гатунку діаметром 6,2 м і заввишки 20,5 м з товщиною стінки від 120 до 220 мм.

У корпусі реактора розташована сталева корзина активної зони діаметром 5,8 м і товщиною стінки 50 мм. В активній зоні розташований графітовий відбивач і вуглецевий тепловий екран товщиною 0,9 м. У графітовому відбивачі розташовано 35 вертикальних каналів для блоків управління реактивністю. Японська фірма «Mitsubishi Heavy Industries» (MHI) за контрактом розробляє проект збірки сталевої корзини активної зони, що підтримує всередині реакторні конструкції і графітовий відбивач.

Активна зона ядерного реактора PBMR складається з кульових тепловиділяючих паливних елементів (твелів) і центральної колони відбивача діаметром 1,75 м. Паливом ядерного реактора є збагачений уран, розміщений у мікросферах діаметром 1 мм, котрі дисперговані в графітові сфери діаметром 50 мм. Кожна мікросфера має оболонку з чотирьох послідовних шарів різних матеріалів. Самий внутрішній шар – пористий вуглець, в якому утримуються продукти ділення, не створюючи внутрішнього тиску. Наступний шар – піровуглець, за яким іде шар карбіду кремнію (жаростійкий матеріал), й останній четвертий шар – з піровуглецю. Зовнішні три шари є фізичним бар'єром для виходу продуктів ділення. Така конструкція паливної мікросфери утримує збагачений уран і продукти його взаємодії з нейтронами та забезпечує високий ступінь безпеки. Графітова сфера з мікротвелами діаметром 50 мм покривається зверху шаром чистого графіту завтовшки 5 мм, що запобігає стиранню мікрочастинок ядерного палива в процесі експлуатації. Кожен кульовий твел діаметром 60 мм містить 9 г урану зі збагаченням 8,1% ураном-235. Максимальна температура ядерного палива 1130°С, проектне вигоряння – 80 МВт·добу/кг.

Подібний паливний елемент довів свою надійність і працездатність протягом 20 років в німецьких газоохолоджуваних реакторах AVR і THTR.

Активна зона ядерного реактора PBMR – насипного типу, заповнюється кульовими твелами, завантаження і вивантаження котрих проводиться в процесі роботи без зупинки реактора.

Вивантаження відпрацьованого ядерного палива проводиться біля дна реакторного корпусу через окремий жолоб. Пристрій для розвантаження активної зони визначає ступінь вигоряння ядерного палива, і паливо багатократного використання повертається до активної зони через дев'ять рівномірно розподілених труб заправки, котрі проходять угору в просторі між корзиною активної зони і корпусом тиску реактора. Відпрацьоване ядерне паливо спрямовується до сховища. Загальну компоновку систем реактора PBMR наведено на мал. 7.29.

Перетворення теплової енергії активної зони реактора PBMR відбувається по одноконтурній схемі Брайтона в газотурбінній установці, компоновку котрої наведено на мал. 7.30, 7.31. Газовий теплоносій (гелій) передає теплову енергію від активної зони реактора безпосередньо до системи перетворення теплової енергії в механічну і електричну, що складається з газової турбіни, електрогенератора, компресорів, газоохолоджувача і рекуператора. Повний проект гелієвої системи турбогенератора з випробуванням матеріалів включно виконує за контрактом японська компанія MHI («Mitsubishi Heavy Industries»).

Мал. 7.30. Одноконтурна схема ядерно енергетичної установки із газовою турбіною: 1 – ядерний реактор, 2 – газова турбіна, 3 – компресор (циркулятор), 4 – регенеративний теплообмінник, 5 – кінцевий холодильник, 6 – електрогенератор

Мал. 7.29. Реактор на 400 МВт теплової енергії: вгорі зліва – загальна компоновка реакторного блоку всередині корпусу тиску; вгорі праворуч – вертикальний розріз реакторного блоку; внизу – переріз (горизонтальний) реакторного блоку

 

 Мал. 7.31. Компоновка блоку перетворення енергії в проекті реактора потужністю 400 МВт (теп.)

Температура гелію на вході до активної зони реактора PBMR – 500°С, на виході з реактора – 900°С. Гарячий теплоносій, що залишає активну зону під тиском 9 МПа з витратою 185 кг/с, приводить в рух турбогенератор й два вертикальні компресори. Гелій, котрий пройшов турбіну, спрямовується через рекуператор до холодильників й компресорів і вже під тиском надходить до рекуператора, де він підігрівається гарячим газом, котрий вийшов з турбіни, й повертається до активної зони ядерного реактора.

