Раздел 2. Источники возобновляемой нетрадиционной энергетики

Реактори на теплових нейтронах зазвичай класифікуються за типом сповільнювача. Як сповільнювач використовуються матеріали, що мають гарну уповільнюючу здатність й низьке поглинання нейтронів. Серед них водень (у складі звичайної води), дейтерій (у складі важкої води) та вуглець (у вигляді графіту). Всі ці сповільнювачі використовуються в промислових енергетичних реакторах. Основні типи реакторів на теплових нейтронах наведені в таблиці 2.5 й на мал. 2.18, всі ці реактори працюють на твердому паливі. Існує ще один тип реактора – рідкосольовий реактор-розмножувач (MSBR), в якому рідка паливна суміш розплавів фторидів безперервно циркулює через канали в графітовому сповільнювачі.

Реактори, що використовують як теплоносій звичайну воду, можна поділити на два типи: двоконтурні й одноконтурні. Якщо контури теплоносія й робочого тіла суміщені, то систему знімання тепла називають одноконтурною, якщо ж вони розділені, то двоконтурною. У цьому випадку контур теплоносія називають першим, а контур робочого тіла – другим.

В одноконтурних енергетичних реакторах вода при проходженні через активну зону нагрівається до температури кипіння, й у верхній частині активної зони утворюється пара. Пара з такого реактора надходить до сепаратора, де від неї відділяється волога, після чого пара надходить до турбіни. Конденсат пари із конденсатора турбіни через підігрівачі низького тиску направляють до деаератора, а потім до реактора. Гази, що не конденсуються, з конденсатора турбіни викидають до системи спецвентиляції або на очищення.

Таблиця 2.5. Основні типи енергетичних реакторів на теплових нейтронах

РЕАКТОРИ НА ТЕПЛОВИХ НЕЙТРОНАХ
з легководяним спо- вільнювачем (LWR)		з важководяним сповіль- нювачем (HWR)			з графітовим сповільнювачем
Легково- дяний теплоно- сій, прямий цикл (BWR)	Легково- дяний теплоно- сій, двокон- турний цикл (PWR)	Важково- дяний теплоно- сій (СANDU- PHW)	Легководяний теплоносій		СО2 – теплоносій		Гелієвий тепло- носій	Легково- дяний теплоно- сій
			Природ- ний уран (СANDU- BLW)	Збагачене паливо (SGHWR)	Природ- ний уран (Magnox)	Збагаче- не паливо (AGR)	Високо- збагачене паливо (HTGR)	Низько- збагачене паливо (РБМК- 1000)

Киплячі реактори за конструкцією поділяються на корпусні й канальні. У корпусному киплячому реакторі BWR активна зона розміщена у високоміцному товстостінному сталевому баці. Такі реактори складаються із корпуса з кришкою та ущільнюючими елементами; корзини активної зони, в якій розміщуються касети з твелами. Теплоносій (Н2О) усередині корпусу знаходиться під тиском ~7 МПа, тому корпус повинен бути міцним та добре протистояти корозійній й ерозійній дії теплоносія.

Канальні киплячі реактори (наприклад РБМК-1000) складаються з циліндричної графітової кладки сповільнювача, що розміщується в бетонній шахті, через яку проходять спеціальні канали для органів регулювання й технологічні канали з урановим паливом, яке охолоджується водою. Проходячи через технологічні канали, вода спочатку нагрівається, а потім частково випаровується. Пароводяна суміш індивідуальними трубопроводами прямує в барабани-сепаратори, де пара осушується, а потім прямує в турбіну.

У двоконтурних енергетичних реакторах нагрітий теплоносій надходить до парогенератора, де віддає свою теплоту воді другого контура, а пара, що генерується, прямує до турбіни. Передача теплоти через поверхню нагріву вимагає перепаду температури між теплоносієм і киплячою водою другого контура в парогенераторі. Використання води як теплоносія вимагає підтримування в першому контурі вищого тиску, ніж тиск пари другого контуру, що подається до турбіни. Вода першого контура знаходиться під тиском ≈16 МПа, що виключає кипіння води за робочої температури активної зони ≈320°С. Теплоносій, що виходить з активної зони, надходить до теплообмінників парогенератора, де передає теплоту воді другого контура, перетворюючи її на пару з тиском ≈6 МПа. З парогенераторів пара прямує в турбіну, а потім перетворюється на воду в конденсаторі, який охолоджується водою з річки або озера, водойми-охолоджувача, градирен тощо.

Реактори з графітовим сповільнювачем

Розвиток реакторів з графітовим сповільнювачем мотивувався можливістю створення системи з паливом із природного урану при використанні досяжного і недорогого теплоносія. Першим реактором з графітовим сповільнювачем і ядерним паливом з металевого природного урану була критична збірка, що охолоджується повітрям при природній його циркуляції.

Графіт має високу уповільнюючу здатність ξΣs=0,0626, низький переріз поглинання теплових нейтронів Σα=3,87·10-4 см-1 й коефіцієнт уповільнення, що дорівнює ξΣs/Σα=162. Велика довжина дифузії нейтронів у чистому графіті L=56,4 см призводить до значних розмірів реакторів з графітовим сповільнювачем, що перевищує розміри реакторів із сповільнювачем на звичайній воді (L=2,69 см). Особливо це відноситься до реакторів з паливом із природного урану, витік нейтронів з яких повинний бути дуже малим, й, щоб забезпечити необхідний баланс нейтронів (запас реактивності), необхідно збільшити його розміри.

Мал. 2.18. Принципові схеми реакторів BWR, PWR, HWR і AGR

Тепловий к.к.д. реактора з ядерним паливом із природного урану не перевищує 30% й визначається допустимою температурою палива та оболонок твела. Проблеми тепловідведення й невисока радіаційна стійкість металевого урану обмежують енергонапруженість й глибину вигорання палива значеннями 5 МВт/т та 3600 МВт·доб/т відповідно.

Канальні реактори з графітовим сповільнювачем вперше були сконструйовані в 1940-х роках. Як енергетичні ядерні блоки ці реактори використані на першій АЕС (5 МВт (ел.), 1954 р.), Сибірській АЕС (1958 р.), Білоярській АЕС (300 МВт(ел.), 1964 р.), на потужних АЕС нового покоління з блоками РБМК-1000 (ел.), починаючи з першого блоку Ленінградської АЕС (1973 р.) і далі на Курській, Чорнобильській, Смоленській АЕС та ін. У 1983 р. стала до ладу перша черга Ігналінської АЕС з потужнішим реактором РБМК-1500 (ел.).

На мал. 2.19 наведено розріз реактора РБМК-1000. Реактор складається з активної зони, бічного відбивача, верхнього й нижнього торцевих відбивачів нейтронів. Реактор розміщується в бетонній шахті розміром 21,6×21,6–25,5 м та спирається на бетон основи шахти. Реакторний простір, обмежений металевим циліндричним кожухом та верхньою і нижньою сталевими плитами, містить графітову кладку (сповільнювач нейтронів) циліндричної форми, що складається із зібраних в колони блоків перетином 250×250 мм з наскрізними циліндричними отворами діаметром 114 мм. У цих отворах встановлюються трубні технологічні канали й канали систем управління та захисту (СУЗ). Вони кріпляться до верхньої й нижньої металевих конструкцій, для цього в ці конструкції вварені спеціальні тракти-труби (мал. 2.20).

Активна зона РБМК-1000 має форму вертикального циліндра з еквівалентним діаметром 11,8 м й заввишки 7 м. Вона оточена боковим графітовим відбивачем завтовшки 90 см, верхнім та нижнім графітовими відбивачами нейтронів завтовшки 50 см.

У кладці графітового сповільнювача в осередках квадратних решіток з кроком 250 мм розташовано 1693 технологічні канали й 179 каналів СУЗ з кроком 700 мм, квадратні решітки розміщення яких повернені на 45° щодо ґраток технологічних каналів.

Корпус трубного технологічного каналу (див. мал. 2.20) зварений з декількох частин. Середня частина, що знаходиться в активній зоні ядерного реактора, є трубою розміром 88?4 мм зі сплаву цирконію з ніобієм (Zr–2,5% Nb). Ця труба сполучена з верхньою й нижньою кінцевими частинами з іржостійкої сталі спеціальними перехідниками зі сталі й цирконію, виготовленими дифузійним зварюванням.

