2.4.1. Реакторы на тепловых нейтронах

Реакторы на тепловых нейтронах обычно классифицируются по типу замедлителя. В качестве замедлителя используются материалы, обладающие хорошей замедляющей способностью и низким поглощением нейтронов. Среди них водород (в составе обычной воды), дейтерий (в составе тяжелой воды) и углерод (в виде графита). Все эти замедлители используются в промышленных энергетических реакторах. Основные типы реакторов на тепловых нейтронах приведены в таблице 2.5 и на рис. 2.18, все эти реакторы работают на твердом топливе. Существует еще один тип реакторов – жидкосолевой реакторразмножитель (MSBR), в котором жидкая топливная смесь расплавов фторидов непрерывно циркулирует через каналы в графитовом замедлителе.

Реакторы, использующие в качестве теплоносителя обычную воду, можно разделить на два типа: двухконтурные и одноконтурные. Если контуры теплоносителя и рабочего тела совмещены, то систему теплосъема называют одноконтурной, если же они разделены, то двухконтурной. В этом случае контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела – вторым. В одноконтурных энергетических реакторах вода при прохождении через активную зону нагревается до температуры кипения, и в верхней части активной зоны образуется пар. Пар из такого реактора поступает в сепаратор, где от него отделяется влага, после чего пар поступает в турбину. Конденсат пара из конденсатора турбины через подогреватели низкого давления направляют в деаэратор, а затем в реактор. Неконденсирующиеся газы из конденсатора турбины выбрасывают в систему спецвентиляции или на очистку.

Таблица 2.5 Основные типы энергетических реакторов на тепловых нейтронах

РЕАКТОРЫ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ
с легководным замедлителем (LWR)		с тяжеловодным замедлителем (HWR)			с графитовым замедлителем
Легко- водный теплоно- ситель, прямой цикл (BWR)	Легко- водный теплоно- ситель, двухкон- турный цикл (PWR)	Тяжело- водный теплоно- ситель (СANDU- PHW)	Легководный теплоноситель		СО2 – теплоноситель		Гелиевый теплоно- ситель	Легко- водный теплоно- ситель
			Естест- венный уран (СANDU- BLW)	Обога- щенное топливо (SGHWR)	Естест- венный уран (Magnox)	Обога- щенное топливо (AGR)	Высоко- обога- щенное топливо (HTGR)	Низко- обога- щенное топливо (РБМК- 1000)

Кипящие реакторы по конструкции подразделяются на корпусные и канальные. В корпусном кипящем реакторе BWR активная зона размещена в высокопрочном толстостенном стальном баке. Такие реакторы состоят из корпуса с крышкой и уплотняющими элементами; корзины активной зоны, в которой размещаются кассеты с твэлами. Теплоноситель (Н 2 О) внутри корпуса находится под давлением ~ 7 МПа, поэтому корпус должен быть прочным и хорошо противостоять коррозионному и эрозионному воздействию теплоносителя.

Канальные кипящие реакторы (например РБМК-1000) состоят из цилиндрической графитовой кладки замедлителя, размещаемой в бетонной шахте, через которую проходят специальные каналы для органов регулирования и технологические каналы с урановым топливом, охлаждаемым водой. Проходя через технологические каналы, вода сначала нагревается, а затем частично испаряется. Пароводяная смесь по индивидуальным трубопроводам направляется в барабаны-сепараторы, где пар осушается, а затем направляется в турбину.

В двухконтурных энергетических реакторах нагретый теплоноситель поступает в парогенератор, где отдает свое тепло воде второго контура, а генерируемый пар направляется в турбину. Передача тепла через поверхность нагрева требует перепада температур между теплоносителем и кипящей водой второго контура в парогенераторе. Использование воды в качестве теплоносителя требует поддержания в первом контуре более высокого давления, чем давление пара второго контура, подаваемого в турбину. Вода первого контура находится под давлением ≈16 МПа, исключающем кипение воды при рабочей температуре активной зоны ≈ 320°С. Теплоноситель, выходящий из активной зоны, поступает в теплообменники парогенератора, где передает теплоту воде второго контура, превращая ее в пар с давлением ≈ 6 МПа. Из парогенераторов пар направляется в турбину, а затем превращается в воду в конденсаторе, который охлаждается водой из реки, озера, водоема-охладителя, градирен и др.

Реакторы с графитовым замедлителем

Развитие реакторов с графитовым замедлителем мотивировалось возможностью создания системы с топливом из природного урана при использовании легкодоступного и недорогого теплоносителя. Первым реактором с графитовым замедлителем и ядерным топливом из металлического природного урана была критическая сборка, охлаждаемая воздухом при естественной его циркуляции (см. том 2).

Графит имеет высокую замедляющую способность ξΣ s =0,0626, низкое сечение поглощения тепловых нейтронов Σ α =3,87·10 - 4 см -1 и коэффициент замедления, равный ξΣ s / Σ α =162. Большая длина диффузии нейтронов в чистом графите L =56,4 см приводит к значительным размерам реакторов с графитовым замедлителем, превышающим размеры реакторов с замедлителем на обычной воде (L =2,69 см). Особенно это относится к реакторам с топливом из природного урана, утечка нейтронов из которых должна быть очень малой, и, чтобы обеспечить требуемый баланс нейтронов (запас реактивности), необходимо увеличить его размеры.Рис. 2.18. Принципиальные схемы реакторов BWR, PWR, HWR и AGR

Тепловой к.п.д. реактора с ядерным топливом из природного урана не превышает 30% и определяется допустимой температурой топлива и оболочек твэла. Проблемы теплоотвода и невысокая радиационная стойкость металлического урана ограничивают энергонапряженность и глубину выгорания топлива значениями 5 МВт/т и 3600 МВт·сут/т соответственно.

Канальные реакторы с графитовым замедлителем впервые были сконструированы в 1940-х годах. В качестве энергетических ядерных блоков эти реакторы использованы на первой АЭС (5 МВт (эл.), 1954 г.), Сибирской АЭС (1958 г.), Белоярской АЭС (300 МВт (эл.), 1964 г.), на мощных АЭС нового поколения с блоками РБМК-1000 (эл.) начиная с первого блока Ленинградской АЭС (1973 г.) и далее на Курской, Чернобыльской, Смоленской АЭС и др. В 1983 г. вошла в строй первая очередь Игналинской АЭС с более мощным реактором РБМК-1500 (эл.).

На рис. 2.19 представлен разрез реактора РБМК-1000. Реактор состоит из активной зоны, бокового отражателя, верхнего и нижнего торцевых отражателей нейтронов. Реактор размещается в бетонной шахте размером 21,6 × 21,6 – 25,5 м и опирается на бетон основания шахты. Реакторное пространство, ограниченное металлическим цилиндрическим кожухом и верхней и нижней стальными плитами, содержит графитовую кладку (замедлитель нейтронов) цилиндрической формы, состоящую из собранных в колонны блоков сечением 250 × 250 мм со сквозными цилиндрическими отверстиями диаметром 114 мм. В этих отверстиях устанавливаются трубные технологические каналы и каналы систем управления и защиты (СУЗ). Они крепятся к верхней и нижней металлическим конструкциям, для этого в эти конструкции вварены специальные тракты-трубы (рис. 2.20).

Активная зона РБМК-1000 имеет форму вертикального цилиндра с эквивалентным диаметром 11,8 м и высотой 7 м. Она окружена боковым графитовым отражателем толщиной 90 см, верхним и нижним графитовыми отражателями нейтронов толщиной 50 см.

В кладке графитового замедлителя в ячейках квадратной решетки с шагом 250 мм расположены 1693 технологических канала и 179 каналов СУЗ с шагом 700 мм, квадратная решетка размещения которых повернута на 45° относительно решетки технологических каналов.

Корпус трубного технологического канала (см. рис. 2.20) сварен из нескольких частей. Средняя часть, находящаяся в активной зоне ядерного реактора, представляет собой трубу размером 88 × 4 мм из сплава циркония с ниобием (Zr–2,5% Nв). Эта труба соединена с верхней и нижней концевыми частями из нержавеющей стали специальными переходниками из стали и циркония, изготовленными диффузионной сваркой.

В технологический канал на специальной подвеске вводится тепловыделяющая топливная кассета (рис. 2.21), представляющая собой последовательное соединение двух тепловыделяющих сборок твэлов длиной 3,5 м каждая. Каждая тепловыделяющая сборка содержит 18 стержневых твэлов (рис. 2.22), которые дистанционируются и крепятся к центральной несущей трубе десятью стальными дистанционирующими решетками сотового типа. В центральную трубу размером 15 × 1,25 мм из циркониевого сплава помещается датчик контроля уровня энерговыделения. Масса кассеты 185 кг, масса ядерного топлива (UO 2) в кассете – 130 кг.

 

Рис. 2.19. Поперечный разрез реактора РБМК-1000: 1 – активная зона; 2 – боковой отражатель; 3 – кожух; 4 – графитовая кладка; 5 – трубный технологический канал; 6 – верхний торцевой отражатель; 7 – нижний торцевой отражатель; 8 – кольцевая газовая полость; 9 – верхняя металлоконструкция;10 – нижняя металлоконструкция; 11 – индивидуальные каналы водяных коммуникаций; 12 – индивидуальные каналы пароводяных коммуникаций; 13 – кольцевой водяной бак; 14 – боковая изоляция из песка; 15 – бетонная шахта реактора; 16 – защита из серпентинита в коробчатой металлоконструкции; 17 – нижние блоки защиты из стали; 18 – верхние блоки защиты из стали; 19 – плитный настил из железобариевого серпентинитового цемента

 

Рис. 2.20. Технологический канал реактора РБМК–1000: 1 – верхняя объемная биологическая защита; 2 – верхняя защитная металлоконструкция; 3 – технологический канал; 4 – графитовая кладка; 5 – ТВС; 6 – центральная труба технологического канала; 7 – нижняя опорная металлоконструкция

Топливная загрузка РБМК-1000 содержит 61000 твэлов с топливными таблетками из диоксида урана UO 2 с обогащением ураном 235 (1,8% или 2%), масса урана в загрузке активной зоны реактора 192 тонны. Среднее выгорание ядерного топлива в реакторе 18,5·10 3 МВт·сут/т, длительность пребывания кассеты с ядерным топливом в активной зоне 3 года. РБМК-1000 работает в режиме непрерывной перегрузки ядерного топлива с помощью разгрузочно-загрузочной машины, ежесуточно перегружаются две-три кассеты.

Рис. 2.21. Тепловыделяющая кассета реактора РБМК–1000: 1 – нижняя ТВС; 2 – верхняя ТВС; 3 – твэлы; 4 – несущаятруба; 5 – дистанционирующая решетка; 6 – направляющий хвостовик; 7 – подвеска; 8 – наконечник

Регулирование мощности реактора осуществляется стержнями СУЗ, расположенными в каналах размером 88 × 3 мм и содержащими материалы, эффективно поглощающие нейтроны. Стержни приводятся в движение сервоприводами, расположенными над активной зоной. Органы регулирования обеспечивают уменьшение плотности потока нейтронов и мощности ядерного реактора со скоростью 4% в час, в аварийных случаях реактор может быть остановлен за 12–16 секунд.