Проектом реактора PBMR забезпечується внутрішньо властива пасивна безпека, модульне будівництво АЕС, гнучкі конфігурації виробленої системою продукції, що створює конкурентоздатну економіку в діапазоні середніх потужностей ядерно-енергетичних установок 300–700 МВт(ел.).

Система, що складається з газоохолоджуваного високотемпературного ядерного реактора PBMR і газотурбінної установки, є сучасною комерційною ядерно-енергетичною установкою, параметри і характеристики котрої задовольняють вимогам, що ставляться до реакторів четвертого покоління. Ця установка придатна для проекту «АЕС наступного покоління» NGNP (Next Generation Nuclear Plant) як джерело теплової енергії для установки з виробництва водню і для інших виробничих процесів, в котрих тепло використовується разом з іншими видами енергії.

У даний час створення високотемпературного газоохолоджуваного реактора PBMR є найбільшою комерційною програмою, що знаходиться у стадії реалізації.

Пасивний важководяний ядерний реактор AHWR. У рамках міжнародної програми з інноваційних ядерних реакторів і паливних циклів INPRO до переліку перспективних реакторів наступного покоління було включено вдосконалений ядерний важководяний реактор AHWR електричною потужністю 300 МВт (700 МВт (тепл.)), орієнтований на реалізацію торієвого паливного циклу.

Ядерний реактор AHWR спроектований Індійським атомним центром BARC (Bhabha Atomic Research Centre), його будівництво передбачалося розпочати в 2006 р. При розробці проекта ядерного реактора AHWR корпусного типу було використано досвід експлуатації існуючих реакторів PHWR.

Програма розвитку атомної енергетики Індії спрямована на забезпечення енергетичної незалежності країни з використанням власних енергетичних ресурсів і, особливо, торію.

В основі програми розвитку атомної енергетики Індії лежить замкнутий паливний цикл. Реалізація програми починається з будівництва важководяних ядерних реакторів типу PHWR з важководяним сповільнювачем і теплоносієм під тиском (перший етап програми). Другий етап програми передбачає будівництво реакторів на швидких нейтронах (відтворюючих нове паливо – бридерів), подальший розвиток існуючих підприємств з переробки відпрацьованого ядерного палива і заводів з виготовлення ядерного палива на основі плутонію. На третьому етапі програми передбачається реалізувати паливний цикл²³²Th –²³³U і використати уран-233, що здатний ділитися, отриманий з торію-232, у важководяних й швидких ядерних реакторах як ядерне паливо. Розроблена програма використання торію в паливному циклі атомної енергетики Індії включає будівництво удосконаленого важководяного ядерного реактора AHWR.

Використання важкої води D2O у високотемпературній системі під високим тиском пов'язане з додатковими витратами на посилення герметизації всіх ущільнень і клапанів, ускладнення систем поповнення витоків і підвищення якості важкої води, мінімізацію опромінювання персонала газоподібним радіоактивним тритієм, що виникає при взаємодії нейтронів з дейтерієм важкої води, що має низьке значення гранично допустимої концентрації ГДК в повітрі. Тому в ядерному реакторі AHWR як теплоносій застосовується кипляча легка вода H2O під тиском.

Реактор AHWR – це вертикально розташована система каналів-труб, що проходять через реакторний бак, заповнений сповільнювачем нейтронів – важкою водою.

Така система називається «каландром». Труби каландру знаходяться в оболонці з аморфного вуглецю, котрий, як і важка вода, є сповільнювачем нейтронів, що виникають при діленні ядер палива. Легка вода втікає до напірної труби паливного каналу при температурі 270°С, охолоджує розташовані в ній тепловиділяючі збірки (ТВЗ) з ядерним паливом PuO2/ThO2 і витікає у відвідні труби при температурі 285°С. Напірна паливна труба (паливний канал), через яку протікає теплоносій, ізольована від холодного сповільнювача кільцевим простором між напірною паливною трубою і трубою каландра. За допомогою моніторингу газу в цьому зазорі періодично контролюють витоки води з напірної труби або труби каландра. Конструкція ТВЗ з ядерним паливом дозволяє проводити їх перевантаження без зупинення ядерного реактора. Використовують ТВЗ двох типів: більша частина каналів завантажується ТВЗ з двадцятьма стрижньовими твелами з PuO2/ThO2, решта каналів завантажується ТВЗ з 34 стрижньовими твелами з ThO2/²³⁵UO2.

Реактивністю активної зони управляють перезавантаженням палива, замінюючи виснажене (вигоріле) ядерне паливо на свіже; стрижнями регулювання з карбіду бору В4С, котрий поглинає нейтрони; зміною рівня сповільнювача у відношенні до рівня відбивача в каландрі ядерного реактора.

Основні проектні параметри ядерного реактора ANWR наведені в таблиці 7.11.