У технологічний канал на спеціальній підвісці вводиться тепловиділяюча паливна касета (мал. 2.21), що є послідовним з'єднанням двох тепловиділяючих збірок твелів завдовжки 3,5 м кожна. Кожна тепловиділяюча збірка містить 18 стрижньових твелів (мал. 2.22), які дистанціюються й кріпляться до центральної несучої труби десятьма сталевими дистанціюючими решітками стільникового типу. У центральній трубі розміром 15?1,25 мм із цирконієвого сплаву розміщується датчик контролю рівня енерговиділення. Маса касети 185 кг, маса ядерного палива (UO2) в касеті – 130 кг.
Мал. 2.19. Поперечний розріз реактора РБМК 1000: 1 – активна зона; 2 – бічний відбивач; 3 – кожух; 4 – графітова кладка; 5 – трубний технологічний канал; 6 – верхній торцевий відбивач; 7 – нижній торцевий відбивач; 8 – кільцева газова порожнина; 9 – верхня металоконструкція;10 – нижня металоконструкція; 11 – індивідуальні канали водяних комунікацій; 12 – індивідуальні канали пароводяних комунікацій; 13 – кільцевий водяний бак; 14 – бічна ізоляція з піску; 15 – бетонна шахта реактора; 16 – захист з серпентиніту в коробчатій металоконструкції; 17 – нижні блоки захисту зі сталі; 18 – верхні блоки захисту зі сталі; 19 – плитний настил із залізобарієвого серпентинітового цементуМал. 2.21. Тепловиділяюча касета реактора РБМК 1000: 1 – нижня ТВЗ; 2 – верхня ТВЗ; 3 – твели; 4 – несуча труба; 5 – дистанціонуюча решітка; 6 – направляючий хвостовик; 7 – підвіска; 8 – наконечник вміст пари на виході з активної зони складає 14,5%.Мал. 2.20. Технологічний канал реактора РБМК 1000: 1 – верхній об'ємний біологічний захист; 2 – верхня захисна металоконструкція; 3 – технологічний канал; 4 – графітова кладка; 5 – ТВЗ; 6 – центральна труба технологічного каналу; 7 – нижня опорна металоконструкція

Паливне завантаження РБМК-1000 містить 61000 твелів із паливними таблетками з двооксиду урану UO2 зі збагаченням ураном-235 (1,8 або 2%), маса урану в завантаженні активної зони реактора 192 тонни. Середнє вигорання ядерного палива в реакторі 18,5·103 МВт·доб/т, тривалість перебування касети з ядерним паливом в активній зоні 3 роки. РБМК-1000 працює в режимі безперервного перевантаження ядерного палива за допомогою розвантажувально-завантажувальної 

Регулювання потужності реактора здійснюється стрижнями СУЗ, розташованими в каналах розміром 88×3 мм, що містять матеріали, які ефективно поглинають нейтрони. Стрижні приводяться в рух сервоприводами, розташованими над активною зоною. Органи регулювання забезпечують зменшення густини потоку нейтронів й потужності ядерного реактора зі швидкістю 4% за годину, в аварійних випадках реактор може бути зупинений за 12–16 секунд.

Основними перевагами реакторів даного типу є:

• відсутність у канальних ядерних реакторах масивного дорогого сталевого корпусу, що розширює можливості спорудження реакторів великої потужності й дозволяє привернути до створення ядерних реакторів промисловість, не пов'язану із виготовленням складних товстостінних корпусів масою ~ 300 тонн;

• виключення утруднень, пов'язаних із транспортуванням великогабаритних корпусів реакторів;

• можливість працювати в режимі АТЕЦ, яка вперше була здійснена на Білібінській АЕС (Чукотка, сел. Білібіно) у 1974 р., де разом з виробництвом електроенергії одночасно проводився відбір теплоти в кількості (15–20)·10⁶ ккал/год Мал. 2.22. Циліндричний стрижньовий твел реактора машини, щодоби перевантажуються дві-три касети.

Нагріта до температури 270°С вода теплоносія під тиском 7 МПа знизу зі швидкістю 20 м/с подається в технологічний канал, на виході з якого вода знаходиться в стані розгорненого кипіння (температура 284°С). Як і в киплячих реакторах інших типів, утворена в активній зоні пароводяна суміш подається до барабанів-сепараторів, і пара, після відділення її від води, спрямовується в турбіни. Середній з кожного із чотирьох блоків тепловою потужністю 62000 кВт.

Високотемпературні газоохолоджувані реактори із графітовим сповільнювачем

Переваги використання графіту як уповільнювача нейтронів у порівнянні з уповільнювачами зі звичайної й важкої води полягає в тому, що можна досягти високої температури активної зони ядерного реактора. Крім того, графіт дешевший за важку воду й відрізняється механічною міцністю, що спрощує конструкцію активної зони та ядерного реактора. Малий переріз поглинання нейтронів та хороші уповільнюючі властивості графіту дозволяють ядерним реакторам на теплових нейтронах використовувати ядерне паливо із природного урану (без збагачення). Проте низький вміст матеріалу (0,7% урану-235), здатного до поділу, призводить до низького рівня вигорання ядерного палива в реакторах, що працюють на паливі з природного урану. З цієї причини в удосконалених газоохолоджуваних реакторах використовується збагачений уран.

При досягненні вищих параметрів газоохолоджувані ядерні реактори з графітовим сповільнювачем пройшли три етапи розвитку: реактори з ядерним паливом із металевого природного урану з газовим теплоносієм СО2; реактори з ядерним паливом зі збагаченого урану у вигляді двооксиду UO2 з газовим теплоносієм СО2; високотемпературні реактори із високозбагаченим керамічним ядерним урановим паливом та гелієвим теплоносієм.

Гази мають малі перерізи поглинання нейтронів й дають можливість отримувати високі температури теплоносія на виході з реактора. Енергетична система з уран-графітовим реактором, активна зона якого охолоджується газом, може працювати в замкнутому газотурбінному циклі прямого перетворення ядерної енергії в механічну при достатньо високій температурі газу. Газові теплоносії мають низьку густину й теплоємність, внаслідок чого зростає масова витрата теплоносія через активну зону реактора, що негативно впливає на економіку енергетичної установки. Ефективний к.к.д. реального газотурбінного циклу ηі залежно від природи використовуваного газу вимагає оптимального ступеня підвищення його тиску π_опт, при якому коефіцієнт корисної роботи буде максимальним (мал. 2.23).

Мал. 2.23. Залежність ефективного к.к.д. ядерної газотурбінної установки ηі від ступеня підвищення тиску πопт для різних газівАналіз показує, що при температурі газового теплоносія порядку 1000 К й к.к.д. турбіни та компресора 0,85–0,88 при оптимальному ступені підвищення тиску для гелію πопт, ≈  2–3 величина к.к.д. реального циклу досягає ηі≈30–32%. Тому найпростіший цикл ядерної газотурбінної установки за економічними показниками поступається двоконтурним високотемпературним газоохолодженим реакторам (ВТГР, НТGR) з паровою турбіною в другому контурі. Проте простота ядерної установки, що працює в замкнутому газотурбінному циклі, менший абсолютний тиск, висока маневреність й кращі масогабаритні характеристики дуже вигідні при використанні таких енергетичних систем для транспортних та космічних установок невеликої потужності.

Мал. 2.24. Дослідницький ядерний центр в Ок Ріджі (штат Теннессі), створений у 1942 р.

Перший уран-графітовий ядерний реактор з газовим охолоджуванням активної зони тепловою потужністю 200 Вт мав повітряне конвекційне охолоджування. Весною 1943 р. в Ок-Ріджській національній лабораторії (ORNL, США) (мал. 2.24) для отримання вагових кількостей плутонію з урану-238 було запущено уран-графітовий реактор потужністю більше 2000 кВт (досягнута потужність 4000 кВт) з примусовим повітряним охолоджуванням (мал. 2.25).

Мал. 2.26. Поперечний переріз реактора «Magnox»: 1 – корпус реактора; 2 – твели; 3 – графітовий сповільнювач; 4 – завантажувальні канали; 5 – система направляючих труб; 6 – канали із запобіжними клапанами; 7 – кришка; 8 – завантажувальна машина; 9 – нейтронний захист; 10 – парогенератор; 11 – радіальні решітки; 12 – газодувка; 13 – двигун газодувки; 14 – струни, що створюють попередню напругу бетону; 15 – нагнітальна камера; 16 – люк для доступу персоналу; 17 – канал для СО2; 18 – опорні колони; 19 – паропроводи і трубопроводи для живильної води

Мал. 2.25. Реактор Х в Ок РіджіОбидва реактори використовували природний уран без збагачення як ядерне паливо і поклали початок розвитку ядерних газоохолоджуваних реакторів. Наступним етапом у розвитку реакторів даного типу стали аналогічні конструкції в Уїндскейлі (Англія) і в Маркулі (Франція), які охолоджувалися вуглекислим газом СО2. У 1956 р. була запущена перша АЕС з чотирма газоохолоджуваними уран-графітовими реакторами електричною потужністю по 40 МВт кожен в Колдер-Холлі (Англія). Паливом в ядерному реакторі служив природний уран в оболонці зі сплаву магнію «Магнокс», завдяки чому ці реактори отримали назву магноксових.