Основными преимуществами реакторов данного типа являются:

• отсутствие в канальных ядерных реакторах массивного дорогостоящего стального корпуса, что расширяет возможности сооружения реакторов большой мощности и позволяет привлечь к созданию ядерных реакторов промышленность, не связанную с изготовлением сложных толстостенных корпусов массой ~ 300 тонн;
• исключение затруднений, связанных с транспортировкой большегабаритных корпусов реакторов;
• возможность работать в режиме АТЭЦ, которая впервые была осуществлена на Билибинской АЭС (Чукотка, пос. Билибино) в 1974 г., где наряду с производством электроэнергии одновременно проводился отбор теплоты в количестве (15–20)·10 6 ккал/ч с каждого из четырех блоков тепловой мощностью 62000 кВт.

Рис. 2.22. Цилиндрический стержневой твэл реактора

Нагретая до температуры 270°С вода теплоносителя под давлением 7 МПа снизу со скоростью 20 м/с подается в технологический канал, на выходе из которого вода находится в состоянии развернутого кипения (температура 284°С). Как и в кипящих реакторах других типов, образованная в активной зоне пароводяная смесь подается в барабанысепараторы, и пар, после отделения его от воды, направляется в турбины. Среднее паросодержание на выходе из активной зоны составляет 14,5%.

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем

Преимущество использования графита в качестве замедлителя нейтронов по сравнению с замедлителями из обычной и тяжелой воды заключается в том, что можно достичь высокой температуры активной зоны ядерного реактора. Кроме того, графит дешевле тяжелой воды и отличается механической прочностью, что упрощает конструкцию активной зоны и ядерного реактора. Малое сечение поглощения нейтронов и хорошие замедляющие свойства графита позволяют ядерным реакторам на тепловых нейтронах использовать ядерное топливо из природного урана (без обогащения). Однако низкое содержание делящегося материала (0,7% урана-235) приводит к низкому уровню выгорания ядерного топлива в реакторах, работающих на топливе из природного урана. По этой причине в усовершенствованных газоохлаждаемых реакторах используется обогащенный уран.

При достижении более высоких параметров газоохлаждаемые ядерные реакторы с графитовым замедлителем прошли три этапа развития: реакторы с ядерным топливом из металлического природного урана с газовым теплоносителем СО2 ; реакторы с ядерным топливом из обогащенного урана в виде диоксида UO₂ с газовым теплоносителем СО2 ; высокотемпературные реакторы с высокообогащенным керамическим ядерным урановым топливом и гелиевым теплоносителем.

Газы обладают малыми сечениями поглощения нейтронов и дают возможность получать высокие температуры теплоносителя на выходе из реактора. Энергетическая система с уран-графитовым реактором, активная зона которого охлаждается газом, может работать в замкнутом газотурбинном цикле прямого преобразования ядерной энергии в механическую при достаточно высокой температуре газа. Газовые теплоносители имеют низкую плотность и теплоемкость, вследствие чего возрастает массовый расход теплоносителя через активную зону реактора, что отрицательно влияет на экономику энергетической установки. Эффективный к.п.д. реального газотурбинного цикла η і в зависимости от природы используемого газа требует оптимальной степени повышения его давления π опт, при котором коэффициент полезной работы будет максимальным (рис. 2.23).

Анализ показывает, что в случае температуры газового теплоносителя порядка 1000 К и к.п.д. турбины и компрессора 0,85–0,88 при оптимальной степени повышения давления для гелия π опт ≈ 2–3 величина к.п.д. реального цикла достигает η і ≈ 30–32%. Поэтому простейший цикл ядерной газотурбинной установки для различных газов по экономическим показателям уступает двухконтурным высокотемпературным газоохлажденным реакторам (ВТГР, НТGR) с паровой турбиной во втором контуре. Однако простота ядерной установки, работающей в замкнутом газотурбинном цикле, меньшее абсолютное давление, высокая маневренность и лучшие массогабаритные характеристики очень выгодны при использовании таких энергетических систем для транспортных и космических установок небольшой мощности.

 

Рис. 2.23. Зависимость эффективного к.п.д. ядерной газотурбинной установкиηіот степени повышения давленияπопт

 

Рис. 2.24. Исследовательский ядерный центр в Ок-Ридже (штат Теннесси), созданный в 1942 г.

У самого первого уран-графитового ядерного реактора с газовым охлаждением активной зоны тепловой мощностью 200 Вт было воздушное конвекционное охлаждение. Весной 1943 г. в Ок-Риджской национальной лаборатории (ORNL, США) (рис. 2.24) для получения весовых количеств плутония из урана-238 был запущен уран-графитовый реактор мощностью более 2000 кВт (достигнутая мощность 4000 кВт) с принудительным воздушным охлаждением (рис. 2.25).

Оба реактора использовали природный уран без обогащения в качестве ядерного топлива и положили начало развитию ядерных газоохлаждаемых реакторов. Следующим этапом в развитии реакторов данного типа явились аналогичные конструкции в Уиндскейле (Англия) и Маркуле (Франция), которые охлаждались углекислым газом СО 2. В 1956 г. была запущена АЭС с четырьмя газоохлаждаемыми уран-графитовыми реакторами электрической мощностью по 40 МВт каждый в Колдер-Холле (Англия). Топливом в ядерных реакторах служил природный уран в оболочке из сплава магния «Магнокс», благодаря чему эти реакторы получили название магноксовых.

 

Рис. 2.26. Поперечное сечение реактора «Magnox»: 1 – корпус реактора; 2 – твэлы; 3 – графитовый замедлитель; 4 – загрузочные каналы; 5 – система направляющих труб; 6 – каналы с предохранительными клапанами; 7 – крышка; 8 – загрузочная машина; 9 – нейтронная защита; 10 – парогенератор; 11 – радиальная решетка; 12 – газодувка; 13 – двигатель газодувки; 14 – струны, создающие предварительное напряжение бетона; 15 – нагнетательная камера; 16 – люк для доступа персонала; 17 – канал для СО 2 ; 18 – опорные колонны; 19 – паропроводы и трубопроводы для питательной воды

 

Рис. 2.25. Реактор Х в Ок-Ридже

Следующим этапом в развитии уран-графитовых ядерных реакторов явилось введение в строй эксплуатируемых в 1971 г. АЭС в Уильфе (Англия) с двумя магноксовыми ядерными реакторами электрической мощностью по 655 МВт каждый, с загрузкой активной зоны природным ураном (595 тонн), охлаждаемой углекислым газом СО 2 под давлением 2,8 МПа. Уровень выгорания топлива достигал 3,5 МВт·сут/кг, к.п.д. – 26%.

Графитовая активная зона магноксовых реакторов представляла собой горизонтальный цилиндр высотой 10 м и диаметром 15 м, заключенный в стальной кожух с толщиной стенки 10 см (рис. 2.26). Стальной кожух, заключенный в корпус из предварительно напряженного железобетона с толщиной стенки 3 м, служил внутренней стенкой корпуса давления. Графитовая кладка активной зоны была пронизана каналами для размещения твэлов и теплоносителя. Топливо перегружалось в процессе эксплуатации без остановки ядерного реактора. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны достигала 414°С, что на 100°С выше, чем в легководных ядерных реакторах. Пар производился в газоводяных теплообменниках.

Дальнейшее развитие конструкций этих реакторов в Англии привело к созданию более усовершенствованных газоохлаждаемых уран-графитовых ядерных реакторов AGR (рис. 2.27), конструкция которых аналогична конструкции магноксовых, но удалось повысить к.п.д. реактора, уровень выгорания ядерного топлива и мощность без увеличения капитальных затрат. В реакторах AGR магноксовые твэлы с топливом из природного урана были заменены твэлами из слабообогащенного урана (~ 2% урана-235) в оболочке из нержавеющей стали, которая позволила повысить температуру поверхности твэлов до 760°С. В ядерном реакторе AGR топливные элементы накаляются до красного свечения, температура углекислого газа на выходе из активной зоны достигает 650°С при давлении 4 МПа. В итоге к.п.д. повышается до 42% (АЭС в ХинклиПоинт и АЭС в Хантерстоне, Англия, которые начали работать в 1976 г., табл.2.6).

Корпус реактора AGR из предварительно напряженного железобетона – цилиндрический, наружный диаметр 25,9 м, высота 29,3 м, толщина стенки 6,4 м. Восемь парогенераторов размещены в цилиндрических полостях диаметром 2,75 м внутри бетонной стенки корпуса (см. рис. 2.27, вид со стороны А). Газодувки установлены под парогенераторами.

Рис. 2.28. Кассета с твэлами для усовершенствованного газоохлаждаемого реактора AGR

Рис. 2.27. Система циркуляции теплоносителя в усовершенствованном газоохлаждаемом реакторе AGR: 1 – газодувка с двигателем; 2 – активная зона; 3 – каналы для обмотки стягивающими струнами; 4 – парогенератор; 5 – верхняя крышка; 6 – каналы для перегрузки топлива; 7 – стержень регулирования

Активная зона реактора заключена в стальную оболочку диаметром 13,1 м с толщиной стенки 19 мм, снаружи охлаждаемая водой, сверху закрывается крышкой, пронизанной каналами для перегрузки ядерного топлива. Поток газового теплоносителя организован так. что обеспечивается температура графита на уровне 325–500°С, которая соответствует минимуму запасенной в нем энергии и минимальному его радиационному распуханию. Температура газа на входе в активную зону 290°С, на выходе из нее 650°С.

Конструкция активной зоны реактора AGR диаметром 9,3 м и высотой 8,2 м формируется из кольцевых графитовых блоков, составляющих колонны. Внутри этих блоков в каналах размещаются 324 топливных кассеты с твэлами, образующие квадратную решетку с шагом 457 мм. Стандартная топливная кассета AGR содержит 37 цилиндрических твэлов с топливом из слабообогащенного урана. Оболочки твэлов из нержавеющей стали имеют оребрение (рис. 2.28).

Длина каждой топливной сборки 1041 мм. Восемь таких сборок устанавливаются последовательно друг за другом и стянуты стержнем, эта кассета целиком загружается и выгружается из реактора.

При дальнейшем повышении температуры газового теплоносителя до ~ 1000°С углекислый газ становится непригодным из-за его химического взаимодействия с графитом, также становится непригодной и нержавеющая сталь. В связи с этим были построены прототипы высокотемпературных газоохлаждаемых уран-графитовых ядерных реакторов с теплоносителем из гелия, ограничения энергонапряженности и глубины выгорания ядерного топлива были преодолены созданием дисперсного топлива. В июле 1965 г. вышел на полную мощность ядерный реактор «Dragon» тепловой мощностью 20 МВт в Винфрисе (Англия), в 1966 г. достиг критичности и подключен к сети реактор в Peach Bottom электрической мощностью 40 МВт (США), в 1967 г. был подключен к сети ядерный реактор AVR с шаровыми твэлами в Юлихе (Германия).