Таблиця 7.11. Основні проектні параметри реактора AHWR

Потужність реактора, МВт (тепл.)	750
Конфігурація активної зони	Вертикальні канальні труби
Кластер палива: 52 стрижні	(Th-Pu)O2: 20 стрижнів (Th- 233U)O2: 32 стрижні
Активна довжина паливного стрижня, мм	3500
Лінійне тепловиділення палива, Вт/см	350
Вигоряння палива, МВт·добу/кг	20
Сповільнювач	Важка вода і аморфний вуглець
Матеріал відбивача	Важка вода
Товщина відбивача:
у радіальному напрямі;	300
у максимальному напрямі	600–750
Теплоносій	Кипляча легка вода (природна циркуляція)
Повна витрата теплоносія через активну зону, кг/с	2576
Температура на вході в активну зону, °С	271
Температура живильної води, °С	165
Середній масовий паровміст, %	14
Паровиробництво, кг/с	362
Тиск пари, МПа	7
Температура пари, °С	285
Висота петлі РНТ для підтримки природної циркуляції, м	39
Діаметр каландра, мм	8600
Висота каландра, мм	5000
Кількість каналів	>400
Крок паливної решітки, мм	294, квадратна решітка
Основна система зупинення	36 стрижнів з В4С
Допоміжна система зупинення	Розчин пентаборату літію через 32 труби
Кількість регулювальних стрижнів	4
Кількість управляючих стрижнів	4

Мал. 7.32. Схема ядерного реактора AHWR

Теплота активної зони знімається природною циркуляцією, що базується на різній густині холодної і гарячої води в системі теплоносія, необхідний рівень витрати теплоносія досягається розташуванням барабанасепаратора пари на відповідній висоті (~39 м) (мал. 7.31).

Пароводяна суміш з кожного каналу активної зони залишає напірні труби з паровмістом 14%, піднімається через відвідні труби діаметром 125 мм до чотирьох барабанів-сепараторів, котрі мають велику площу поверхні поділу вода–пара, що забезпечує природну сепарацію пари без застосування механічних сепараторів. Пара під тиском 7 МПа подається до турбіни через дві труби діаметром 400 мм кожна. Відпрацьована в турбіні пара конденсується, очищується, підігрівається і закачується при температурі 165°С назад до барабана-сепаратора.

Фізична концепція ядерного реактора AHWR спрямована на максимальне використання заснованого на торії ядерного палива при трохи від’ємному температурному коефіцієнті реактивності. Це досягається за рахунок застосування в ТВЗ стрижньових твелів з різним ядерним паливом і гетерогенного сповільнювача нейтронів з аморфного вуглецю. Відомо, що для виробництва урану-233 з торію-232 придатніші реактори з графітовим сповільнювачем нейтронів, ніж легководяні LWR або важководяні HWR (мал. 7.33). Це пояснюється тим, що в графіті нейтрони в процесі уповільнення знаходяться більш тривалий час в надтепловій області енергій (20–70 еВ), де торій-232 має декілька резонансів реакції радіаційного захвату (n, ?) з великими перетинами.

Мал. 7.33. Коефіциенти відтворення й ефективність використання палива: LW – водо водяний реактор; HW – важководяний реактор; НТ – високотемпературний реактор; ТВ – реактор размножувач на теплових нейтронах; FB – реактор размножувач на швидких нейтронах; втрати при переробці 1%, концентрація матеріалу, що ділиться, 0,7–2%, виключаючи FB (10–20%)

Рідкосольові ядерні реактори. Рідкосольовий ядерний реактор MSR (Molten Salt Reactor) є одним з багатообіцяючих високотемпературних типів ядерних реакторів для генерації електроєнергії і, в перспективі, для виробництва водню. Цей ядерний реактор може використовуватися також для спалювання плутонію та інших трансуранових елементів, що виникають у відпрацьованому ядерному паливі сучасних ядерних реакторів. Остання обставина дуже важлива, тому що стратегія поводження з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП) є однією із серйозних проблем, котру необхідно вирішити для майбутнього стійкого розвитку атомної енергетики. Рідкосольовий ядерний реактор зазвичай характеризується як некласичний тип ядерного реактора через специфічний характер його ядерного палива, яке є рідиною, що складається із суміші солей фторидів, котра циркулює через активну зону і теплообмінник. Матеріали, що діляться (уран або трансуранові елементи), розчиняються в цьому рідкосольовому носієві, котрий одночасно є теплоносієм (теплопередаючим агентом).

Типове ядерне паливо рідкосольового ядерного реактора, що працює в режимі знищення високорадіотоксичних елементів відпрацьованого ядерного палива, є сумішшю фторидів плутонію та інших трансуранових елементів (Np, Am, Cm, так званих молодших актиноїдів, MA), розчинених в сольовій композиції з фторидів елементів, котрі не поглинають нейтрони.