Наступним етапом у розвитку уран-графітових ядерних реакторів стало введення до лав експлуатованих в 1971 р. АЕС в Уїльфі (Англія) з двома магноксовими ядерними реакторами електричною потужністю по 655 МВт кожний, із завантаженням активної зони природним ураном (595 тонн), охолоджуваної вуглекислим газом СО2 під тиском 2,8 МПа. Рівень вигорання палива досягав 3,5 МВт·доба/кг, к.к.д. – 26%.

Графітова активна зона магноксових реакторів являла собою горизонтальний циліндр заввишки 10 м і діаметром 15 м, розміщений у сталевому кожусі з товщиною стінки 10 см (мал. 2.26). Сталевий кожух, вміщений в корпус із попередньо напруженого залізобетону з товщиною стінки 3 м, слугував внутрішньою стінкою корпусу тиску. Графітова кладка активної зони була пронизана каналами для розміщення твелів й теплоносія. Перевантаження палива проводилося в процесі експлуатації без зупинки ядерного реактора. Температура теплоносія на виході з активної зони досягала 414°С, що на 100°С вище, ніж у легководних ядерних реакторах. Пара вироблялася в газоводяних теплообмінниках.

Мал. 2.28. Касета з твелами для вдосконаленого газоохолоджуваного реактора AGRПодальший розвиток конструкцій цих реакторів в Англії привів до створення більш вдосконалених газоохолоджуваних уран-графітових ядерних реакторів AGR (мал. 2.27), конструкція яких аналогічна конструкції магноксових, але вдалося підвищити к.к.д. реактора, рівень вигоряння ядерного палива й потужність без збільшення капітальних витрат. У реакторах AGR магноксові твели з паливом із природного урану були замінені твелами із низькозбагаченого урану (~2% урану-235) в оболонці з іржостійкої сталі, яка дозволила підвищити температуру поверхні твелів до 760°С. В ядерному реакторі AGR паливні елементи розжарюються до червоного свічення, температура вуглекислого газу на виході з активної зони досягає 650°С при тиску 4 МПа. У результаті к.к.д. підвищується до 42% (АЕС у Хінклі-Поїнті й АЕС в Хантерстоні, Англія, які почали працювати в 1976 р., табл.2.6).

Корпус реактора AGR із попередньо напруженого залізобетону – циліндричний, зовнішній діаметр 25,9 м, висота 29,3 м, товщина стінки 6,4 м. Вісім парогенераторів розміщено в циліндричних порожнинах діаметром 2,75 м усередині бетонної стінки корпусу (мал. 2.27. вигляд з боку А). Газодувки встановлені під парогенераторами.

Активна зона реактора вміщена в сталеву оболонку діаметром 13,1 м з товщиною стінки 19 мм, зовні охолоджувана водою, зверху закривається кришкою, котра пронизана каналами для перевантаження ядерного палива. Потік газового теплоносія організований так. що забезпечується температура графіту на рівні 325–500°С, яка відповідає мінімуму запасеної в нім енергії й мінімальному його радіаційному розпуханню. Температура газу на вході до активної зони 290°С, на виході з неї 650°С.

Мал. 2.27. Система циркуляції теплоносія у вдосконаленому газоохолоджуваному реакторі AGR: 1 – газодувка з двигуном; 2 – активна зона; 3 – канали для обмотки стягуючими струнами; 4 – парогенератор; 5 – верхня кришка; 6 – канали для перевантаження палива; 7 – стрижень регулюванняКонструкція активної зони реактора AGR діаметром 9,3 м і заввишки 8,2 м формується з кільцевих графітових блоків, з яких складається колона. Усередині цих блоків в каналах розміщуються 324 паливних касети з твелами, створюючи квадратну решітку з кроком 457 мм. Стандартна паливна касета AGR містить 37 циліндричних твелів з паливом із низькозбагаченого урану. Оболонки твелів з іржостійкої сталі мають оребрення (мал. 2.28). Кожна паливна збірка має довжину 1041 мм. Вісім таких збірок встановлюються послідовно одна за одною й стягнуті стрижнем, ця касета повністю завантажується й вивантажується з реактора.

Таблиця 2.6. Основні характеристики газоохолоджуваних енергетичних реакторів на теплових нейтронах

Характеристика	AGR Hinkley-Point B	HTGR-1160	THTR-300
Реактор
Потужність, МВт:
теплова	1493	3000	750
електрична
брутто	625	1175	310
нетто	621	1160	300
К.к.д. нетто, %	41,6	38,6	40,0
Активна зона
Еквівалентний діаметр, м	9,1	8,4	5,6
Висота, м	8,3	6,3	5,1
Енергонапруженість, кВт/л	2,76	8,6	6,0
Питома потужність палива, кВт/кг	13,1	76,5	115
Кількість ТВЗ	308	3944	675000*
Завантаження палива, т	114U	1,725U+37,5Th	0,33U+6,22Th
Вигоряння палива, МВт·добу/кг	18	98	113
Паливо	UO2 (збагачення 2,0–2,55%); таблетки з отвором; внутрішнім діаметром 5,1 мм, зовнішнім діаметром 14,5 мм; оболонка – іржостійка сталь	Th – 235U (збагачення 93%) частинки, покриті оболонкою, дисперговані в графітових стрижнях діаметром 15,6 мм	Крупка з оксиду U-Th, діаметром 0,44 мм, покрита піролітичним вуглецем, диспергована в кульових графітових твелах діаметром 6 см; 0,96 г 235U (збагачення 93%), 9,62 г Th на один кульовий твел
Органи регулювання	44 регулюючих стрижнів з бором в оболонці з іржостійкої сталі, 21 стрижень аварійного захисту	73 пари стрижнів з центральними отворами, що складаються із В4С й графіту	36 стрижнів у боковому відбивачі й 42 стрижня аварійного захисту, котрі вводяться в засипку твелів активної зони
	Перший контур
Теплоносій	СО2	Не	Не
Повна витрата теплоносія, т/год	13250	5080	1080
Тиск, МПа	4,3	5,1	4,0
Температура на вході, °С	292	316	260
Температура на виході, °С	645	741	750
	Другий контур
Паропродуктивність, т/год	2200	3900	930
Тиск пари, МПа	16	16,9	18
Температура пари °С	538	510	530
Паливний цикл:
вигоряння палива, МВт·добу/кг	18	98	113
режим перевантажень	На ходу, безперервно, три канали на тиждень	На зупиненому реакторі	На ходу, безперервно

* Число кульових твелів.

Мал. 2.29. Паливо для високотемпературних реакторів: а – частинка з матеріалу, що ділиться, вкрита трьома шарами піролітичного вуглецю (С(Рв) та одним шаром карбіду кремнію (SiC); б – частинка з сировинного матеріалу, вкрита двома шарами піролітичного вуглецю; в – частинки на різних стадіях виготовлення; гелеподібні (найбільші), висушені й прожарені (найменші); г – паливний стрижень із спечених частинок; д – перетин графітового паливного блоку для АЕС у Форт Сент Врейні (1 – паливний канал; 2 – канал для регулюючого стрижня; 3 – отвір для маніпулювання паливом; 4 – канал для теплоносія); е – ізометричний вигляд паливного блоку, в якому показано декілька каналів

 

 

При подальшому підвищенні температури газового теплоносія до ~1000°С вуглекислий газ стає непридатним через його хімічну взаємодію з графітом, також стає непридатною й іржостійка сталь. У зв'язку з цим були побудовані прототипи високотемпературних газоохолоджуваних уран-графітових ядерних реакторів із теплоносієм з гелію, обмеження енергонапруженості й глибини вигоряння ядерного палива були подолані створенням дисперсного палива. У липні 1965 р. вийшов на повну потужність ядерний реактор «Dragon» тепловою потужністю 20 МВт у Вінфрісі (Англія), у 1966 р. досяг критичності та підключений до мережі реактор у Peach Bottom електричною потужністю 40 МВт (США), у 1967 р. був підключений до мережі ядерний реактор AVR з кульовими твелами в Юліху (Німеччина).