Таблица 2.6 Основные характеристики газоохлаждаемых энергетических реакторов на тепловых нейтронах

Характеристика	AGR Hinkley-Point B	HTGR-1160	THTR-300
Реактор
Мощность, МВт:
тепловая	1493	3000	750
электрическая
брутто	625	1175	310
нетто	621	1160	300
К.п.д. нетто, %	41,6	38,6	40,0
Активная зона
Эквивалентный диаметр, м	9,1	8,4	5,6
Высота, м	8,3	6,3	5,1
Энергонапряженность, кВт/л	2,76	8,6	6,0
Удельная мощность топлива, кВт/кг	13,1	76,5	115
Количество ТВС	308	3944	675000*
Загрузка топлива, т	114U	1,725U+37,5Th	0,33U+6,22Th
Выгорание топлива, МВт·сут/кг	18	98	113
Топливо	UO2 (обогащение 2,0–2,55%); таблетки с отверстием; внутренним диаметром 5,1 мм, наружным диаметром 14,5 мм; оболочка – нержавеющая сталь	Th – 235U (обогащение 93%); частицы, покрытые оболочкой, диспергирован- ные в графитовых стержнях диаметром 15,6 мм	Крупка из оксида U-Th, диаметром 0,44 мм, покрытая пиролитическим углеродом, диспергированная в шаровых графитовых твэлах диаметром 6 см; 0,96 г 235U (обогащение 93%), 9,62 г Th на один шаровой твэл
Органы регулирования	44 регулирующих стержня с бором в оболочке из нержавеющей стали, 21 стержень аварийной защиты	73 пары стержней с центральными отверстиями, состоящих из В4С и графита	36 стержней в боковом отражателе и 42 стержня аварийной защиты, которые вводятся в засыпку твэлов активной зоны
	Первый контур
Теплоноситель	СО2	Не	Не
Полный расход теплоносителя, т/ч	13250	5080	1080
Давление, МПа	4,3	5,1	4,0
Температура на входе, °С	292	316	260
Температура на выходе, °С	645	741	750
	Второй контур
Паропроизводительность, т/ч	2200	3900	930
Давление пара, МПа	16	16,9	18
Температура пара, °С	538	510	530
Топливный цикл:
выгорание топлива, МВт·сут/кг	18	98	113
режим перегрузок	На ходу, непрерывно, три канала в неделю	На остановленном реакторе	На ходу, непрерывно

* Число шаровых твэлов.

Рис. 2.29. Топливо для высокотемпературных реакторов: а – частица из делящегося материала, покрытая тремя слоями пиролитического углерода (СРУ) и одним слоем карбида кремния (SiC); б – частица из сырьевого материала, покрытая двумя слоями пиролитического углерода; в – частицы на различных стадиях изготовления; гелеобразные (самые крупные), высушенные и прокаленные (самые маленькие); г – топливный стержень из спеченных частиц; д – сечение графитового топливного блока для АЭС в Форт–Сент–Врейне (1 – топливный канал; 2 – канал для регулирующего стержня; 3 – отверстие для манипулирования топливом; 4 – канал для теплоносителя); е – изометрический вид топливного блока, в котором показано несколько каналов

 

Рис. 2.30. Две конструкции высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (HTGR): а – ториевый высокотемпературный реактор с шаровыми твэлами (THTR) в Уэнтропе (ФРГ); б – реактор в Форт–Сент–Врейне (США); 1 – корпус реактора из предварительно напряженного бетона; 2 – ввод топлива; 3 – стержень регулирования; 4 – ГЦН; 5 – активная зона с насыпным слоем шаровых твэлов; 6 – графитовый отражатель; 7 – теплообменник и парогенератор; 8 – выгрузка отработавших твэлов; 9 – насос аварийной системы охлаждения; 10 – перегрузочная машина; 11 – стержень регулирования; 12 – активная зона из гексагональных призматических блоков

 

После успешной эксплуатации прототипов уран-графитовых высокотемпературных реакторов HTR в Peach Bottom (США) и «Dragon» (Англия) фирмой «Gеneral Atomic» в США был построен первый работающий полномасштабный энергетический высокотемпера-турный ядерный реактор с гелиевым охлаждением электрической мощностью 330 МВт, вошедший в состав АЭС в Fort-St.-Vrein. Реактор достиг критичности в 1974 г. и начал работать на номинальном уровне мощности в 1979 г. В это же время начинают разрабатываться проекты ядерных энергоблоков на основе высокотемпературных ядерных реакторов в США (HTGR, 1160 MВт (эл.)), в Германии был построен в 1972 г. реактор с шаровыми твэлами THTR (300 МВт (эл.)) (см. табл. 2.6).

 

Рис. 2.31. Активная зона высокотемпературного газоохлаждаемого реактора в Fort– St.–Vrеin: – поток теплоносителя; 2 – отражатель; 3 – активная зона; 4 – каналы для стержней регулирования

Рис. 2.32. Структура графитовой кладки в высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе в Fort-St.-Vrеin: 1 – опорный блок для внутренних элементов активной зоны; – технологическое отверстие; 3 – замыкающий элемент; 4 – замок блока бокового отражателя; 5 – гексагональный элемент бокового отражателя; 6 – канал для стержня регулирования; 7 – блок бокового отражателя; 8 – штырь блока бокового отражателя; 9 – борированная сторона распорки отражателя; 10 – цилиндрический барабан активной зоны; 11 – опорный блок для внешних элементов активной зоны; 12 – штырь

Успех концепции высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов с графитовым замедлителем связан с конструкцией топливных элементов, представляющих собой графитовые призмы гексагонального сечения, стержни или шары (диаметром ≈60 мм), в материале которых диспергированы топливные частицы из оксида или карбида урана диаметром 100–400 мкм. Эти частицы покрыты несколькими слоями графита и карбида кремния, которые наносятся методом пиролиза метана или ацетилена (рис. 2.29). Весь графит в активной зоне ядерного реактора находится в составе тепловыделяющих элементов, которые извлекаются по окончании кампании топлива. Корпус ядерного реактора делается из бетона, армированного стальными обручами и предварительно напряженными стальными канатами. Через верхнюю крышку корпуса проходят каналы, которые используются для перегрузки топлива и размещения приводов стержней регулирования (рис. 2.30).

В реакторах HTGR и THTR использовался торий-урановый топливный цикл с топливной композицией из смеси частиц высокообогащенного урана и частиц из тория. Делящийся материал (93% урана-235) в виде частиц диаметром 200–800 мкм покрыт пиролитическим углеродом и слоем карбида кремния толщиной 150–200 мкм. Частицы тория в виде оксида ThO 2 покрыты только пироуглеродом. Диаметр частиц сырьевого материала (ThO) в два раза больше диаметра топливных частиц. И те, и другие частицы диспергированы совместно в графите и образуют твэлы стержневой геометрии (HTGR) или шаровые твэлы (THTR). В HTGR твэлы заключены в гексагональные призматические блоки графита, образующие гексагональные тепловыделяющие сборки (ТВС) (рис. 2.31–2.33). Обе конструкции HTGR и THTR классифицируются как крупные опытные реакторы.

Рис. 2.33. Система циркуляции теплоносителя в высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе в Fort-St.-Vrеin: 1 – проходки для перегрузки топлива; 2 – стержни регулирования; 3 – клапаны; 4 – отражатель; 5 – активная зона; 6 – поддон активной зоны; 7 – парогенератор; 8 – гелиевая газодувка (циркулятор); 9 – корпус реактора из предварительно напряженного бетона; 10 – холодный гелий; 11 – горячий гелий

Рис. 2.34. Схема конструкции реактора НТТR: 1 – труба привода стержней управления и защиты; 2 – постоянный отражатель; 3 – заменяемый отражатель; 4 – механизм удержания активной зоны; 5 – топливный элемент; 6 – блок горячей вентиляции; 7 – опорный столб; 8 – нижний блок вентиляции; 9 – графитовый блок; 10 – дно активной зоны; 11 – опорная плита; 12 – опорная решетка активной зоны; 13 – труба вспомогательного теплоносителя; 14 – труба выхода основного теплоносителя

Прототипы высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов уже прошли успешные испытания (таблица 2.7) в США и Европе. В процессе эксплуатации первых высокотемпературных гахоохлаждаемых реакторов были обнаружены недостатки. снижающие их потенциальные возможности. В связи с этим часть данных установок переведена в режим «безопасной остановки» с последующим демонтажом. Работы по устранению обнаруженных недостатков, разработка новых усовершенствованных конструкций и строительство высокотемпературных газоохлаждаемых уран-графитовых реакторов нового IV поколения в соответствии с программой МАГАТЭ INPRO развертывания энергетических инновационных технологий осуществляют США, Китай, ЮАР, Япония, Германия (таблица 2.8).

В 1991 г. по заказу Японского института ядерной энергетики (JAERI) было начато строительство экспериментального ядерного реактора НТТR с тепловыделяющими сборками блочной конструкции по лицензии фирмы «Gеnеral Atomic» (США), построившей первый полномасштабный энергетический высокотемпературный ядерный реактор на AЭС в Fort-St.-Vrein электрической мощностью 330 МВт. По предложенной JAERI концепции новый ядерный реактор НТТR должен обеспечивать экономное производство электроэнергии с помощью гелиевого турбогенератора и вырабатывать высокотемпературное тепло для различных технологических процессов, в частности для получения водорода. Реактор достиг критичности в ноябре 1998 г., с сентября 1999 г. он работает в экспериментальном режиме и 19 апреля 2004 г. температура гелия на выходе из реактора достигла 950°С. Основные технические характеристики реактора НТТR приведены в таблице 2.9, схема конструкции представлена на рис. 2.34.

Таблица 2.7 Остановленные и демонтируемые ВТГР

Показатели	АЭС (страна)
	AVR (Германия)	«Dragon» (Велико- британия)	в Peach Bottom (США)	THTR (Германия)	в Fort-St.-Vrеin (США)
Тепловая мощность, МВт	46	20	115	750	842
Электрическая мощность, МВт	15	–	40	300	330
Назначение	Эксперимент	Эксперимент	Эксперимент	Эксперимент	Эксперимент
Тип твэлов	Шаровой	Стержневой	Стержневой	Шаровой	Блочный
Максимальная температура гелия, °С	950	750	770	750	842
Годы эксплуатации	1995–1998	1966–1975	1965–988	1985–1988	1976–1989
Состояние	Остановлен	В стадии демонтажа	В стадии демонтажа	Остановлен	Частично демонтирован

Таблица 2.8 Проектируемые, строящиеся и введенные в эксплуатацию ВТГР

Показатели	Реактор (страна)
	НТR-10 (Китай)	HTTR (Япония)	Modul (Германия)	PBMR (ЮАР)	GAC-600 (США)
Тепловая мощность, МВт	10	30	200	265	600
Электрическая мощность, МВт	3	–	80	110	286
Назначение	Эксперимент Газовая турбина	Эксперимент Технологиче- ское тепло	Промышленная электро- энергетика	Производство электроэнергии с помощью газовой турбины	Производство электроэнергии Газовое использование
Тип твэлов	Шаровой	Блочный	Шаровой	Блочный	Блочный
Максимальная температура гелия, °С	700	850 (950)	700	900	850
Максимальная температура при аварии, °С	<1000	<1600	<1500	<1600	<1600
Cостояние	В стадии строительства	Работает	Детальное проектирование	Детальное проектирование	Детальное проектирование

Таблица 2.9 Технические характеристики реактора НТТR

Тепловая мощность, МВт	30
Теплоноситель	Газообразный гелий
Температура Не на выходе реактора, °С	850 (штатный режим) 950 (высокотемпературный режим)
Температура Не на входе реактора, °С	395
Давление Не, МПа	4,0
Расход Не, кг/с	12,4 (штатный режим) 10,2 (опытный режим)
Конструкционный материал АЗ	Графит
Высота АЗ, м	2,9
Диаметр АЗ. м	2,3
Плотность энерговыделения, МВт/м3	2,5
Топливо	Низкообогащенный UO2
Обогащение топлива, % мас.	3–10 (среднее 6)
Тип топлива	Призматические блоки
Материал КД реактора	Хромомолибденовая сталь
Число петель охлаждающего контура	1

Несмотря на небольшую мощность, НТТR является полупромышленным экспериментальным реактором с соответствующим технологическим оснащением. Контур циркуляции теплоносителя (рис. 2.35) содержит гелий под давлением 4 МПа с температурой на входе в реактор 395°С.