Інший дуже багатообіцяючий режим роботи рідкосольового ядерного реактора заснований на реалізації торій-уранового паливного циклу 232Th>233U, котрий характеризується меншою концентрацією довгоживучих радіоактивних продуктів в ядерних паливних відходах у порівнянні з уран-плутонієвим паливним циклом 238U>239Pu, ядерним процесом, котрий безперервно протікає в сучасних ядерних реакторах. У цьому режимі рідкосольовий MSR працює як реакторнапрацьовувач власного матеріалу урану-233, що ділиться, із сировинного матеріалу торію-232. Основні переваги MSR полягають в тому, що цей реактор повинен бути безпосередньо пов'язаний в одну лінію (on-line) з переробкою циркулюючого через його активну зону рідкого ядерного палива (рідкої солі). Очищення сольового ядерного палива від шлаків – продуктів ядерної реакції ділення – необхідне протягом тривалої безперервної роботи, щоб підтримувати ядерний реактор в робочому стані (стані критичності). Схему рідкосольового ядерного реактора наведено на малюнку 7.33.

Очищення дозволяє прибрати із сольової паливної суміші типові поглиначі нейтронів, такі як ксенон, криптон, лантаноїди й інші елементи, а також продукти вигоряння й трансмутації плутонію та молодших актиноїдів.

Мал. 7.34. Схема рідкосольового ядерного реактора: 1 – реактор; 2 – паливний контур; 3 – насос паливного контура; 4 – проміжний контур; 5 – насос проміжного контура; 6 – теплообмінник; 7 – турбогенератор; 8 – парогенератор; 9, 10 – дренажні баки проміжного і паливного контурів; 11 – система переробки паливної солі; 12 – канал виведення продуктів ділення; 13 – підведення реагентів до системи переробки

Проблеми технології переробки рідких розплавлених трансуранових солей, циркулюючих через активну зону ядерного реактора і рідкосольового палива, що знаходиться в переробці, повинні бути успішно вирішені ще до розгорненого використання MSR у майбутньому.

Історія розвитку технології ядерного реактора MSR на розплавлених солях розпочалася наприкінці 1940-х років дослідженнями можливості використання ядерних реакторів з рідким паливом на основі солей фторидів в Ок-Ріджській національній лабораторії (ORNL, США). Пізніше, в 1950-х роках, в ORNL була завершена мілітаристськи орієнтована програма ANP (Aircraft Nuclear Propulsion Program) дослідження таких ядерних реакторів. Перший макет невеликого ядерного реактора на розплавленій солі був реалізований в 1953 р., а у 1954 р. був запущений перший реальний MSR потужністю 2,5 МВт, котрий успішно продемонстрував цю технологію. Циркулююче паливо такого реактора являло собою рідку суміш NaF–ZrF4–UF4 (молярний склад 53–41–6), яка охолоджувалася газом гелієм в другому контурі. Енерговиробіток реактора досяг 100 МВт·рік, максимальна температура циркулюючого рідкосольового палива складала 882°С. Наприкінці 1950-х років мотивацію використання ядерних реакторів MSR у військових цілях було втрачено. Проте, грунтуючись на багатообіцяючих результатах, отриманих при реалізації програми ANP, розвиток цієї технології був послідовно орієнтований на мирне використання. Роботи продовжувалися за програмою «Molten Salt Reactor Experiment» (MSRE) у 60-ті роки ХХ століття і «Molten Salt Breeder Reactor» (MSBR) – наприкінці 1960-х й на початку 1970-х років. Основною метою програм була демонстрація надійності роботи ядерного реактора на розплаві сольового ядерного палива. У рамках програми MSRE був реалізований експериментальний ядерний реактор на розплавленій солі, який пропрацював з 1965 по 1969 р. Спочатку ядерне паливо входило до складу сольової суміші 7LiF–BeF2–ZrF4–UF4, а теплоносієм другого контура була суміш LiF–BeF2. У 1968 р.

спочатку завантажений у сольову паливну суміш фторидів уран-235 був вийнятий й замінений на уран-233. Склад носія паливної солі був змінений і нова паливна суміш складалася з⁷LiF–BeF2–UF4.