Після успішної експлуатації прототипів уран-графітових високотемпературних реакторів HTR в Peach Bottom (США) та «Dragon»  (Англія) фірмою «Gеneral Atomic» у США був побудований перший працюючий повномасштабний енергетичний високотемпературний ядерний реактор з гелієвим охолоджуванням електричною потужністю 330 МВт, що увійшов до складу АЕС у Fort St. Vrein. Реактор досяг критичності у 1974 р. й почав працювати на номінальному рівні потужності у 1979 р. У цей же час починають розроблятися проекти ядерних енергоблоків на основі високотемпературних ядерних реакторів у США (HTGR, 1160 MВт (ел.)), у Германії був побудований в 1972 р. реактор з кульовими твелами THTR (300 МВт (ел.)) (див. табл. 2.6).

Мал. 2.30. Дві конструкції високотемпературного газоохолоджуваного реактора (HTGR): а – торієвий високотемпературний реактор з кульовими твелами (THTR) в Уентропі (ФРН); б – реактор у Форт Сент Врейні (США); 1 – корпус реактора із попередньо напруженого бетону; 2 – введення палива; 3 – стрижень регулювання; 4 – ГЦН; 5 – активна зона з насипним шаром кульових твелів; 6 – графітовий відбивач; 7 – теплообмінник і парогенератор; 8 – вивантаження відпрацьованих твелів; 9 – насос аварійної системи охолоджування; 10 – перевантажувальна машина; 11 – стрижень регулювання; 12 – активна зона з гексагональних призматичних блоків

Мал. 2.31. Активна зона високотемпературного газоохолоджуваного реактора у Fort St. Vrain: 1 – потік теплоносія; 2 – відбивач; 3 – активна зона; 4 – канали для стрижнів регулювання

 

Мал. 2.32. Структура графітової кладки у високотемператур ному газоохолоджуваному реакторі у Fort St. Vrеin: 1 – опорний блок для внутрішніх елементів активної зони; 2 – технологічний отвір; 3 – замикаючий елемент; 4 – замок блоку бічного відбивача; 5 – гексагональний елемент бічного відбивача; 6 – канал для стрижня регулювання; 7 – блок бічного відбивача; 8 – штир блоку бічного відбивача; 9 – борована сторона розпірки відбивача; 10 – циліндричний барабан активної зони; 11 – опорний блок для зовнішніх еле ментів активної зони; 12 – штир

Успіх концепції високотемпературних газоохолоджуваних ядерних реакторів із графітовим сповільнювачем пов'язаний з конструкцією паливних елементів, що є графітовими призмами гексагонального перерізу, стрижнями або кулями (діаметром

?60 мм), у матеріалі яких дисперговані паливні частинки з оксиду або карбіду урану діаметром 100-400 мкм. Ці частинки вкриті декількома шарами графіту й карбіду кремнію, які наносяться методом пиролізу метану або ацетилену (мал. 2.29). Весь графіт в активній зоні ядерного реактора знаходиться у складі тепловиділяючих елементів, котрі витягаються після закінчення кампанії палива. Корпус ядерного реактора робиться з бетону, армованого сталевими обручами і попередньо напруженими сталевими канатами. Через верхню кришку корпуса проходять канали, які використовуються для перевантаження палива і розміщення приводів стрижнів регулювання (мал. 2.30).

У реакторах HTGR і THTR використовувався торій-урановий паливний цикл з паливною композицією із суміші частинок високозбагаченого урану й частинок з торію. Матеріал (93% урану-235), що ділиться, у вигляді частинок діаметром 200–800 мкм вкритий піролітичним вуглецем і шаром карбіду кремнію товщиною 150–200 мкм. Частинки торію у вигляді оксиду ThO2 вкриті тільки піровуглецем. Діаметр частинок сировинного матеріалу (ThO) в два рази більший діаметру паливних частинок. І ті, й інші частинки дисперговані спільно в графіті й утворюють твели стрижньової геометрії (HTGR) або кульові твели (THTR). У HTGR твели вміщені в гексагональні призматичні блоки графіту, створюючі гексагональні тепловиділяючі збірки (ТВЗ) (мал. 2.31–2.33). Обидві конструкції HTGR і THTR класифікуються як крупні дослідні реактори.
Мал. 2.33. Система циркуляції теплоносія у високотемпературному газоохолоджуваному реакторі у Fort St. Vrеin: 1 – проходки для перевантаження палива; 2 – стрижні регулювання; 3 – клапани; 4 – відбивач; 5 – активна зона; 6 – піддон активної зони; 7 – парогенератор; 8 – гелієва газодувка (циркулятор); 9 – корпус реактора із попередньо напруженого бетону; 10 – холодний гелій; 11 – гарячий гелій Мал. 2.34. Схема конструкції реактора НТТR: 1 – труба приводу стрижнів управління й захисту; 2 – постійний відбивач; 3 – замінюючий відбивач; 4 – механізм утримання активної зони; 5 – паливний елемент; 6 – блок гарячої вентиляції; 7 – опорний стовп; 8 – нижній блок вентиляції; 9 – графітовий блок; 10 – дно активної зони; 11 – опорна плита; 12 – опорна решітка активної зони; 13 – труба допоміжного теплоносія; 14 – труба виходу основного теплоносія

Прототипи високотемпературних газоохолоджуваних реакторів вже пройшли успішні випробування (таблиця 2.7) в США й Європі. У процесі експлуатації перших високотемпературних гахоохолоджуваних реакторів були виявлені недоліки. що знижують їх потенційні можливості. У зв'язку з цим частину цих установок переведено в режим «безпечної зупинки» із подальшим демонтажем. Роботи з усунення виявлених недоліків, розробка нових вдосконалених конструкцій й будівництво високотемпературних газоохолоджуваних уран-графітових реакторів нового IV покоління відповідно до програми МАГАТЕ INPRO розгортання енергетичних інноваційних технологій здійснюють США, Китай, ПАР, Японія, Німеччина (таблиця 2.8).

У 1991 р. за замовленням Японського інституту ядерної енергетики (JAERI) було розпочато будівництво експериментального ядерного реактора НТТR з тепловиділяючими збірками блокової конструкції за ліцензією фірми «Gеnеral Atomic» (США), що побудувала перший повномасштабний енергетичний високотемпературний ядерний реактор на AЕС у Fort-St.Vrein електричною потужністю 330 МВт. За запропонованою JAERI концепцією новий ядерний реактор НТТR повинен забезпечувати економне виробництво електроенергії за допомогою гелієвого турбогенератора й виробляти високотемпературне тепло для різних технологічних процесів, зокрема для отримання водню. Реактор досяг критичності в листопаді 1998 р., з вересня 1999 р. він працює в експериментальному режимі і 19 квітня 2004 р. температура гелію на виході з реактора досягла 950°С. Основні технічні характеристики реактора НТТR наведені в таблиці 2.9, схема конструкції представлена на мал. 2.34.

Таблиця 2.7. Зупинені та демонтовані ВТГР

Показники	АЕС (країна)
	AVR (Німеччина)	«Dragon» (Великобри- танія)	в Peach Bottom (США)	THTR (Німеччина)	в Fort-St.-Vrеin (США)
Теплова потужність, МВт	46	20	115	750	842
Електрична потужність, МВт	15	–	40	300	330
Призначення	Експеримент	Експеримент	Експеримент	Експеримент	Експеримент
Тип твелів	Кульовий	Стрижньовий	Стрижньовий	Кульовий	Блоковий
Максимальна температура гелію, °С	950	750	770	750	842
Роки експлуатації	1995–1998	1966–1975	1965–1988	1985–1988	1976–1989
Стан	Зупинений	У стадії демонтажу	У стадії демонтажу	Зупинений	Частково демонтований

Таблиця 2.8. ВТГР, що проектуються, будуються і введені в експлуатацію

Реактор	НТR-10	HTTR	Modul	PBMR	GAC-600
Країна	Китай	Японія	Німеччина	ПАР	США
Теплова потужність, МВт		30	200	265	600
Електрична потужність, МВт	10 3	–	80	110	286
Призначення	Експеримент Газова турбіна	Експери- мент Технологічне тепло	Промислова електроенер- гетика	Виробництво електроенергії за допомогою газової турбіни	Виробництво електроенергії Газове використання
Тип твелів	Кульовий	Блоковий	Кульовий	Блоковий	Блоковий
Максимальна температура гелію, °С	700	850 (950)	700	900	850
Максимальна температура при аварії, °С	<1000	<1600	<1500	<1600	<1600
Cтан	У стадії будівництва	Працює	Детальне проектування	Детальне проектування	Детальне проектування