Корпус высокого давления с толщиной стенки 80 мм имеет внутри стоки тепла, соединенные с реактором коаксиальным трубопроводом, в котором гелий движется в противоположных направлениях. Большая часть тепла передается в теплообменнике, охлаждаемом водой под давлением. Параллельно с ним расположен теплообменник гелий/гелий мощностью 10 МВт. Реактор, теплообменники и защита расположены в большом стальном корпусе, который вместе с окружающими его вспомогательными устройствами установлен под землей и только большая верхняя крышка защитного резервуара находится на уровне земли. Над крышкой располагаются реакторный зал и машины для перегрузки ядерного топлива (рис. 2.36).

 

Рис. 2.35. Контур циркуляции теплоносителя HTTR

 

Рис. 2.36. Здание реактора НТТR: 1 – подъемный кран; 2 – перегрузочная машина; 3 – промежуточный теплообменник; 4 – охладитнль с водой под давлением; 5 – активная зона; 6 – реактор (корпус контейнмента); 7 – корпус реактора; 8 – хранилище отработавшего топлива; 9 – воздушное охлаждение

Активная зона ядерного реактора построена по принципу «стержни в блоке». Тепловыделяющие топливные элементы представляют собой прессованные компакты в виде полых цилиндров, содержащих топливные частицы с покрытием высокой плотности; они установлены в тонкостенные точно обработанные графитовые трубки, которые размещаются в вертикальных каналах гексагональных графитовых блоков, представляющих собой тепловыделяющую сборку (рис. 2.37).

Рис. 2.37. Структура топливной сборки реактора НТТR

Гексагональные блоки собирают в колонны. Аналогичные блоки, не содержащие ядерного топлива, образуют отражатели дна и крышки ядерного реактора, а также внутреннюю часть бокового отражателя. Отдельные колонны служат для размещения в каналах стержней системы управления защитой (рис.2.38).

Китайский высокотемпературный ядерный реактор НТR-10, построенный для отработки технологии HTGR в КНР, достиг критичности в декабре 2000 г. Опыт его эксплуатации заложен в основу конструкции более мощного реактора HTGСR (Hiqh Temperature Gas Cooled Reactor) с теплоносителем из гелия, которая разработана компаниями «Interatom» и «Siemens». Реактор имеет тепловую мощность 200 МВт, температура гелия на выходе 700°C (в режиме получения пара) и 950°С (в режиме источника тепла для технологических целей). На рис. 2.39 схематически представлен реактор HTR-10 (прототип реактора HTGСR-200).

В ЮАР компанией «ESKOM» с 1994 г. разрабатывается ядерный реактор РВМR (Pebble Bed Modular Reactor) с засыпкой активной зоны шаровыми твэлами (см. рис. 2.29), содержащими топливные частицы с покрытием TRISO, тепловой мощностью 400 МВт, предназначенный для получения электроэнергии в одноконтурной установке с гелиевой турбиной. В центре активной зоны реактора размещается отражатель из сплошного графита, в каналах которого размещаются органы регулирования. Температура топлива достигает 1130°С, что обеспечивает низкое загрязнение турбины продуктами деления ядерного топлива. Оценки показывают, что удержание продуктов деления в топливе реактора РВМR (т.е. в шаровых твэлах) обеспечивается при температуре не выше 1600°С.

В соответствии с оценками в настоящее время обеспечение конкурентоспособности реактора РВМR возможно при стоимости его сооружения 1000–1500 дол. США за один киловатт установленной мощности. Строительство демонстрационной АЭС с реактором РВМR будет реализовано в Коберге (ЮАР). Опыт эксплуатации демонстрационной АЭС тепловой мощностью 400 МВт будет использован при строительстве полномасштабной АЭС из 4–8 модулей для работы в базовой нагрузке.

 

Рис. 2.38. Внутренняя структура реактора НТТR: 1 – ограничитель активной зоны; 2 – блок боковой защиты; 3 – клин; 4 – горячая вентиляция; 5 – активатор перемешива ния; 6 – направляющая опора активной зоны; 7 – опорная плита активной зоны; 8 – нижний блок; 9 – графитовый блок; 10 – нижний блок вентиляции; 11 – столб активной зоны; 12 – блок переключения вентиляции; 13 – блок уплотнения вентиляции; 14 – корпус реактора; 15 – постоянный отражатель

 

Рис. 2.39. Сечение первого контура установки HTR-10

 

 Рис. 2.40. Размещение компонентов ядерной энергетической установки (ЯЭУ) GT-MHR

GT-MHR (Gas Turbine-Modular Helium Reactor) – модульный реактор с гелиевым теплоносителем тепловой мощностью 600 МВт разрабатывается в рамках российско-американской программы утилизации оружейного плутония. В рамках этой же программы разрабатывается коммерческий вариант с урановым топливом. Установка GT-MHR сочетает в себе модульный ядерный уран-графитовый реактор MHR, охлаждаемый гелием, и высокоэффективную газотурбинную установку GT с преобразованием тепловой энергии в замкнутом одноконтурном цикле (цикл Брайтона). Обе установки соединены коротким трубопроводом, служащим для подачи гелия из активной зоны реактора в систему преобразования тепловой энергии в механическую. Состоящая из двух корпусов ядерно-энергетическая установка размещается в бетонном бункере ниже уровня земли (рис. 2.40). В таблице 2.10 приведены технические характеристики ядерно-энергетической установки GT-MHR.

Нагрев гелия в активной зоне ядерного реактора происходит нисходящим потоком газа, проходящего через каналы в топливных элементах. После нагрева гелий поступает в газовую турбину, где газ расширяется, обеспечивая привод генератора и компрессоров. После выхода из турбины гелий поступает в «горячую» часть рекуператора, затем в теплообменник предварительного охлаждения и в компрессоры низкого и высокого давления, претерпевая промежуточное охлаждение. Из компрессора высокого давления поток гелия подается в «холодную» часть рекуператора и возвращается в ядерный реактор.

Таблица 2.10 Технические характеристики ЯЭУ GT-MHR

Мощность реактора, МВт (тепл.)	600
Температура Не на входе и выходе АЗ, °С	491/850
Давление Не на входе и выходе АЗ, МПа	7,07/7,02
Расход Не, кг/с	320
Температура Не на входе и выходе турбины, °С	848/511
Давление Не на входе и выходе турбины, МПа	7,01/2,64
Температура Не на входе и выходе «горячей» стороны рекуператора, °С	511/125
Температура Не на входе и выходе «холодной» стороны рекуператора, °С	105/491
Электрическая мощность (нетто), МВт (эл.)	286
К.п.д. (нетто) установки, %	43

В реакторе MHR предусматривается использование керамического топлива на основе сферических топливных частиц из делящегося или воспроизводящего материала с покрытием типа TRISO (многослойное тугоплавкое покрытие). Покрытие обладает высокой коррозионной стойкостью и является барьером, предотвращающим выход продуктов деления ядерного топлива в поток газового теплоносителя. При нормальной эксплуатации ядерного реактора MHR температура ядерного топлива не превышает 1250°С, покрытие TRISO термически устойчиво до 2000°С.

 

Рис. 2.41. Конструкция активной зоны реактора MHR

 

Рис. 2.42. Изотермический вид системы PWR: 1 – нижняя опорная плита; 2 – радиальная опора; 3 – нижняя решетка активной зоны;, 4 – входное отверстие (люк); 5 – обечайка; 6 – верхняя решетка активной зоны; 7 – ввод теплоносителя; 8 – опорная колонна; 9 – кожух активной зоны;, 10 – опорный выступ; 11 – верхняя опорная плита; 12 – верхняя крышка; 13 – проушина для захвата; 14 – привод стержня регулирования; 15 – канал для ввода датчиков; 16 – тепловой кожух; 17 – кожух стержня регулирования; 18 – пружина, работающая на сжатие; 19 – направляющая стержня регулирования; 20 – направляющий вал стержня регулирования; 21 – сборка стержней регулирования; 22 – выходной патрубок теплоносителя; 23 – дистанционирующие ребра; 24 – корпус реактора; 25 – ТВС; 26 – тепловая защита; 27 – плита для распределения расхода теплоносителя; 28 – опорная колонна активной зоны; 29 – направляющая канала для ввода датчиков

Топливные частицы с покрытием TRISO диаметром 650–850 мкм смешиваются с углеродом, а затем подвергаются компактированию в топливные таблетки диаметром 13 мм и высотой 51 мм. Эти таблетки помещаются в тонкостенные точно обработанные графитовые трубки, которые размещаются в вертикальных отверстиях гексагональных блоков, являющихся топливными сборками (длина 793 мм, максимальный размер поперечного сечения 360 мм). Активная зона ядерного реактора формируется 102 колоннами с ТВС, каждая колонна содержит 10 ТВС, установленных друг на друга. Блоки графитового отражателя расположены внутри активной зоны и на ее периферии (рис. 2.41).

Конструкция активной зоны дает возможность применять призматические ТВС и засыпку активной зоны шаровыми твэлами (как в реакторе РВМR в ЮАР). Использование цикла Брайтона в схеме с газовой турбиной позволяет достичь чрезвычайно высокого значения термического к.п.д., он составляет приблизительно 48%. Это сокращает выбросы тепла в атмосферу на 50% по сравнению с традиционными водоохлаждаемыми ядерными реакторами, а производство актиноидов на единицу вырабатываемой электроэнергии по сравнению с легководными ядерными реакторами – на 60%.

Рис. 2.43. Тепловыделяющий топливный элемент (твэл) стержневого типа (а), тепловыделяющая сборка твэлов (б) и ее разрез (в), сечение активной зоны (г) реактора с водой под давлением PWR фирмы «Вестингауз»: а: 1 – оболочка из циркалоя; 2 – таблетка из UO 2 ; 3 – винтовая пружина, работающая на сжатие в объеме для сбора газообразных продуктов деления; б: 1 – нижний патрубок; 2 – дистанционирующая решетка; 3 – направляющая поглощающего стержня; 4 – твэл стержневого типа; 5 – верхний патрубок; 6 – поглощающий стержень; 7 – сборка стержней регулирования; в: 1 – твэл стержневого типа (208); 2 – направляющая стержня регулирования (16); 3 – канал для датчиков; г: 1 – корпус реактора; 2 – тепловая защита; 3 – ТВС; 4 – местоположение внутризонных датчиков; 5 – местоположение сборки стержней регулирования; 6 – кожух активной зоны

Реакторы с водой под давлением

Реакторы с водой под давлением появились впервые как энергетические установки для атомных подводных лодок (США, «Наутилус», 1954 г.). Успешный опыт эксплуатации реактора такой конструкции в военно-морском флоте инициировал создание первой экспериментальной энергетической установки для мирных целей. В 1957 г. была пущена АЭС «Шиппингпорт» мощностью 60 МВт (эл.) с водо-водяным реактором (замедлитель нейтронов и теплоноситель – обычная вода Н 2 О). Современные реакторы такого типа, сооружаемые в различных странах, мало отличаются друг от друга, так как основаны на одинаковых технических принципах. На рис. 2.42 представлена типичная конструкция реактора такого типа фирмы «Вестингауз».