Мал. 7.35. Конструкція MSRE: 1 – клапан зливу паливної солі; 2 – протизавихрювальні лопаті; 3 – корпус реактора; 4 – корпус активної зони; 5 – вхідний патрубок палива; 6 – графітові стрижні; 7 – центруюча решітка, 8 – поглинаючі стрижні; 9 – вихідний патрубок палива; 10 – канал для опускання зразків графіту; 11 – гнучкий трос приводу стрижнів регулювання; 12 – система охолоджування повітрям; 13 – сорочка охолоджування; 14 – канал для поглинаючих стрижнів; 15 – вихідний фільтр; 16 – розподілювач палива; 17 – решітка, що підтримує графітові стрижні

Причина використання в паливній суміші ізотопу 7Li полягала в необхідності виключити генерацію радіоактивного газоподібного тритію нейтронами із ізотопу 6Li. Уповільнювачем у реакторі був графіт, структурним матеріалом – нікелевий сплав INOR-8 (пізніше названий «HASTELLOY-N»), теплоносієм у другому контурі була евтектика LiF–BeF2. Потужність MSRE складала близько 8 МВт, робоча температура ~600°С (мал. 7.35).

Основою ядерного виробництва енергії досі залишається уран-235, єдиний в природі елемент, що ділиться. Існують дві інші можливості для виробництва ядерної енергії – використання сировинних елементів урану-238 і торію-232 (мал.7.36). Після захвату нейтрона ядрами урану-238 й торію-232 і двох послідовних β−–розпадів утворених при цьому радіоактивних короткоживучих елементів виникають подільні ядра плутонію-239 й урану-233, які можуть використовуватися як паливо в ядерних реакторах. Щоб захват нейтронів відбувався з достатньою швидкістю, необхідно розмістити сировинний елемент у реакторі з достатньою кількістю матеріалу, що ділиться, для початку ланцюгової ядерної реакції ділення. Ядерний реактор буде напрацьовувачем (бридером) вторинного ядерного палива, якщо він спроможний створити таку кількість нових подільних ядер, яка буде дорівнювати кількості подільних ядер палива, котрі щезли при захваті або поділі (або навіть перевищувати її). Якщо ν – кількість нейтронів, що випромінюються при поділі одного ядра палива, а α – відношення поперечного перетину реакції захоплення нейтрона до поперечного перетину реакції ділення, то кількість нейтронів Nb, які можуть бути використані для напрацювання ядер вторинного палива з урахуванням підтримки ланцюгової реакції ділення буде дорівнювати Nb= ν – 2(1+α).

Ця величина залежить від енергії захопленого нейтрона, і така залежність для урану-233 і плутонію-239 наведена на мал. 7.37. Якщо кількість вільних нейтронів більше нуля, то відтворення нового подільного матеріалу можливе для циклу відтворення торій– уран-233. Такий процес має місце для всього енергетичного спектру нейтронів ділення, тоді як для циклу уран–плутоній-239 відтворення можливе тільки нейтронами з енергіею вище за декілька десятків кілоелектрон-вольт. Це пояснює, чому неможливо досягти відтворення вторинного ядерного палива в уранплутонієвому циклі в легководяних ядерних реакторах. Основна перевага теплового спектру нейтронів полягає в тому, що для початку ланцюгової реакції ділення в реакторі на теплових нейтронах потрібна менша кількість подільного матеріалу (приблизно в шість разів), ніж в реакторах на швидких нейтронах. Це полегшує розгортання робіт по відтворенню вторинного ядерного палива в реакторах на теплових нейтронах.

Мал. 7.36. Схема перетворення актиноїдів у торієвому й урановому паливних циклах

* fissile – подільний, здатний ділитися 

Мал. 7.37. Залежність Nb від енергії захопленого нейтрона для урану 233 й плутонію 239

Мал. 7.38. Залежність радіотоксичності ВЯП різних паливних циклів від часу

Іншою важливою особливістю торій-уранового циклу є нижчий рівень утворення актиноїдів, які роблять основний внесок до довготривалої радіотоксичності відпрацьованого ядерного палива реакторів ділення. Малюнок 7.36 свідчить, що необхідно п'ять послідовних захоплень нейтронів у разі урану-233, щоб виник найлегший із молодших актиноїдів нептуній-237, тоді як плутоній-239 утворюється із урану-238 при захопленні одного нейтрона. Радіотоксичність, що визначає міру ризику різних паливних циклів, представлена як функція часу на мал. 7.38, котрий виразно ілюструє переваги торієвого циклу. Ці залежності необхідно порівняти з величиною радіотоксичності природного урану, потрібного для виробництва електричної енергії в 1 ГВт·рік. Цей рівень дорівнює 5·105 Зв. Радіотоксичність відпрацьованого палива легководяного ядерного реактора з водою під тиском PWR, що зберігається без переробки, відповідає верхній кривій; вона досягає рівня радіотоксичності 5·105 Зв тільки через 107 років. В ядерних реакторах на швидких нейтронах при уран-плутонієвому циклі величина утвореної радіотоксичності ВЯП зменшується на порядок величини (середня крива). Ще на порядок нижче розташована крива радіотоксичності ВЯП для торієвого циклу в ядерному реакторі на розплаві солей MSR (нижня крива). Радіотоксичність продуктів реакції ділення FR однакова для будь-якого паливного циклу і представлена пунктиром. У торієвому циклі кількість вільних нейтронів виробництва вторинного палива мала (Nb=0,3), тому дуже важливо мінімізувати можливі втрати нейтронів. Деякі продукти реакції ділення дуже сильно поглинають нейтрони і їх необхідно видаляти з активної зони реактора в процесі його роботи, і це одна з причин, чому торій-урановий паливний цикл зв'язується з реакторами на розплаві солей як паливної суміші MSR із самого початку їх розвитку..