Таблиця 2.9. Технічні характеристики реактора НТТR

Характеристика	Значення
Теплова потужність, МВт	30
Теплоносій	Газоподібний гелій
Температура Не на виході реактора °С	850 (штатний режим) 950 (високотемпературний режим)
Температура Не на вході реактора, °С	395
Тиск Не, МПа	4,0
Витрата Не, кг/с	12,4 (штатний режим) 10,2 (дослідний режим)
Конструкційний матеріал АЗ	Графіт
Висота АЗ, м	2,9
Діаметр АЗ, м	2,3
Густина енерговиділення, МВт/м3	2,5
Паливо	Низькозбагачений UO2
Збагачення палива, % мас.	3–10 (середнє 6)
Тип палива	Призматичні блоки
Матеріал КД реактора	Хромо-молібденова сталь
Число петель охолоджуючого контура	1

Не дивлячись на невелику потужність, НТТR є напівпромисловим експериментальним реактором з відповідним технологічним оснащенням. Контур циркуляції теплоносія (мал. 2.35) містить гелій під тиском 4 МПа з температурою на вході в реактор 395°С. Мал. 2.35. Контур циркуляції теплоносія HTTR

 Мал. 2.36. Приміщення реактора НТТR: 1– підйомний кран; 2 – перевантажувальна машина; 3 – проміжний теплообмінник; 4 – охолоджувач з водою під тиском; 5 – активна зона; 6 – реактор (корпус контейнмента); 7 – корпус реактора; 8 – сховище відпрацьованого палива; 9 – повітряне охолодження

Корпус високого тиску з товщиною стінки 80 мм має всередині стоки теплоти, сполучені з реактором коаксіальним трубопроводом, в якому гелій рухається в протилежних напрямах. Велика частина теплоти передається в теплообміннику, що охолоджується водою під тиском. Паралельно з ним розташований теплообмінник гелій/гелій потужністю 10 МВт. Реактор, теплообмінники й захист розташовані у великому сталевому корпусі, який разом з допоміжними пристроями, що оточують його, встановлений під землею й лише велика верхня кришка захисного резервуару знаходиться на рівні землі. Над кришкою розташовується реакторний зал та машини для перевантаження ядерного палива (мал. 2.36).
Мал. 2.37. Структура паливної збірки реактора НТТR

Активна зона ядерного реактора побудована за принципом «стрижні в блоці». Тепловиділяючі паливні елементи являють собою пресовані компакти у вигляді порожнистих циліндрів, що містять паливні частинки з покриттям високої щільності; вони встановлені в тонкостінні точно оброблені графітові трубки, які розміщуються у вертикальних каналах гексагональних графітових блоків, що є тепловиділяючою збіркою (мал. 2.37).

Гексагональні блоки збирають в колони. Аналогічні блоки, що не містять ядерного палива, утворюють відбивачі дна й кришки ядерного реактора, а також внутрішню частину бічного відбивача. Окремі колони служать для розміщення в каналах стрижнів системи управління захистом (мал. 2.38).

Китайський високотемпературний ядерний реактор НТR-10, побудований для відпрацювання технології HTGR у КНР, досяг критичності в грудні 2000 р. Досвід його експлуатації закладений в основу конструкції могутнішого реактора HTGСR (High Temperature Gas Cooled Reactor) з теплоносієм із гелію, яка розроблена компаніями «Interatom» і «Siemens». Реактор має теплову потужність 200 МВт, температура гелію на виході 700°C (у режимі отримання пари) й 950°С – у режимі джерела теплоти для технологічних цілей. На мал. 2.39 схематично представлений HTR-10 (прототип реактора HTGСR-200).

У ПАР компанією «ESKOM» з 1994 р. розробляється ядерний реактор РВМR (Pebble Bed Modular Reactor) із засипкою активної зони кульовими твелами (див. мал. 2.29), що містять паливні частинки з покриттям TRISO, тепловою потужністю 400 МВт, призначений для отримання електроенергії в одноконтурній установці з гелієвою турбіною. У центрі активної зони реактора розміщується відбивач із суцільного графіту, в каналах якого розміщуються органи регулювання. Температура палива досягає 1130°С, що забезпечує низьке забруднення турбіни продуктами ділення ядерного палива. Оцінки показують, що утримання продуктів ділення в паливі реактора РВМR (тобто у кульових твелах) забезпечується при температурі не вище 1600°С.

Мал. 2.38. Внутрішня структура реактора НТТR: 1 – обмежувач активної зони; 2 – блок бокового захисту; 3 – клин; 4 – гаряча вентиляція; 5 – активатор перемішування; 6 – напрямна опора активної зони; 7 – опорна плита активної зони; 8 – нижній блок; 9 – графітовий блок; 10 – нижній блок вентиляції; 11 – стовп активної зони; 12 – блок перемикання вентиляції; 13 – блок ущільнення вентиляції; 14 – корпус реактора; 15 – постійний відбивачМал. 2.39. Переріз першого контура установки HTR 10
Мал. 2.40. Розміщення компонентів ядерної енергетичної установки (ЯЕУ) GT MHR

Відповідно до оцінок у даний час забезпечення конкурентоздатності реактора РВМR можливе при вартості його спорудження 1000–1500 дол. США за один кіловат встановленої потужності. Будівництво демонстраційної АЕС з реактором РВМR буде реалізовано в Коберзі (ПАР). Досвід експлуатації демонстраційної АЕС тепловою потужністю 400 МВт буде використаний при будівництві повномасштабної АЕС з 4–8 модулів для роботи в базовому навантаженні.

GT-MHR (Gas Turbine-Modular Helium Reactor) – модульний реактор з гелієвим теплоносієм тепловою потужністю 600 МВт – розробляється в рамках російсько-американської програми утилізації збройового плутонію. У рамках цієї ж програми розробляється комерційний варіант з урановим паливом. Установка GT-MHR поєднує в собі модульний ядерний уран-графітовий реактор MHR, що охолоджується гелієм, і високоефективну газотурбінну установку GT з перетворенням теплової енергії в замкнутому одноконтурному циклі (цикл Брайтона). Обидві установки сполучено коротким трубопроводом, котрий служить для подачі гелію з активної зони реактора в систему перетворення теплової енергії в механічну. Ядерно-енергетична установка, що складається з двох корпусів, розміщується в бетонному бункері нижче за рівень землі (мал. 2.40). У таблиці 2.10 наведені технічні характеристики ядерноенергетичної установки GT-MHR.

Нагрівання гелію в активній зоні ядерного реактора відбувається низхідним потоком газу, що проходить через канали в паливних елементах. Після нагріву гелій надходить в газову турбіну, де газ розширюється, забезпечуючи привід генератора і компресорів. Після виходу з турбіни гелій надходить до «гарячої» частини рекуператора, потім до теплообмінника попереднього охолоджування і до компресорів низького і високого тиску, зазнаючи проміжного охолоджування. З компресора високого тиску потік гелію подається до «холодної» частини рекуператора і повертається до ядерного реактора.

Таблиця 2.10. Технічні характеристики ЯЕУ GT MHR

Потужність реактора, МВт (тепл.)	600
Температура Не на вході та виході АЗ, °С	491/850
Тиск Не на вході та виході АЗ, МПа	7,07/7,02
Витрата Не, кг/с	320
Температура Не на вході й виході турбіни, °С	848/511
Тиск Не на вході й виході турбіни, МПа	7,01/2,64
Температура Не на вході й виході «гарячої» сторони рекуператора, °С	511/125
Температура Не на вході й виході «холодної» сторони рекуператора, °С	105/491
Електрична потужність (нетто), МВт (ел.)	286
К.к.д. (нетто) установки, %	43

У реакторі MHR передбачається використання керамічного палива на основі сферичних паливних частинок з матеріалу, що ділиться або відтворюється, з покриттям типу TRISO (багатошарове тугоплавке покриття). Покриття має високу корозійну стійкість і є бар'єром, котрий запобігає виходу продуктів ділення ядерного палива до потоку газового теплоносія. При нормальній експлуатації ядерного реактора MHR температура ядерного палива не перевищує 1250°С, покриття TRISO термічно стійке до 2000°С.