Активная зона ядерного реактора содержит около 40000 стержневых твэлов в 193 тепловыделяющих сборках (ТВС), каждая ТВС содержит 208 твэлов (рис. 2.43). Топливная загрузка активной зоны реактора составляет 88 тонн оксидного UО 2 таблеточного топлива с обогащением ~2,5% по урану-235. Корпус реактора изготовлен из низколегированной стали, высота 13 м, диаметр 4,4 м, толщина стенок 22 см. На рис. 2.43, в показано распределение подвижных стержней регулирования в ТВС. Стержни регулирования изготовлены из сплава серебра, содержащего 15 мас. % индия и 5 мас. % кадмия, которые имеют большие сечения захвата тепловых нейтронов. Всего в активной зоне реактора 1060 таких стержней. В качестве главного метода регулирования реактивности (и мощности реактора) используют борную кислоту Н 3 ВО 3, которую вводят в теплоноситель с помощью специальной системы впрыска. Борная кислота циркулирует в первом контуре теплоносителя и входящий в ее состав бор выполняет функцию выгорающего поглотителя нейтронов. При пуске ядерного реактора со свежим топливом в активной зоне концентрация борной кислоты около 0,15%, но ко времени перегрузки топлива она снижается практически до нуля. Концентрацию борной кислоты регулируют в боковом контуре, содержащем анион-обменную или выпарную систему.

Физические параметры активной зоны реактора PWR с водой под давлением: электрическая мощность 1100 МВт, температура теплоносителя (Н 2 О) 317°С, давление теплоносителя 16 МПа, к.п.д. 32%, выгорание топлива 33000 МВт·сут/т, коэффициент размножения нейтронов К ∞ =1,29 (в холодном состоянии) и К ∞ =1,18 (при рабочей температуре), температурный коэффициент реактивности – отрицательный и равен 1·10 - 3 % Δ К/(К, °С), средняя плотность потока нейтронов 2,16·10 1 3 (тепловых) и 3·10 14 (быстрых) нейтронов/(см² ·с).

Рис. 2.44. Реактор ВВЭР-1000: 1 – крышка корпуса; 2 – уплотнение крыши; 3 – привод кластера; 4 – уплотненные шахты; 5 – привод; 6 – тепловой экран; 7 – шахта кластера; 8 – граненый пояс; 9 – активная зона

Тепловыделяющие сборки твэлов нельзя использовать до 100%-ного расхода (выгорания) урана-235. Деление ядер урана-235 приводит к образованию продуктов деления – атомных ядер, многие из которых имеют очень большие сечения захвата нейтронов (более 100 барн) и конкурируют с цепной реакцией деления в процессах захвата нейтронов. Прежде чем ядерный реактор будет «отравлен» этими продуктами деления, тепловыделяющие сборки приходится заменять. Это осуществляется с помощью загрузочной (разгрузочной) машины. Отработавшие ТВС всегда выдерживают («охлаждают»), чтобы снизить радиоактивность и остаточное тепловыделение, в течение нескольких месяцев в бассейнах-хранилищах, заполненных водой и расположенных в здании реактора.

Рис. 2.45. Кассета с твэлами реактора ВВЭР-1000: 1 – хвостовик; 2, 3 – нижняя и средняя дистанционирующие решетки; 4 – труба-чехол (в серийном реакторе отсутствует); 5 – твэл; 6 – верхняя дистанционирующая решетка; 7 – стержень-поглотитель; 8 – направляющая трубка, 9 – головка; 10 – пружинные фиксаторы

Отработавшие ТВС можно позднее перерабатывать, чтобы извлечь невыгоревший делящийся материал, а также любой сырьевой (воспроизводящий) материал. Атомы сырьевого материала можно превратить в атомы делящихся элементов, например уран-238, захватывая нейтроны, превращается в делящийся плутоний-239. Химическая переработка отработавшего ядерного топлива позволяет удалить из него продукты деления, некоторые из них являются достаточно ценными. Однако большую часть продуктов деления не выделяют индивидуально, а хранят как радио активные отходы (РАО). Извлеченный делящийся материал можно использовать для изготовления свежего ядерного топлива.

Реакторы подобного типа фирмы «Вестингауз» являются преобладающим типом ядерного реактора на АЭС в странах Европы. Аналогичные типы реакторов (ВВЭР) были созданы в СССР и широко используются в России и других странах. На Украине также используется серийный реактор ВВЭР-1000 аналогичного типа (электрическая мощность 1000 МВт). Реактор ВВЭР-1000 состоит из таких же конструкционных узлов, что и PWR, но имеет некоторые особенности (рис. 2.44).

Корпус реактора имеет два ряда по четыре патрубка диаметром 850 мм, на уровне верхнего и нижнего ряда этих патрубков находятся два патрубка диаметром 300 мм для присоединения трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ). Корпус реактора, изготовленный из перлитной стали 15Х2НМФА, изнутри плакирован слоем нержавеющей стали.

В активной зоне ВВЭР-1000 диаметром 3,16 м и высотой 3,56 м размещаются 163 шестигранных ТВС с размером «под ключ» 234 мм (рис. 2.45).

ТВС содержит 331 стержень, из них 312 тепловыделяющих топливных элемента стержневого типа, 18 направляющих трубок для пучка регулирующих стержней системы управления и защиты (СУЗ) и центральная трубка для крепления дистанционирующих решеток (см. рис. 2.45). Твэлы в сборке располагаются по треугольной решетке с шагом 12,75 мм, высота кассеты твэлов 4,66 м. В активной зоне ВВЭР-1000 ТВС расположены по треугольной решетке с шагом 241 мм (рис. 2.46). Вес ТВС 735 кг, масса ядерного топлива UO 2 в ТВС 488 кг. Механизм СУЗ имеет 61 привод, которые объединяются в группы. Приводы СУЗ перемещают пучки (кластеры) из 18 стержней – поглотителей нейтронов из карбида бора В4С внутри ТВС в специальных направляющих трубках. Медленное регулирование реактивности в активной зоне реактора осуществляется введением борной кислоты Н3ВО3 в теплоноситель в количестве до 13,5 г Н3ВО3/кг Н2О.

Рис. 2.47. Конструкция реактора с кипящей водой BWR на АЭС «Grand Gulf» (США): 1 – сопло системы разбрызгивания воды; 2 – пароосушитель; 3 – парогенераторы; 4 – вход питательной воды; 5 – разбрызгиватель питательной воды; 6 – трубопровод системы разбрызгивания воды в активной зоне; 7 – кожух активной зоны; 8 – направляющая лопатка; 9 – плита активной зоны; 10 – выход циркулирующей воды; 11 – опорная юбка корпуса реактора; 12 – внутриреакторные датчики; 13 – приводы стержней регулирования; 14 – вход воды в водоструйный насос; 15 – топливные кассеты; 16 – водоструйный насос; 17 – верхняя направляющая конструкция; 18 – разбрызгиватель воды в активной зоне; 19 – вход воды системы впрыска низкого давления; 20 – выход воды системы впрыска; 21 – выход парарегулирования («General Electric»): 1 – твэл; 2 – трубка с водой; 3 – стержень связки

Рис. 2.46. Поперечное сечение ТВС и активной зоны ВВЭР-1000 Ровенской АЭС

Реакторы с кипящей водой (BWR – Boiler Water Reactor) положили начало промышленному использованию ядерной энергии в США. Первая лицензия на энергетический ядерный реактор с кипящей водой была получена в 1956 г., а в 1960 г. было закончено строительство и запущена первая демонстрационная АЭС «Дрезден» электрической мощностью 180 МВт. В 1963 г. была построена и запущена промышленная АЭС «Ойстер Крик» (США) с энергоблоком BWR, эксплуатация которой показала конкурентоспособность атомных электростанций по сравнению с электростанциями на органическом топливе. Современные ядерные реакторы с кипящей водой, эксплуатируемые в разных странах, имеют почти одинаковую конструкцию.

На рис. 2.47 представлена схема конструкции реактора BWR/6 фирмы «General Electric» на АЭС «Grand Gulf» (США, штат Миссисипи). Тепловая мощность, генерируемая в активной зоне реактора, 3833 МВт, электрическая мощность блока 1250 МВт. Активная зона, парогенераторы и осушители пара в реакторе BWR размещены в корпусе давления из низколегированной стали диаметром 6,4 м, высотой 22 м, толщина стенки корпуса 152 мм, изнутри корпус плакирован аустенитной нержавеющей сталью. Корпус имеет съемную крышку. Цилиндрическая активная зона BWR собрана из ТВС квадратного сечения (рис. 2.48) длиной 3,6 м (800 топливных сборок), установленных рядами на опорной перфорированной плите (рис. 2.49). Верхняя плита над активной зоной удерживает верхние концы тепловыделяющих элементов. Активная зона окружена кожухом из нержавеющей стали, который вместе с корпусом реактора формирует кольцевой зазор (рис. 2.50).

 

Рис. 2.49. Поперечное сечение активной зоны BWR («Grand Gulf», США): 1 – стержень регулирования; 2 – внутриреакторные датчики; 3 – сечение, изображенное на рис. 2.48; 4 – топливная кассета

Рис. 2.48. Модуль активной зоны BWR из четырех ТВС и органа

В кольцевом зазоре сверху вниз течет теплоноситель, поступающий в нагнетательную камеру под опорной плитой активной зоны. Из этой камеры вода (теплоноситель), обеспечивающая замедление нейтронов и охлаждение тепловыделяющих элементов (твэлов), поступает снизу вверх в активную зону и кипит в верхней ее части. Необходимую скорость теплоносителя обеспечивают 24 водоструйных насоса, установленные в зазоре между кожухом активной зоны и корпусом реактора (см. рис. 2.50). Вода в водоструйные насосы подается двумя центробежными насосами внешних петель контура циркуляции. Объем прокачиваемой воды (до 30% всей рециркулирующей воды) и скорость ее циркуляции через реактор можно изменять во внешней части контура. Регулирование расхода воды через активную зону реактора позволяет изменять в ней содержание пара и скорость ее испарения. Увеличение доли пара в воде активной зоны уменьшает замедление нейтронов (и, следовательно, реактивность), что может быть использовано для регулирования мощности реактора (до 25% номинального значения) без участия стержней регулирования.