Ядерні реактори для малої енергетики. Віддалені й важкодоступні райони світу позбавлені джерел енергозабезпечення, неможливе їх надійне і економічно допустиме постачання вуглеводневим паливом та відсутня перспектива передачі енергії високовольтними лініями від крупних регіональних мереж. Тому приділяється особлива увага ядерним реакторам малої потужності (~150 МВт), котрі можуть бути доставлені в ці райони для виробництва електроєнергії, технологічної й побутової теплоти, рідкого моторного палива й прісної води. Після доставки споживачеві, установлення й запуску робота ядерного реактора здійснюється без перевантаження палива протягом 10–15 років в автоматичному або керованому режимі. Після закінчення експлуатації ядерний реактор замінюється на новий, а відпрацювавший реактор надходить на переробку до внутрішньої структури ядерного паливного циклу. АЕС малої потужності можуть задовольнити потреби населених пунктів або промислових підприємств шляхом установки декількох блоків. Термін будівництва АЕС при цілковитому заводському виготовленні не перевищує 3–4 років.

Безпека цих ядерно-енергетичних установок забезпечується за рахунок самозахищеності на основі закладеної при проектуванні властивої безпеки, котра виключає причини виникнення аварій за допомогою зворотних зв'язків між процесами усередині ядерного реактора, пов'язаними з фізичними законами, а не за допомогою приладів і органів регулювання реактивності. Такими ядерно-енергетичними установками є реактори з ядерним паливом на основі паливних мікросфер і рідкосольовим теплоносієм (розплав солей). Комбінація графітових твелів з диспергованими в графіт паливними мікросферами, рідкосольового теплоносія першого контуру на основі фторидів літію, натрію, берилію, цирконію і газотурбінної установки з електрогенератором в другому контурі відповідає цільовим завданням ядерно-енергетичної установки для віддалених, труднодоступних і безводних районів. Концептуальні проекти і технічні розробки таких ядерних реакторів і енергетичних блоків виконані в Японії, Франції, Росії, США і Китаї (таблиця 7.12).

Розробка реакторів з рідкосольовими теплоносіями проводиться у двох напрямках: реактори з рідким циркулюючим сольовим ядерним паливом (аналогічні МSRE) й реактори із безпаливним сольовим теплоносієм та кульовими твелами. Основні теплофізичні властивості двох найбільш відомих безпаливних сольових теплоносіїв наведені в таблиці 7.13. Рідкосольові теплоносії на основі LіF, NAF, BeF2 мають високу хімічну й радіаційну стійкість. У розплавленому стані ці теплоносії прозорі, їх теплопровідність і коефіцієнт тепловіддачі сіль–стінка практично такі ж, як у води. В ядерних реакторах на теплових нейтронах пустотний і густинний коефіцієнти реактивності за сіллю мають від’ємні значення, що гарантує природну безпеку реактора. Зворотний зв'язок температура – гідравлічний опір перебігу теплоносія гарантує циркуляцію солі в активній зоні ядерного реактора й охолодження твелів. Нейтронно-фізичні параметри рідкосольових теплоносіїв дозволяють ефективно їх використовувати як сповільнювачі й відбивачі нейтронів. Графітові твели з паливними мікросферами встановлюються в активній зоні ядерного реактора у вигляді блоків призматичної або циліндричної форми (мал. 7.39). Для кульових твелів використовується вільна або впорядкована засипка до активної зони ядерного реактора. Кульові твели з паливними мікросферами можуть мати різну структуру, різний діаметр і різне збагачення ядерного палива. Це полегшує формування активної зони ядерного реактора із холостих і поглинаючих нейтрони паливних кульових твелів з їх оптимальним розподілом за об'ємом. Середня щільність твела ~1,7 г/см³ трохи менша за щільність рідкосольового теплоносія при робочій температурі. Структура паливної мікросфери включає зовнішнє покриття з ізотропного піровуглецю, проміжний шар з карбіду кремнію, внутрішній шар з піровуглецю, внутрішній буферний шар з пористого піровуглецю і паливний сердечник з двооксиду урану UO2.