Мал. 2.42. Ізотермічний вигляд системи PWR: 1 – нижня опорна плита; 2 – радіальна опора; 3 – нижні решітки активної зони, 4 – вхідний отвір (люк); 5 – обечайка; 6 – верхні решітки активної зони; 7 – введення теплоносія; 8 – опорна колона; 9 – кожух активної зони; 10 – опорний виступ; 11 – верхня опорна плита; 12 – верхня кришка; 13 – проушина для захвату; 14 – привід стрижня регулювання; 15 – канал для введення датчиків; 16 – тепловий кожух; 17 – кожух стрижня регулювання; 18 – пружина, що працює на стиснення; 19 – направляюча стрижня регулювання; 20 – направляючий вал стрижня регулювання; 21 – збірка стрижнів регулювання; 22 – вихідний патрубок теплоносія; 23 – дистанціонуючі ребра; 24 – корпус реактора; 25 – ТВЗ; 26 – тепловий захист; 27 – плита для розподілу витрати теплоносія; 28 – опорна колона активної зони; 29 – направляюча каналу для введення датчиків
Паливні частинки з покриттям TRISO діаметром 650–850 мкм змішуються з вуглецем, а потім піддаються компактуванню в паливні таблетки діаметром 13 мм й висотою 51 мм. Ці таблетки розміщуються в тонкостінних точно оброблених графітових трубках, які розташовуються у вертикальних отворах гексагональних блоків, що є паливними збірками (довжина 793 мм, максимальний розмір поперечного перетину 360 мм). Активна зона ядерного реактора формується 102 колонами з ТВЗ, кожна колона містить 10 ТВЗ, встановлених одна на одну. Блоки графітового відбивача розташовані усередині активної зони й на її периферії (мал. 2.41).

Мал. 2.41. Конструкція активної зони реактора MHR

 

Мал. 2.43. Тепловиділяючий паливний елемент (твел) стрижньового типу (а), тепловиділяюча збірка твелів (б) і її розріз (в), перетин активної зони (г) реактора з водою під тиском PWR фірми «Вестінгауз»: а: 1 – оболонка з циркалою; 2 – таблетка з UO₂; 3 – гвинтова пружина, що працює на стиснення в об'ємі для збирання газоподібних продуктів ділення; б: 1 – нижній патрубок; 2 – дистанціонуючі решітки; 3 – направляюча поглинаючого стрижня; 4 – твел стрижньового типу; 5 – верхній патрубок; 6 – поглинаючий стрижень; 7 – збірка стрижнів регулювання; в: 1 – твел стрижньового типу (208); 2 – направляюча стрижня регулювання (16); 3 – канал для датчиків; г: 1 – корпус реактора; 2 – тепловий захист; 3 – ТВЗ; 4 – місцеположення внутрішньозонних датчиків; 5 – місцеположення збірки стрижнів регулювання; 6 – кожух активної зони

Конструкція активної зони дозволяє використовувати призматичні ТВЗ і засипання активної зони кульковими твелами (як в реакторі РВМR в ПАР). Використання циклу Брайтона в схемі з газовою турбіною дозволяє досягти надзвичайно високого значення термічного к.к.д., він складає приблизно 48%. Це скорочує викиди тепла в атмосферу на 50% у порівнянні з традиційними водоохолоджуваними ядерними реакторами, а виробництво актиноїдів на одиницю вироблюваної електроенергії у порівнянні з легководяними ядерними реакторами – на 60%.

Реактори з водою під тиском

Реактори з водою під тиском з'явилися вперше як енергетичні установки для атомних підводних човнів (США, «Наутілус», 1954 р.). Успішний досвід експлуатації реактора такої конструкції у військово-морському флоті ініціював створення першої експериментальної енергетичної установки для мирних цілей. У 1957 р. була пущена АЕС «Шиппінгпорт» потужністю 60 МВт (ел.) з водо-водяним реактором (сповільнювач нейтронів й теплоносій – звичайна вода Н2О). Сучасні реактори такого типу, що споруджуються в різних країнах, мало відрізняються один від одного, оскільки засновані на однакових технічних принципах. На мал. 2.42 наведена типова конструкція реактора такого типу фірми «Вестінгауз».

Активна зона ядерного реактора містить близько 40000 стрижньових твелів в 193 тепловиділяючих збірках (ТВЗ), кожна ТВЗ містить 208 твелів (мал. 2.43). Паливне завантаження активної зони реактора складає 88 тонн оксидного UО2 таблетованого палива зі збагаченням ~2,5% за ураном-235. Корпус реактора виготовлений з низьколегованої сталі, висота 13 м, діаметр 4,4 м, товщина стінок 22 см. На мал. 2.43, в показаний розподіл рухомих стрижнів регулювання в ТВЗ. Стрижні регулювання виготовлені зі сплаву срібла, що містить 15 мас. % індію й 5 мас. % кадмію, які мають великі перетини захвату теплових нейтронів. Всього в активній зоні реактора 1060 таких стрижнів. Як головний метод регулювання реактивності (і потужності реактора) використовують борну кислоту Н3ВО3, яку вводять в теплоносій за допомогою спеціальної системи уприскування. Борна кислота циркулює в першому контурі теплоносія і бор, що входить до її складу, виконує функцію вигоряючого поглинача нейтронів. При запуску ядерного реактора зі свіжим паливом в активній зоні концентрація борної кислоти близько 0,15%, але до часу перевантаження палива вона знижується практично до нуля. Концентрацію борної кислоти регулюють в бічному контурі, що містить випарну аніонобмінну систему.

Фізичні параметри активної зони реактора PWR з водою під тиском: електрична потужність 1100 МВт, температура теплоносія (Н2О) 317°С, тиск теплоносія 16 МПа, к.к.д. 32%, вигоряння палива 33000 МВт·добу/т, коефіцієнт розмноження нейтронів К∞ = 1,29 (у холодному стані), і К? =1,18 (при робочій температурі), температурний коефіцієнт реактивності – негативний і дорівнює 1·10^-3 % ΔК/(К, °С), середня густина потоку нейтронів 2,16·10¹³ (теплових) й 3·10¹⁴ (швидких) нейтронів/(см²·с).

Тепловиділяючі збірки твелів не можна використовувати до 100% витрати (вигоряння) урану-235. Ділення ядер урану-235 приводить до утворення продуктів ділення – атомних ядер, багато з яких мають дуже великі перетини захвату нейтронів (більше 100 барнів) і конкурують з ланцюговою реакцією ділення в процесах захвату нейтронів. Перш ніж ядерний реактор буде «отруєний» цими продуктами ділення, тепловиділяючі збірки доводиться замінювати. Це здійснюється за допомогою завантажувальної (розвантажувальною) машини. Відпрацьовані ТВЗ завжди витримують («охолоджують»), щоб знизити радіоактивність і залишкове тепловиділення, протягом декількох місяців в басейнах-сховищах, заповнених водою і розташованих у будівлі реактора.

Мал. 2.44. Реактор ВВЕР 1000: 1 – кришка корпуса; 2 – ущільнення дахуl; 3 – привід кластера; 4 – ущільнені шахти; 5 – привід; 6 – тепловий екран; 7 – шахта кластера; 8 – гранований пояс; 9 – активна зона

Мал. 2.45. Касета з твелами реактора ВВЕР 1000: 1 – хвостовик; 2, 3 – нижня і середня дистанціонуючі решітки; 4 – труба чохол (у серійному реакторі відсутня); 5 – твел; 6 – верхні дистанціонуючі решітки; 7 – стрижень поглинач; 8 – направляюча трубка, 9 – головка; 10 – пружинні фіксатори

Відпрацьовані ТВЗ можна пізніше переробляти, щоб виокремити невигорілий матеріал, що ділиться, а також будь-який сировинний (відтворюючий) матеріал. Атоми сировинного матеріалу можна перетворити на атоми елементів, що діляться, наприклад уран-238, захоплюючи нейтрони, перетворюється на здатний до ділення плутоній-239. Хімічна переробка відпрацьованого ядерного палива дозволяє видалити з нього продукти ділення, деякі з них є достатньо цінними. Проте велику частину продуктів ділення не виділяють індивідуально, а зберігають як радіоактивні відходи (РАВ). Виокремлений здатний до ділення матеріал можна використовувати для виготовлення свіжого ядерного палива.

Реактори подібного типу фірми «Вестінгауз» є переважаючим типом ядерного реактора на АЕС в країнах Європи. Аналогічні типи реакторів (ВВЕР) були створені в СРСР і широко використовуються в Росії та інших країнах. На Україні також використовується серійний реактор ВВЕР-1000 аналогічного типу (електрична потужність 1000 МВт). Реактор ВВЕР-1000 складається з таких же конструкційних вузлів, що і PWR, але має деякі особливості (мал. 2.44).