 

Рис. 2.50. Корпус BWR с системами циркуляции и впрыска высокого и низкого давления: 1 – осушители пара; 2 – сепараторы пара; 3 – контур принудительной циркуляции; 4 – активная зона; 5 – циркуляционный насос; 6 – запорный клапан; 7 – регулирующий клапан; 8 – струйный насос; 9 – запорный клапан; 10 – трубопровод питательной воды от турбины; 11 – паропровод к турбине

 

 

Рис. 2.51. Аварийная система охлаждения кипящего реактора фирмы «ASSA-АТОМ»: 1 – активная зона; 2 – нижний сухой отсек; 3 – приводы стержней регулирования; 4 – ГЦН; 5 – мокрый отсек; 6 – фильтр; 7 – продувочные трубы; 8 – отсечный и обратный клапаны; 9 – верхний сухой отсек; 10 – бассейн–хранилище топлива; 11 – бассейны для обслуживания активной зоны реактора; 12 – перегрузочная машина; 13 – бассейн–хранилище облученного топлива; 14 – система орошения защитной оболочки (сухой отсек); 15 – впрыск охладителя (при низком давлении); 16 – вспомогательная питательная вода (при высоком давлении); 17 – система орошения активной зоны; 18 – система орошения мокрого отсека; 19 – вспомогательная система охлаждения мокрого и сухого отсеков с приводом от дизельного двигателя; 20 – насосы; 21 – теплообменник; 22 – канал для охлаждающей воды

Прошедшая активную зону пароводяная смесь поступает в центробежные сепараторы, где после отделения пара вода возвращается через кольцевой зазор в циркулирующий поток теплоносителя. Пар проходит вверх через пароосушители и направляется в турбину с температурой 286 °С под давлением ~ 7 МПа.

Активная зона ядерного реактора с кипящей водой состоит из тепловыделяющих сборок, каждая ТВС содержит 8 × 8 тепловыделяющих элементов диаметром 12,3 мм, оболочка твэла сделана из сплава циркония (циркалой-2), диаметр топливной таблетки 10,6 мм. Использование индивидуальных изолированных каналов для охлаждения твэлов позволяет регулировать поток теплоносителя в каждом пучке твэлов. Для выравнивания тепловыделения в каждой кассете установлены твэлы с различным обогащением топлива. Два стержня в центре кассеты не содержат топлива и заполнены водой (так называемые

«водяные стержни»), они обеспечивают дополнительное замедление нейтронов и уменьшают спад потока нейтронов в центре кассеты.

Рис. 2.52. Защитная оболочка для BWR: 1 – защитное здание; 2 – оболочка; 3 – реакторный колодец; 4 – реактор; 5 – защитная стенка реактора; 6 – шахта реактора; 7 – гидрозатвор; 8 – горизонтальные каналы; 9 – бассейн снижения давления; 10 – направление транспортировки топлива

Выгорание ядерного топлива в процессе работы реактора компенсируется выгорающими поглотителями нейтронов – гадолинием, добавляемым в топливные таблетки. Среднее обогащение топлива в кассете при равновесном топливном цикле 2,2–2,8%. Между квадратными ТВС перемещаются крестообразные поглощающие стержни, содержащие карбид бора В 4 С, поглощающий нейтроны. Эти стержни вводятся в активную зону снизу с помощью гидравлических приводов, позволяющих провести быструю аварийную остановку ядерного реактора (рис. 2.51).

Выгорание топлива в реакторе BWR составляет 28,4 МВт·сут/кг, средняя энергонапряженность активной зоны – 54 кВт/л, средняя удельная мощность топлива – 23 кВт/кг.

Выгружаемое из активной зоны ядерного реактора отработавшее ядерное топливо транспортируется из заполненного водой реакторного колодца над активной зоной (рис. 2.52) по специальному каналу в бассейн хранения, расположенный в соседнем здании. Доля перегружаемых ТВС зависит от кампании ядерного топлива и составляет одну четверть или одну треть полной загрузки активной зоны. В зависимости от этого длительность работы ядерного реактора между перегрузками составляет 12 или 18 месяцев соответственно. При одногодичном цикле длительность остановки реактора на перегрузку составляет около 30 сут. При перегрузке топлива не достигшие проектного выгорания ТВС переставляются в другие места активной зоны.

Для BWR с одноконтурной тепловой схемой особо важное значение имеет проблема радиоактивного загрязнения теплоносителя (воды). Радиоактивное загрязнение воды зависит от состава содержащихся в ней примесей, которые при взаимодействии с нейтронами образуют радиоактивные элементы в различных ядерных реакциях. Взаимодействие нейтронов с кислородом воды приводит к образованию изотопа азота 1 6 N с периодом полураспада Т 1/ 2 =7,13 с. Многолетняя эксплуатация кипящих реакторов показала, что про

ведение профилактических работ на турбине, конденсаторе и питательных насосах не осложняется образованными в воде и перешедшими в состав пара радиоактивными элементами из-за короткого периода их полураспада.

Энергетические реакторы с тяжеловодным замедлителем

Преимущество использования тяжелой воды D2О для замедления нейтронов состоит в малом сечении поглощения тепловых нейтронов (оно в 212,5 раз меньше, чем у обычной воды Н2О), что сочетается с высокой замедляющей способностью (ξΣ S / Σα =5860), которая в 94,5 раза выше, чем у воды Н2О, и в 35,3 раза выше, чем у графита. Это позволяет использовать в качестве топлива природный уран без обогащения. Однако для этого необходимо обеспечить соотношение объемов замедлителя D2О и топлива UО2, равное ~20, что приводит к большому расстоянию между топливными каналами и, следовательно, к низкой энергонапряженности активной зоны реактора. Хороший баланс нейтронов и высокая жесткость их энергетического спектра (высокий интегральный поток замедляющихся нейтронов) создают в реакторах с тяжеловодным замедлителем условия для интенсивной генерации из урана-238 плутония-239. Низкое поглощение нейтронов тяжеловодным замедлителем обеспечивает высокую эффективность использования урана-235: на единицу массы урана-235 в тяжеловодном реакторе выделяется в 2 раза больше энергии, чем в реакторе с замедлителем из обычной воды, при этом 50% этого энерговыделения связано с делением плутония-239, образуемого в реакторе из урана-238. Выгружаемое отработавшее ядерное топливо тяжеловодных реакторов содержит в 2 раза больше плутония-239, чем выгружаемое отработавшее ядерное топливо реакторов с замедлителем из обычной воды. Эффективный баланс нейтронов позволяет рассматривать тяжеловодный реактор в качестве кандидата для конверсии тория-232 в уран-233 в ториевом топливном цикле. Высокое значение коэффициента деления η =2,29 для урана-233 в тепловом спектре нейтронов тяжеловодного реактора и более высокое, чем у урана-238, сечение радиационного захвата нейтронов (n, γ) торием-232 приводят к равновесной наработке урана-233 порядка 16 г/кг Тh, в то время как наработка плутония-239 в этом же реакторе и в такой же реакции (n, γ) составляет 2,7 г/кг U.

Первые большие ядерные реакторы с замедлителем из тяжелой воды были построены в США около 1950 г. с целью производства материалов для ядерного оружия. В настоящее время самым распространенным реактором с замедлителем из тяжелой воды D 2 О является реактор канадского производства CANDU (CANada Deuterium Uranium – зарегистрированная торговая марка фирмы AECL). Этот реактор (рис. 2.53, 2.54) не только прошел успешные испытания в Канаде, где его производство и эксплуатация осуществляются под наблюдением фирмы AECL, но был предметом продажи в другие страны – Индию, Южную Корею, Аргентину, Румынию.

После накопления опыта эксплуатации демонстрационного энергетического реактора NPD (Nuclear Power Demonstration Reactor), который начал работать в 1962 г., и прототипа реактора CANDU мощностью 200 МВт (эл.), запущенного в 1967 г. на АЭС «Duglas Point», были построены четыре энергоблока на АЭС «Pickering A»(провинция Онтарио, Канада) по 515 МВт и четыре блока по 740 МВт на АЭС «Bruce». Следующий блок с ядерным реактором CANDU мощностью 640 МВт был пущен в 1982 г. на АЭС «Point Lepreau». На основании опыта их эксплуатации было построено еще 12 блоков с реакторами CANDU: четыре на АЭС «Pickering» по 516 МВт, четыре – на АЭС «Bruce» по 750 МВт и четыре на новой площадке «Darlington» по 880 МВт. Коэффициенты использования установленной мощности на всех энергетических блоках АЭС были в пределах 80–90%.

Рис. 2.53. Упрощенная схема реактора CANDU: 1 – парогенератор; 2 – активная зона

При создании ядерных реакторов CANDU предполагалось, что нет необходимости в предприятиях по обогащению уранового топлива изотопом урана-235. Это позволило Канаде сэкономить миллиарды долларов. Применение тяжелой воды в качестве замедлителя нейтронов в реакторах CANDU снизило затраты на топливный цикл, хотя и потребовало больших капитальных вложений в ее производство. Однако, исходя из обеспечения современных требований по безопасности (в части предотвращения повторной критичности при авариях), необходимо использовать слабообогащенный уран (до 1–1,5%), что существенно ухудшает экономические показатели. Недостатком реактора CANDU также является невысокое рабочее давление теплоносителя, что приводит к низким параметрам пара на турбогенераторе по сравнению с PWR и ВВЭР. Величина к.п.д. энергоблоков с реакторами CANDU находится в диапазоне 28–30% (против 33–34% для PWR и ВВЭР) и уступает более высокому к.п.д. тепловых электростанций на органическом топливе (до 42–45%).

Рис. 2.54. Общий вид реакторного здания CANDU энергоблока 600 МВт (эл.) (AECL): 1 – резервуар воды аварийного охлаждения защитной оболочки; 2 – клапан системы аварийного охлаждения защитной оболочки; 3 – компенсатор давления; 4 – парогенератор; 5 – мостовой кран помещения парогенераторов; 6 – циркуляционный насос первого контура; 10 – мост перегрузочной машины; 11 – транспортное устройство перегрузочной машины; 12 – цепная линия перегрузочной машины; 13 – эксплуатационный шлюз перегрузочной машины; 14 – дверь эксплуатационного шлюза; 15 – бак системы охлаждения; 16 – короб теплообменника; 17 – короб для раздаточных трубопроводов теплоносителя; 18 – теплообменник замедлителя; 19 – циркуляционный насос замедлителя

Типы ядерных реакторов с тяжеловодным замедлителем нейтронов

Тяжеловодные ядерные реакторы классифицируются по типу применяемого теплоносителя (D 2 О, Н 2 О, газообразный СО 2, органические жидкости) и по конструкции (канального или корпусного типа). В таблице 2.11 приведены все разновидности ядерных реакторов с тяжеловодным замедлителем нейтронов.

В канальном реакторе твэлы расположены в трубах-каналах, по которым циркулирует теплоноситель. Эти трубы проходят через корпус реактора (бак), содержащий замедлитель D 2 О, температура и давление которого поддерживаются на относительно низком уровне. В корпусной конструкции тяжеловодный замедлитель под высоким давлением прокачивается через корпус, содержащий активную зону, в теплообменники, передавая тепло обычной воде второго контура (рис. 2.55).

Недостатком тяжеловодных реакторов канального типа является сложная система соединения большого числа каналов с теплоносителем в единый контур, что приводит к значительному увеличению стоимости. Использование тяжелой воды D2О в качестве теплоносителя в тяжеловодном реакторе канального типа возможно только в двухконтурной схеме, наличие парогенераторов в которой заметно увеличивает общую стоимость системы.

Использование в тяжеловодном реакторе канального типа в качестве теплоносителя Н2О позволяет применить прямой одноконтурный цикл преобразования ядерной энергии, исключает теплообменники, снижает загрузку системы тяжелой водой D2О и уменьшает стоимость системы. Недостатком такой системы является ограничение на уровень выделяемой твэлами энергии для исключения образования паровой пленки на их поверхности.