Таблиця 7.12. Технічні параметри експериментальних ядерних реакторів для малої енергетики

Проект	Теплова потужність, МВт	Теплоносій, молярна частка, %, конструкційний матеріал	Температура Твх/Твих, °С
Перший контур
ARE (США)	2,5	53NaF–41,2ZrF4–5,8UF4 Інконель (78 Ni–15Cr–7Fe)	655/860
MSRE (США)	8	66LiF–29BeF2–5ZrF4–0,2UF4 Хастелой-N(66Ni–17Mo–7Cr)	632/654
MSBR (США)	2250	71,7LiF–16BeF2–12ThE4–0,3UF4 Хастелой-NM (70Ni–12Mo–7Cr–2Ti) 71,7LiF–16BeF2–12ThE4–0,3UF4	566/705
FUJI II (Японія)	300	Хастелой-NM 71,7LiF–16BeF2–12ThE4–0,3UF4	566/705
ССДР (Франція)	2000	Хастелой-NM 69LiF–30BeF2–1ThE4–0,1UF4	550/700
Гомогенний рідкосольовий реактор для АСПТ (Росія)	2000	ХН80МТЮ   66LiF–34BeF2	600/750
Високотемпературний розплавно-сольовий реактор (Росія)	300	ХН80МТЮ   57NaF–43BeF2	600/750
VSGR (КНР)	2250	Хастелой-NM Гелій	566/705
Другий контур
ARE (США)	2,5	66LiF–34BeF2
MSRE (США)	8	Хастелой-N 8NaF–92NaBF4	546/579
MSRE (США)	2250	Хастелой-NM 8NaF–92NaBF4	455/621
FUJI II (Японія)	300	Хастелой-NM Свинець	455/621
ССДР (Франція)	2000	Храмеско-3 (основа Fl–2,2Cr–1Мо) 8NaF–92NaBF4	350/550
Гомогенний рідкосольовий реактор для АСПТ (Росія)	2000	ХН80МТЮ   Повітря	500/650
Високотемпературний розплавно-сольовий реактор (Росія)	300	8NaF-92NaBF4
MSGR (КНР)	2250		454/621
Третій контур
Гомогений рідкосольовий реактор для АСПТ (Росія)	2000	NaNO2–NaNO3–KNO3, LiCl–LiOH Тж≤500°С

Таблиця 7.13. Параметри безпаливних сольових теплоносіїв

Елементний склад	NaF–BeF2	LiF–BeF2
Молярний склад, частка, %	57-43 – евтектика	48-52 – евтектика
Температура плавлення, °С	360	350
Питома теплоємність, Дж /(кг·К)	2172	2720
Теплопровідність, Вт/(м·К)	1,00	1,19
Густина, кг/м3	2270–0,37Т	2220-0,4Т
Динамічна в’язкість, Н·с·м-2	3,46·10-5·ехр(5164/Т)	1,89·10-5·ехр(61744/Т)
Тиск насиченої пари, Па	≤ 133,3 при ≤ 800°С <130·103 при 1300°С	lgPНП=9,44–10130/Т

Оболонка паливної мікросфери є основним бар'єром, що перешкоджає виходу продуктів ділення з ядерного палива. Гарантована тривала працездатність таких твелів зберігається до температури 1250°С при флюенсі нейтронів 2,2·1021 см^-2(ЕН>0,18 МеВ) й 1022 см^-2 (ЕН ≥ 50 кеВ) і глибині вигоряння палива не менше за 100 ГВт·добу/т. Графітові елементи реактора, просочені компонентами рідкосольового теплоносію, не горять на повітрі.

Сукупність фізичних та технічних параметрів ядерного реактора забезпечує експлуатацію гранично безпечної, високоефективної та високоекономічної автономної ядерно-енергетичної установки для безводних і труднодоступних районів з газотурбінною установкою, що працює за відкритим повітряним циклом із забором з атмосфери повітря як робочого тіла. Розрахунково-конструкторські дослідження термодинамічних циклів з різними схемами використання газотурбінної установки показали, що к.к.д. енергетичного блоку змінюється від 31 до 52% залежно від температури повітря на вході до компресора при нагріві повітря в теплообмінниках ядерного реактора до 700°С. Для найпростішої схеми (мал. 7.40) з одним компресором (ступінь стиснення повітря ПК=4), турбіною й регенератором повітря/повітря к.к.д. енергетичного блоку зростає з 31 до 46% при зменшенні вхідної температури повітря з +50°С до –50°С (при вхідній температурі повітря 0°С к.к.д. = 38,3%). У разі використання проміжних охолоджувачів повітря, котре подається до компресора, к.к.д. блоку зростає до 52%.