Корпус реактора має два ряди по чотири патрубки діаметром 850 мм, на рівні верхнього і нижнього рядів цих патрубків знаходяться два патрубки діаметром 300 мм для приєднання трубопроводів системи аварійного охолоджування активної зони (САОЗ). Корпус реактора, виготовлений з перлітової сталі 15Х2НМФА, зсередини плакований шаром іржостійкої сталі.

В активній зоні ВВЕР-1000 діаметром 3,16 м і заввишки 3,56 м розміщуються 163 шестигранних ТВЗ з розміром «під ключ» 234 мм (мал. 2.45).

ТВЗ містить 331 стрижень, з них 312 тепловиділяючих паливних елементів стрижньового типу (твелів), 18 направляючих трубок для пучка регулюючих стрижнів системи управління і захисту (СУЗ) і центральної трубки для кріплення дистанціонуючих решіток (мал. 2.45). Твели в збірці розташовуються по трикутній решітці з кроком 12,75 мм, висота касети твелів 4,66 м. В активній зоні ВВЕР1000 ТВЗ розташовані по трикутній решітці з кроком 241 мм (мал. 2.46). Вага ТВЗ 735 кг, маса ядерного палива UO2 в ТВЗ 488 кг. Механізм СУЗ має 61 привід, які об'єднуються в групи. Приводи СУЗ переміщують пучки (кластери) з 18 стрижнів – поглиначів нейтронів з карбіду бору В4С всередині ТВЗ в спеціальних направляючих трубках. Повільне регулювання реактивності в активній зоні реактора здійснюється введенням борної кислоти Н3ВО3 в теплоносій в кількості до 13,5 г Н3ВО3/кг Н2О.

 Мал. 2.46. Поперечний переріз ТВЗ й активної зони ВВЕР 1000 Рівненської АЕС Реактори з киплячою водою (BWR – Boiler Water Reactor) поклали початок промисловому використанню ядерної енергії в США. Перша ліцензія на енергетичний ядерний реактор з киплячою водою була отримана в 1956 р., а в 1960 р. було закінчено будівництво і запущена перша демонстраційна АЕС «Дрезден» електричною потужністю 180 МВт. У 1963 р. була побудована і запущена промислова АЕС «Ойстер Крік» (США) з енергоблоком BWR, експлуатація якої показала конкурентоздатність атомних електростанцій в порівнянні з електростанціями на органічному паливі.

Сучасні ядерні реактори з киплячою водою, експлуатовані в різних країнах, мають майже однакову конструкцію. На мал. 2.47 наведена схема конструкції реактора BWR/6 фірми «General Electric» на АЕС «Grand Gulf» (США, штат Міссісіпі). Теплова потужність, що генерується в активній зоні реактора, 3833 МВт, електрична потужність блоку 1250 МВт. Активна зона, парогенератори і осушувачі пари в реакторі BWR розміщені в корпусі тиску з низьколегованої сталі діаметром 6,4 м, заввишки 22 м, товщина стінки корпусу 152 мм, зсередини корпус плакований аустенітною іржостійкою сталлю. Корпус має знімну кришку. Циліндрична активна зона BWR зібрана з ТВЗ квадратного перетину (мал. 2.48) довжиною 3,6 м (800 паливних збірок), встановлених рядами на опорній перфорованій плиті (мал. 2.49). Верхня плита над активною зоною утримує верхні кінці тепловиділяючих елементів. Активна зона оточена кожухом з іржостійкої сталі, який разом з корпусом реактора формує кільцевий зазор (мал. 2.50).

Мал. 2.47. Конструкція реактора з киплячою водою BWR на АЕС «Grand Gulf» (США): 1 – сопло системи розбризкування води; 2 – пароосушувач; 3 – парогенератори; 4 – вхід живильної води; 5 – розпорошувач живильної води; 6 – трубопровід системи розбризкування води в активній зоні; 7 – кожух активної зони; 8 – направляюча лопатка; 9 – плита активної зони; 10 – вихід циркулюючої води; 11 – опорна юбка корпусу реактора; 12 – внутрішньореакторні датчики; 13 – приводи стрижнів регулювання; 14 – вхід води у водоструминний насос; 15 – паливні касети; 16 – водоструминний насос; 17 – верхня направляюча конструк ція; 18 – розпорошувач води в активній зоні; 19 – вхід води системи уприскування низького тиску; 20 – вихід води системи уприскування; 21 – вихід пари

Мал. 2.48. Модуль активної зони BWR з чотирьох ТВЗ і органу регулювання («General Electric»): 1 – твел; 2 – трубка з водою; 3 – стрижень зв'язки

Мал. 2.49. Поперечний переріз активної зони BWR («Grand Gulf», США): 1 – стрижень регулювання; 2 – внутрішньореакторні датчики; 3 – перетин, зображений на мал. 2.48; 4 – паливна касета

У кільцевому зазорі зверху вниз тече теплоносій, котрий надходить до нагнітальної камери під опорною плитою активної зони. З цієї камери вода (теплоносій), що забезпечує уповільнення нейтронів і охолоджування тепловиділяючих елементів (твелів), надходить знизу догори до активної зони і кипить у верхній її частині. Необхідну швидкість теплоносія забезпечують 24 водоструминних насоси, котрі встановлені в зазорі між кожухом активної зони і корпусом реактора (див. мал. 2.50). Вода до водоструминних насосів подається двома відцентровими насосами зовнішніх петель контура циркуляції. Об'єм води, що прокачується (до 30% всієї рециркулюючої води), і швидкість її циркуляції через реактор можна змінювати в зовнішній частині контура. Регулювання витрати води через активну зону реактора дозволяє змінювати в ній вміст пари і швидкість її випаровування. Збільшення частки пари у воді активної зони зменшує уповільнення нейтронів (і, отже, реактивність), що може бути використане для регулювання потужності реактора (до 25% номінального значення) без участі стрижнів регулювання.

Мал. 2.50. Корпус BWR із системами циркуляції і вприскування високого і низького тиску: 1 – осушувачі пари; 2 – сепаратори пари; 3 – контур примусової циркуляції; 4 – активна зона; 5 – циркуляційний насос; 6 – запорний клапан; 7 – регулюючий клапан; 8 – струминний насос; 9 – запорний клапан; 10 – трубопровід живильної води від турбіни; 11 – паропровід до турбіни

Мал. 2.51. Аварійна система охолоджування киплячого реактора фірми «ASSA АТОМ»: 1 – активна зона; 2 – нижній сухий відсік; 3 – приводи стрижнів регулювання; 4 – ГЦН; 5 – мокрий відсік; 6 – фільтр; 7 – продувочні труби; 8 – відсічний і зворотний клапани; 9 – верхній сухий відсік; 10 – басейн–сховище палива; 11 – басейни для обслуговування активної зони реактора; 12 – перевантажувальна машина; 13 – басейн–сховище опроміненого палива; 14 – система зрошування захисної оболонки (сухий відсік); 15 – уприскування охолоджувача (при низькому тиску); 16 – допоміжна живильна вода (при високому тиску); 17 – система зрошування активної зони; 18 – система зрошування мокрого відсіку; 19 – допоміжна система охолоджування мокрого і сухого відсіків з приводом від дизельного двигуна; 20 – насоси; 21 – теплообмінник; 22 – канал для охолоджуючої води

Пароводяна суміш, котра пройшла через активну зону, надходить до відцентрових сепараторів, де після відділення пари вода повертається через кільцевий зазор до циркулюючого потоку теплоносія. Пара проходить вгору через паровисушувачі й прямує до турбіни з температурою 286°С під тиском ~7 МПа.

Активна зона ядерного реактора з киплячою водою складається з тепловиділяючих збірок, кожна ТВЗ містить 8?8 тепловиділяючих елементів (твелів) діаметром 12,3 мм; оболонка твела зроблена зі сплаву цирконію (циркалой-2), діаметр паливної таблетки 10,6 мм. Використання індивідуальних ізольованих каналів для охолоджування твелів дозволяє регулювати потік теплоносія в кожному пучку твелів. Для вирівнювання тепловиділення в кожній касеті встановлені твели з різним ступенем збагачення палива. Два стрижні в центрі касети не містять палива й заповнені водою (так звані «водяні стрижні»), вони забезпечують додаткове уповільнення нейтронів й зменшують падіння потоку нейтронів у центрі касети.