Использование в качестве теплоносителя газов (гелия и газообразного СО2) позволяет поднять температуру ядерного топлива и увеличить термодинамический к.п.д. системы. Но при этом возникают повышенные требования к материалам, применяемым для изготовления оболочек твэлов и труб каналов. Жаропрочные материалы имеют более высокие сечения поглощения тепловых нейтронов, чем обычно используемые сплавы циркония. Это нарушает баланс нейтронов и влияет на экономику топливного цикла. Ограничение на температуру оболочек твэлов не позволяет достичь такой же плотности энерговыделения, как в системе с водяным охлаждением обычной водой.

Применение органических теплоносителей с достаточно низкой летучестью позволяет реактору работать при высокой температуре, но при умеренном давлении в системе охлаждения. Органические жидкости («Сантовакс», терфенил или смесь его изомеров, дитолилметан, гидротерфенил) уже использованы в качестве теплоносителей, температура кипения которых при нормальном давлении находится в диапазоне 280–400°С. Представляя собой углеводородные соединения с соотношением атомных концентраций углерода и водорода С/Н=0,55–1,30, органические теплоносители хорошо замедляют нейтроны и мало активируются. Чтобы реактор с тяжеловодным замедлителем и органическим теплоносителем был экономически эффективен, необходимо более плотное урановое топливо, чем UO 2 (ρ =10,5 г/см 3). В настоящее время считается, что преимущества, связанные с использованием органических теплоносителей, недостаточны, чтобы прекратить строительство канальных тяжеловодных реакторов с топливом из природного урана, охлаждаемых обычной водой.

Таблица 2.11 Типы ядерных реакторов с замедлителем нейтронов из тяжелой воды D2О

Теплоноситель	D2О		Н2О	Органический	СО2
Конструкция	Канальная	Корпусная	Канальная	Канальная	Канальная	Корпусная
	CANDU- PHW	«Маврикен» (Швеция)	SHGWR (Англия)	WR-1	БL-4	Богуница
		«Атуча» (Аргентина)	CANDU- BLW (Канада)	(Канада)	(Франция)	(Чешская Респ.)

Ядерный реактор с тяжело5 водным замедлителем и тяжело5 водным теплоносителем CANDU5 PHW (см. рис. 2.53, 2.54) является базовым реактором в структуре атомной энергетики Канады. Выбор реактора CANDU как основы развития ядерной энергетики в Канаде был мотивирован наличием в стране больших природных ресурсов естественного урана и большими ресурсами электроэнергии гидроэлектростанций, которую можно было использовать для получения тяжелой воды. Экономика современных ядерных реакторов CANDU строится на базе открытого топливного цикла с природным ураном, при котором ядерное топливо только один раз проходит через реактор, а затем складируется. Открытый топливный цикл на природном уране обладает определенными преимуществами, так как он исключает достаточно дорогие процессы обогащения и переработки ядерного топлива, отработавшего в активной зоне реактора. При экономической оценке такого топливного цикла стоимость плутония, содержащегося в отработавшем ядерном топливе, не учитывается. Однако в случае, если это топливо будет перерабатываться, плутоний будет представлять определенную ценность.

Экономика тяжеловодных ядерных реакторов определяется в основном соотношением двух противоположных факторов: высокой стоимости системы (конструкции) из-за относительно высокой стоимости замедлителя (тяжелой воды D 2 О) и низкой стоимости топливного цикла благодаря высокоэффективному использованию ядерного топлива. Хотя капитальная стоимость тяжеловодной системы CANDU высокая, но потребность в природном уране для этих реакторов в ~2 раза меньше, чем ядерных реакторов одинаковой мощности на легкой воде (PWR, BWR). Это позволяет считать, что реакторы CANDU будут иметь преимущество в случае увеличения мировой потребности в уране изза низкой топливной составляющей приведенных затрат. Ближайшая перспектива улучшения характеристик реакторов CANDU связана с повышением термодинамического к.п.д. при увеличении температуры теплоносителя, что требует создания жаропрочных сплавов циркония для улучшения баланса нейтронов. Однако дальнейшее развитие реакторов CANDU связано с перспективой использования торий-уранового топливного цикла при высоком к.п.д., которого можно достичь, используя органический теплоноситель, хорошо замедляющий нейтроны.

Рис. 2.55. Сравнение конструкций тяжеловодных реакторов канального и корпусного типов, исходя из циркуляции теплоносителя: 1 – в парогенератор; 2 – из парогенератора; 3 – на слив в дренажный бак

Тяжеловодные реакторы эксплуатируются в Канаде, Японии, Корее, Китае, Индии и Европе. Единственным реактором CANDU-6, работающим в Европе, является блок «Chernavoda-1» электрической мощностью 650 МВт (Румыния), однако до 2020 г. планируется ввести в строй еще четыре блока с такими же реакторами. Электрическая мощность действующих энергоблоков с ядерными реакторами CANDU не превышает 750 МВт, однако разработан проект реактора CANDU электрической мощностью 1200 МВт.

Тяжелая вода в ядерном реакторе CANDUPHW используется в качестве замедлителя и теплоносителя. Тяжеловодный замедлитель заполняет горизонтальный цилиндрический корпус реактора диаметром 8 м из аустенитной нержавеющей стали под давлением, близким к атмосферному, с температурой 60–70°С и имеет собственную систему охлаждения. Толщина стенки корпуса 29 мм. В цепи циркуляции замедлителя 280 т D2О.

Через корпус реактора параллельно его оси проходят 390 топливных каналов, изготовленных из сплава циркония (циркалой-2 или Zr–2,5% Nb), в которых размещаются ТВС. Корпус реактора, «прошитый» топливными каналами, называется «каландр». Топливные каналы заполняются тяжеловодным теплоносителем под давлением 10 МПа, чтобы предотвратить кипение D 2 О. Тяжеловодный теплоноситель циркулирует через топливные каналы и теплообменники второго контура. Каждая канальная труба связана с циркуляционным насосом и парогенератором (рис. 2.56). Контур теплоносителя содержит ~ 160 т тяжелой воды, температура которой на входе в топливный канал 250–270°С, на выходе из него 290–310°С. Для теплоизоляции замедлителя топливные каналы заключены в другие трубы (соосно им) с кольцевым зазором, заполненным азотом.

Рис. 2.56. Принципиальная тепловая схема реактора CANDU (AECL): 1 – водяной пар; 2 – легководный конденсат; 3 – тяжеловодный теплоноситель; 4 – тяжеловодный замедлитель; 1' – паропровод; 2' – парогенераторы; 3' – циркуляционные насосы первого контура; 4' – компенсатор давления; 5' – коллекторы теплоносителя; 6' – каландр; 7' – реактор; 8' – топливный канал; 9' – циркуляционный насос замедлителя; 10' – теплообменник замедлителя

Реактор CANDU-PHW загружается топливом из природного урана (диоксид урана UО 2) в форме холодноспеченных таблеток, заполняющих стержневые тепловыделяющие элементы с оболочкой толщиной 0,3–0,4 мм из циркалоя, которые формируют топливные кассеты из 28–37 твэлов длиной 495 мм (рис. 2.57). Дистанционирование твэлов внутри кассет и кассет внутри топливных каналов обеспечивается циркалоевыми прокладками, приваренными к кожуху кассеты. В каждом топливном канале устанавливаются 12 кассет друг за другом. Перегрузка топлива осуществляется без остановки ядерного реактора перегрузочными механизмами, установленными с обоих концов канала. Кассеты в соседних каналах передвигаются в противоположных направлениях, чтобы обеспечить аксиальную симметрию плотности потока нейтронов. Глубина выгорания ядерного топлива ~8 МВт·сут/кг и выше, длительность кампании топлива составляет только 20–30% кампании топлива легководных реакторов (200 сут), к.п.д. реактора 29%. Выгружаемое отработавшее ядерное топливо содержит 0,2% урана-235 и 0,3% плутония.

Рис. 2.57. Тепловыделяющая сборка реактора CANDU из 37 твэлов: 1 – циркалоевая концевая крепежная решетка; 2 – циркалоевая концевая заглушка; 3 – циркалоевые направляющие и дистанционирующие выступы; 4 – таблетки из диоксида урана; 5 – графитовая прослойка; 6 – оболочка твэла; 7 – внутренняя дистанционирующая решетка; 8 – канальная труба

Регулирование реактивности при нормальных условиях работы реактора обеспечивают 14 трубных камер внутри активной зоны, которые заполняются обычной водой, поглощающей нейтроны, снижая реактивность.

Для остановки ядерного реактора предусмотрена дополнительная система регулирования из 18 компенсирующих стержней, которые вводят вертикально между топливными каналами. Материалом, поглощающим нейтроны, является кобальт.

Быстрая остановка реактора осуществляется сбросом 11 кадмиевых стержней, установленных над корпусом.

При запуске ядерного реактора, полностью загруженного свежим топливом, реактивность способна выходить за пределы, которые можно скомпенсировать органами регулирования. В этом случае в замедлитель может быть добавлен бор или гадолиний, которые легко выводятся из тяжелой воды в процессе ионообмена.

При достижении равновесного топливного цикла реактивность поддерживается на требуемом уровне перегрузкой топлива. В случае уменьшения реактивности со скоростью 0,04% в сутки при выгорании топлива необходимо его перегружать со скоростью девять топливных кассет за сутки.

Пустотный коэффициент реактивности реактора CANDU-PHW положительный. Осушение всех топливных каналов при равновесном топливном цикле увеличивает реактивность на 0,75%. Секционирование первого контура теплоносителя на несколько параллельных петель позволяет ограничить скорость переходных процессов и всплеск реактивности уровнем, который может быть перекрыт стержнями аварийной остановки ядерного реактора.

Кинетика тяжеловодных реакторов значительно инерционнее, чем у реакторов других типов. Время жизни нейтронов в CANDU достигает 50 мс и значительно превосходит время жизни нейтронов в легководных реакторах (0,1 мс). Поэтому в тяжеловодных реакторах первоначальная быстрая реакция на изменение реактивности (подскок мощности на мгновенных нейтронах) происходит значительно медленнее.

Этому способствует влияние на кинетику тяжеловодного реактора фотонейтронов из реакции взаимодействия γ-квантов с энергией более 2,23 МэВ, испускаемых из продуктов деления, с дейтерием

 

 

Фотонейтроны рождаются с запаздыванием, которое определяется периодом полураспада испускающих γ-кванты радиоактивных продуктов деления, и это время запаздывания намного больше периодов полураспада излучателей запаздывающих нейтронов. В таблице 2.12 приведены основные характеристики серийного ядерного тяжеловодного реактора CANDU-PHW канадской фирмы AECL.

В корпусной конструкции (рис. 2.58) тяжеловодный замедлитель заполняет корпус ядерного реактора, выдерживающий высокое давление, и может быть отделен от тяжеловодного теплоносителя тонкими трубами, не рассчитанными на высокое давление, так как и замедлитель, и теплоноситель находятся под одинаковым давлением, которое необходимо для исключения кипения. Одним из преимуществ тяжеловодного реактора корпусного типа является отсутствие системы сложных коллекторов, необходимых в конструкции канального типа для соединения большого количества каналов с теплоносителем в единый контур. К недостаткам этой конструкции следует отнести необходимость поддерживать высокое давление замедлителя в корпусе реактора, которое приводит к ограничениям на геометрические размеры корпуса, диктуемые топливом из природного урана.