Мал. 7.39. Ескіз аксіального поперечного розрізу рідкосольового експериментального ядерного реактора LR J (Чеська Республіка): 1 – канал завантаження; 2 – кругла кришка; 3 – корпус реактора; 4 – рухомі поглинаючі нейтрони кластери; 5 – паливна збірка; 6 – опорна плита; 7 – запобіжний клапан; 8 – труба виходу теплоносія або рідкосольового палива; 9 – вимірювач рівню теплоносія або рідкосольового палива; 10 – горизонтальні канали; 11 – опорна плита; 12 – труба введення теплоносія або рідкосольового палива

Мал. 7.40. Схема ядерно енергетичної установки з газовою (повітряною) турбіною й одним компресором: 1 – теплообмінники ядерного реактора сіль– повітря; 2 – турбіна; 3 – регенеративний теплообмінник повітря – повітря; 4 – компресор; 5 – забір повітря з атмосфери; 6 – електрогенератор

 Мал. 7.41. Принципова схема реактора МАРС: 1 – корпус реактора; 2 – активна зона; 3 – теплообмінники сіль–повітря; 4 – витіснювач; 5 – підйомна ділянка; 6 – компенсаційний бак; 7 – кришка реактора

 

Таблиця 7.14. Основні параметри рідкосольового ядерного реактора МАРС: варіант 1 – кампанія палива 60 років; варіант 2 – кампанія палива 15 років

Параметри	Варіант 1	Варіант 2
Теплова потужність, МВт	16
К.к.д. при Твх=0°С, %	37
Діаметр/висота активної зони, м	3/3
Середня густина енерговиділення, МВт/м3	0,75
Температура теплоносія на виході/вході, °С	750/550
Витрати теплоносія, кг/с	29,4
Висота тягової ділянки, м	5
Загальна висота контура циркуляції, м	8,8
Товщина відбивача, м	0,4
Кількість постійно працюючих теплообмінників	3
Загальна кількість теплообмінників (з урахуванням резервування)	21	6
Діаметр/висота теплообмінника, м	0,5/4,6
Завантаження ядерного палива на один шар, г	31,58	7,9
Максимальна температура палива, °С	1200
Збагачення палива по урану-235, %	10
Глибина вигоряння ядерного палива, ГВт·добу/т	98
Флюенс швидких нейтронів (Е>0,18 СеВ), 1021см-2
на твел/на корпус	1/0,33
Кількість стрижнів СУЗ	12
Діаметр стрижня СУЗ, см	7,2
К.к.д. турбіни, %	92
К.к.д. компресора, %	88
Ступінь стиснення повітря в компресорі	6
Температура повітря перед турбіною, °С	700
Коефіцієнт відновлення тиску по контуру повітря	0,9
Температура повітря після регенератора, °С	232
Ступінь регенерації	0,85
Маса реакторного блоку, т	171	132
Маса ГТУ з електрогенератором, т	26,4
Діаметр/висота реакторного блоку, м	4/10

На мал. 7.41 наведено схему рідкосольового ядерного реактора МАРС (Росія) тепловою потужністю 17 МВт (6 МВт (ел.)). Контур природної циркуляції рідкосольового теплоносія включає активну зону, заповнену кульовими твелами (паливними й холостими), бокові та торцеві відбивачі, теплообмінники сіль–повітря. Матеріалом відбивачів є циркулюючий рідкосольовой теплоносій. Корпус ядерного реактора охолоджується ззовні природною циркуляцією повітря. На кришці реактора розташовані вхідні й вихідні повітряні трубопроводи та приводи стрижнів СУЗ для запуску й зупинення блоку. У таблиці 7.14 наведено основні параметри ядерного реактора МАРС з природною циркуляцією сольового теплоносія LiF–BeF2, доповненого газотурбінною установкою з простим відкритим повітряним циклом для безперервної роботи протягом  60 років (варіант 1) й 15 років (варіант 2) без зупинки на перевантаження палива.

Білоярська АЕС, Росія

Білоярська АЕС – перша комерційна АЕС в історії атомної енергетики країни та єдина з реакторами різних типів на одній площадці. На Білоярській АЕС експлуатується єдиний в світі енергоблок з реактором на швидких нейтронах промислового рівня потужності БН-600. У стадії будівництва знаходиться енергоблок з реактором на швидких нейтронах БН-800. Енергоблоки на швидких нейтронах покликані істотно розширити паливну базу атомної енергетики й мінімізувати радіоактивні відходи за рахунок організації замкнутого ядерно-паливного циклу. Перші енергоблоки Білоярської АЕС з реакторами на теплових нейтронах АМБ-100 й АМБ-200 відпрацювали свій ресурс.