В тяжеловодном ядерном реакторе «Atucha» (Аргентина) охлаждение топливных каналов с расположенными в них топливными кассетами осуществляется тяжелой водой под давлением. Замедлитель находится под таким же давлением, что и теплоноситель, и заключен в корпус давления. Высокое давление исключает закипание теплоносителя, и технологическая схема охлаждения аналогична схеме водо-водяных реакторов с водой под давлением типа ВВЭР или PWR (см. рис. 2.58).

К достоинствам ядерных реакторов CANDU-PHW с тяжеловодными замедлителем и теплоносителем следует отнести: низкую стоимость топливного цикла благодаря высокоэффективному балансу нейтронов; CANDUPHW является лучшим из существующих ядерных реакторов наработчиком плутония.

Недостатками этих реакторов являются: чрезвычайно низкий к.п.д. (29 %); капитальная стоимость реактора CANDU-PHW существенно выше, чем любого легководного ядерного реактора; проблема предотвращения утечек тяжелой воды D 2 О из горячего контура теплоносителя под высоким давлением; образование радиоактивного трития и его утечка в атмосферу, что приводит к отрицательному влиянию на биосферу.

Рис. 2.58. Корпусная конструкция тяжеловодного ядерного реактора CANDU-PHW «Atucha» (Аргентина): А – стержни регулирования; В – уплотнение канала; С – спускная труба замедлителя; D – наплавка; Е – вход теплоносителя от насоса; F – выход теплоносителя на парогенератор; G – подпитка высокого давления; G 1 – отвод высокого давления (спускная труба); Н – выходной канал замедлителя; J – система детектирования топливных элементов; К – корпус замедлителя (бак); L – корпус давления реактора; М – топливные трубы и каналы охлаждения; N – направляющие трубы стержней регулирования; Р – опорный клин; Q – нижняя опорная крестовина

В связи с этими недостатками реакторы CANDU-PHW не получили широкого развития.

Таблица 2.12 Основные характеристики серийного тяжеловодного реактора CANDU-PHW фирмы AECL

Мощность, МВт
тепловая	2156
электрическая
брутто	680
нетто	633
К.п.д. нетто, %	29,4
Активная зона
Эквивалентный диаметр, м	6,28
Высота, м	5,94
Энергонапряженность зоны, кВт/л	11
Удельная мощность, кВт/кг	24
Количество топливных каналов	380
Полная загрузка топлива, т	86
Шаг решетки каналов, см	28,6
Выгорание выгружаемого урана, МВт·сут/кг	7,0
Режим перегрузок	Непрерывно, на ходу
Содержание в отработавшем топливе, %:
235U	0,2
делящегося плутония	0,3
Твэлы
Топливо	UO2
Обогащение урана, %	0,72 (природный)
Материал оболочки	Циркалой
Наружный диаметр оболочки, мм	13,1
Толщина оболочки, мм	0,38
Номинальная линейная мощность твэла, Вт/см
наружного ряда ТВС	508
промежуточного ряда ТВС	417
внутреннего ряда ТВС	365
Органы регулирования
Количество легководных регуляторов	14
Количество кадмиевых стержней	4
Количество стальных стержней	21
Аварийная защита
Количество кадмиевых блоков остановки	28
Количество устройств впрыска раствора гадолиния в замедлитель	6
Первый контур
Расход теплоносителя через активную зону, т/с	7,6
Давление, МПа	10
Температура на входе, °С	267
Температура на выходе, °С	310
Второй контур
Паропроизводительность, т/с	1,05
Давление пара, МПа	4,7
Температура пара, °С	260

Другие типы тяжеловодных ядерных реакторов

CANDU5BLM – тяжеловодный ядерный реактор с кипящей легкой водой – использует легководный теплоноситель и сохраняет преимущества тяжеловодного замедлителя нейтронов. Преимуществом канальной конструкции CANDU является возможность применения других теплоносителей. Использование в ядерном реакторе канального типа CANDU-BLM в качестве теплоносителя легкой воды Н 2 О позволяет организовать прямой одноконтурный цикл преобразования энергии деления урана, исключает применение сложных теплообменников, что вместе с уменьшением загрузки тяжелой водой снижает стоимость системы. Утечка теплоносителя из контура в такой системе приносит меньше неприятностей, но уровень радиоактивности в турбине будет выше, поскольку турбина непосредственно связана с активной зоной ядерного реактора.

Другим недостатком схемы с кипящим теплоносителем следует считать ограничения на уровень мощности ядерного реактора для предотвращения образования пленки пара на поверхностях твэлов.

Прототип такого ядерного реактора работал в Квебеке (Канада) с 1971 по 1980 гг. Одной из главных забот при эксплуатации этого реактора было исследование возможности его работы с положительным пустотным коэффициентом реактивности, который появляется при кипении теплоносителя. Измерения показали наличие большого положительного коэффициента реактивности порядка 10 – 4 (Δ К/К) на 1% увеличения мощности реактора. Однако практически при регулировании реактора никаких серьезных проблем в связи с этим не возникло, так как постоянная времени, характеризующая запаздывание образования пузырьков пара в теплоносителе при увеличении мощности реактора, оказалась достаточно велика (18 с). Такое запаздывание возникало из-за большого (19,5 мм) диаметра (большой площади поверхности) твэлов, расположенных в 18 топливных кассетах.

Тем не менее, в течение переходных процессов, возникающих при скачке мощности реактора, необходимо регулирование уровня давления в паровом барабане, чтобы исключить быстрое изменение паросодержания в теплоносителе активной зоны.

В ядерном реакторе с топливом из природного урана и с кипящим теплоносителем большой пустотный коэффициент реактивности следует учитывать при оценке безопасной его эксплуатации. Такую обратную связь можно исключить переходом на обогащенное топливо и на более тесную решетку твэлов с незамедлением нейтронов.

SGHWR (Англия) – парогенерирующий тяжеловодный ядерный реактор электрической мощностью 100 МВт. Данный реактор рассматривался как базовый для следующего этапа развития ядерной энергетики. Конструкция этого ядерного реактора представляет собой каландр с вертикальными топливными каналами, охлаждаемыми обычной водой под давлением, которая достигает кипения. Топливом является слабообогащенный диоксид урана UО 2 (1,2% урана-235) в оболочке из циркалоя. Перегрузку топлива проводят после остановки ядерного реактора. Максимальное выгорание ядерного топлива около 20 МВт·сут/кг. Реактор имеет как преимущества, так и недостатки по сравнению с CANDU-PHW.

Преимущества: прямой одноконтурный цикл преобразования энергии деления снижает капитальную составляющую стоимости системы; условия для подачи пара в турбину лучше, чем в CANDU-PHW; загрузка D 2 О ниже, чем в CANDU-PHW.

Недостатки: низкий к.п.д. системы; высокий уровень радиоактивности в турбине; при естественном (природном) урановом топливе положительный пустотный и мощностной коэффициенты реактивности могут усложнить регулирование ядерного реактора; необходимость снижения максимальной проектной мощности, чтобы иметь запас для предотвращения осушения каналов, который приводит к пережогу твэлов.

WR51 – канадский канальный тяжеловодный ядерный реактор с органическим теплоносителем.

Исследования по обоснованию применения органических теплоносителей в ядерных реакторах были выполнены в конце 1950-х и начале 1960-х годов. Первый экспериментальный ядерный реактор OMRE с органическим теплоносителем «Сантовакс» (смесь дифенила и терфенила) тепловой мощностью 12 МВт был запущен в США в сентябре 1957 г.

Канадская программа с самого начала ориентировалась на использование высокотемпературных жидкостей только в качестве теплоносителей в традиционных ядерных реакторах типа CANDU-PHW с тяжеловодным замедлителем и топливными каналами под давлением. Эта работа завершилась созданием и запуском в ноябре 1965 г. в Вайтшеле (провинция Манитоба) исследовательского ядерного реактора WR-1 тепловой мощностью 60 МВт с теплоносителем НВ-40 (смесь углеводородов) с атомным соотношением С/Н=0,8 (температура кипения 350–396°С). Топливом в реакторе WR-1 служил природный уран в виде карбида UС в оболочке из сплава циркония (Zr+2,5% Nb), температура топлива достигала 1100°С (оболочки твэла – 485°С), среднее выгорание топлива – 10 МВт·сут/кг урана. Активная зона WR-1 диаметром 2,44 м, высотой 1,8 м, загрузка урана-235 составляла 28,5 кг (4,071 тонны природного урана), 49 ТВС, в каждой 14 твэлов диаметром 13,5 мм.

Ядерный реактор WR-1 эксплуатировался при большой плотности энерговыделения с высокими коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ=0,7) и к.п.д.

К дополнительным преимуществам органических теплоносителей следует отнести их низкую активацию, поскольку облучение нейтронами углеводородных соединений не приводит к образованию долгоживущих радиоактивных элементов. Кроме того, значительно сокращается загрузка тяжелой воды в ядерный реактор, так как органический теплоноситель обладает хорошей замедляющей способностью, что позволяет уменьшить размеры реактора.

Расчеты показывают, что загрузку реактора тяжелой водой D 2 О в расчете на 1 кВт (эл.) усовершенствованного реактора CANDU с органическим теплоносителем можно уменьшить в 5 раз по сравнению со стандартной конструкцией при замене тяжеловодного теплоносителя органическим.

К достоинствам усовершенствованного тяжеловодного ядерного реактора с органическим теплоносителем следует отнести: более высокий к.п.д.; низкая загрузка тяжелой водой (около 20% по сравнению с CANDU PHW); низкая наведенная активность в первом контуре.

Для эффективной работы реактора данного типа необходимы: высокоплотное ядерное топливо; фильтры для предотвращения загрязнения каналов с теплоносителем продуктами радиолиза; обеспечение работоспособности топливных каналов под давлением при температуре около 375°С и оболочек твэлов при температуре 475°С.

EL51 – французский тяжеловодный канальный ядерный реактор, охлаждаемый углекислым газом СО2.

Использование в качестве теплоносителя газообразного СО 2 позволяет значительно повысить температуру ядерного топлива и увеличить термический к.п.д. системы. Высокая температура топлива и теплоносителя предъявляют жесткие требования к материалам оболочек твэлов и элементам конструкции контура. Ограничение температуры оболочек твэлов затрудняет достижение большой плотности энерговыделения. Это приводит к необходимости использовать жаропрочные материалы с более высокими сечениями поглощения нейтронов, чем сечения поглощения нейтронов сплавами циркония, что ухудшает баланс нейтронов в системе.

Углекислый газ СО 2 нагревается в активной зоне ядерного реактора и направляется в газовую турбину, где его расширение высвобождает механическую (кинетическую) энергию, которая передается ротору турбины. После турбины газ охлаждается в регенеративном теплообменнике и поступает в компрессор, где сжимается до заданного давления. После компрессора газ проходит регенеративный теплообменник, нагревается газом, выходящим из турбины, и поступает на нагрев в активную зону реактора.

Недостатками системы являются использование части механической энергии вращения ротора газовой турбины на привод компрессора для сжатия и прокачки газового теплоносителя и необходимость использования низкообогащенного ядерного топлива.

К достоинствам системы можно отнести возможность применения одноконтурной схемы теплоносителя, который одновременно служит рабочим телом для преобразования тепловой энергии в механическую.