Вигоряння ядерного палива в процесі роботи реактора компенсується вигоряючим поглиначем нейтронів – гадолінієм, котрий додається до паливних таблеток. Середнє збагачення палива в касеті при рівноважному паливному циклі 2,2–2,8%. Між квадратними ТВЗ переміщуються хрестоподібні поглинаючі стрижні, що містять карбід бору В4С, котрий поглинає нейтрони. Ці стрижні вводяться до активної зони знизу за допомогою гідравлічних приводів, що дозволяють провести швидку аварійну зупинку ядерного реактора (мал. 2.51).
Мал. 2.52. Захисна оболонка для BWR: 1 – захисна будівля; 2 – оболонка; 3 – реакторний колодязь; 4 – реактор; 5 – захисна стінка реактора; 6 – шахта реактора; 7 – гідрозатвор; 8 – горизонтальні канали; 9 – басейн зниження тиску; 10 – напрям транспортування палива

Вигоряння палива в реакторі BWR складає 28,4 МВт·добу/кг, середня енергонапруженість активної зони – 54 кВт/л, середня питома потужність палива – 23 кВт/кг.

Вивантажене з активної зони ядерного реактора відпрацьоване ядерне паливо транспортується із заповненого водою реакторного колодязя над активною зоною (мал. 2.52) спеціальним каналом до басейну зберігання, що розташований в сусідній будівлі. Кількість перезавантажуваних ТВЗ залежить від компанії – виробника ядерного палива і складає одну чверть або одну третину від повного завантаження активної зони. Залежно від цього тривалість роботи ядерного реактора між перезавантаженнями складає 12 або 18 місяців відповідно. При однорічному циклі тривалість зупинки реактора на перевантаження складає близько 30 діб. При перезавантаженні палива ТВЗ, що не досягли проектного вигоряння, переставляються до інших місць активної зони.

Для BWR з одноконтурною тепловою схемою особливо важливе значення має проблема радіоактивного забруднення теплоносія (води). Радіоактивне забруднення води залежить від складу домішок, що містяться в ній, котрі при взаємодії з нейтронами утворюють радіоактивні елементи в різних ядерних реакціях. Взаємодія нейтронів з киснем води призводить до утворення ізотопу азоту 16N з періодом напіврозпаду Т1/2=7,13 с. Багаторічна експлуатація киплячих реакторів показала, що проведення профілактичних робіт на турбіні, конденсаторі й живильних насосах не ускладнюється утвореними у воді радіоактивними елементами, що перейшли до складу пари, через короткий період їх напіврозпаду.

Енергетичні реактори з важководяним сповільнювачем

Перевага використання важкої води D2О для уповільнення нейтронів полягає в малому перерізі поглинання теплових нейтронів (воно в 212,5 разів менше, ніж у звичайної води Н2О), що поєднується з високою уповільнюючою здатністю (ξΣs/Σα =5860), яка в 94,5 раз вище, ніж у води Н2О, і в 35,3 раз вище, ніж у графіту. Це дозволяє використовувати як паливо природний уран без збагачення. Проте для цього необхідно забезпечити співвідношення об'ємів сповільнювача D2О і палива UО2, що дорівнює ~20, це призводить до великої відстані між паливними каналами і, отже, до низької енергонапруженості активної зони реактора. Хороший баланс нейтронів і висока жорсткість їх енергетичного спектру (високий інтегральний потік нейтронів, що уповільнюються) створюють в реакторах з важководяним сповільнювачем умови для інтенсивної генерації з урану-238 плутонію-239. Низьке поглинання нейтронів важководяним сповільнювачем забезпечує високу ефективність використання урану-235: на одиницю маси урану-235 у важководяному реакторі виділяється в 2 рази більше енергії, ніж у реакторі зі сповільнювачем із звичайної води, при цьому 50% цього енерговиділення пов'язане з діленням плутонію-239, що утворюється в реакторі з урану-238. Вивантажуване відпрацьоване ядерне паливо важководяних реакторів містить в 2 рази більше плутонію-239, ніж вивантажуване відпрацьоване ядерне паливо реакторів зі сповільнювачем із звичайної води. Ефективний баланс нейтронів дозволяє розглядати важководяний реактор як кандидата для конверсії торія-232 в уран-233 в торієвому паливному циклі. Високе значення коефіцієнта ділення η=2,29 для урану-233 в тепловому спектрі нейтронів важководяного реактора і вищий, ніж у урану-238, перетин радіаційного захвату нейтронів (n, γ) торієм-232, приводить до рівноважного напрацювання урану-233 порядку 16 г/кг Тh, тоді як напрацювання плутонію-239 в цьому ж реакторі і в такій же реакції (n, γ) складає 2,7 г/кг U.

Перші великі ядерні реактори зі сповільнювачем з важкої води були побудовані в США близько 1950 р. з метою виробництва матеріалів для ядерної зброї. У даний час найпоширенішим реактором зі сповільнювачем з важкої води D2О є реактор канадського виробництва CANDU (CANada Deuterium Uranium – зареєстрована торгова марка фірми AECL). Цей реактор (мал. 2.53, 2.54) не тільки пройшов успішні випробування в Канаді, де його виробництво й експлуатація здійснюються під спостереженням фірми AECL, але був предметом продажу до інших країн – Індії, Південної Кореї, Аргентини, Румунії.

Після накопичення досвіду експлуатації демонстраційного енергетичного реактора NPD (Nuclear Power Demonstration Reactor), який почав працювати в 1962 р., й прототипу реактора CANDU потужністю 200 МВт (ел.), запущеного в дію в 1967 р. на АЕС «Duglas Point», було побудовано чотири енергоблоки на АЕС «Pickering A» (провінція Онтаріо, Канада) по 515 МВт й чотири блоки по 740 МВт на АЕС «Bruce». Наступний блок з ядерним реактором CANDU потужністю 640 МВт був запущений в 1982 р. на АЕС «Point Lepreau». Ці атомні електростанції виявилися настільки вдалими за експлуатаційними характеристиками, що було побудовано і введено до експлуатації ще 12 блоків з реакторами CANDU: чотири на АЕС «Pickering A» по 516 МВт, чотири – на АЕС «Bruce» по 750 МВт і чотири на новому майданчику «Darlington» по 880 МВт. Коефіцієнти використання встановленої потужності на всіх енергетичних блоках АЕС були в межах 80–90%.

Мал. 2.53. Спрощена схема реактора CANDU: 1 – парогенератор; 2 – активна зона

При створенні ядерних реакторів CANDU передбачалося, що немає необхідності в підприємствах зі збагачення уранового палива ізотопом урану-235, це дозволило Канаді заощадити мільярди доларів. Застосування важкої води як уповільнювача нейтронів в реакторах CANDU знизило витрати на паливний цикл, хоч і вимагало великих капітальних вкладень в її виробництво. Проте, виходячи із забезпечення сучасних вимог по безпеці (у частині запобігання повторній критичності при аваріях), потрібне застосування низькозбагаченого урану (до 1–1,5%), що істотно погіршує економічні показники. Недоліком реактора CANDU також є невисокий робочий тиск теплоносія, що призводить до низьких параметрів пари на турбогенераторі в порівнянні з PWR і ВВЕР. Величина к.к.д. енергоблоків з реакторами CANDU знаходиться в діапазоні 28–30% (проти 33–34% для PWR й ВВЕР) і поступається вищому к.к.д. теплових електростанцій на органічному паливі (до 42–45%).

Мал. 2.54. Загальний вигляд реакторного приміщення CANDU енергоблоку 600 МВт (ел.) (AECL): 1 – резервуар води аварійного охолодження захисної оболонки; 2 – клапан системи аварійного охолодження захисної оболонки; 3 – компенсатор тиску; 4 – парогенератор; 5 – мостовий кран приміщення парогенераторів; 6 – циркуляційний насос першого контуру; 10 – міст перевантажувальної машини; 11 – транспортний пристрій; 12 – ланцюгова лінія перевантажувальної машини; 13 – експлуатаційний шлюз перевантажувальної машини; 14 – двері експлуатаційного шлюзу; 15 – бак системи охолодження; 16 – короб теплообмінника; 17 – короб для роздаточних трубопроводів теплоносія; 18 – теплообмінник сповільнювача; 19 – циркуляційний насос сповільнювача

Типи ядерних реакторів з важководяним сповільнювачем нейтронів

Важководяні ядерні реактори класифікуються за типом вживаного теплоносія (D2О, Н2О, газоподібний СО2, органічні рідини) і за конструкцією (канального або корпусного типу). У таблиці 2.11 наведені всі різновиди ядерних реакторів з важководяним сповільнювачем нейтронів.

У канальному реакторі твели розташовані в трубах-каналах, якими циркулює теплоносій. Ці труби проходять через корпус реактора (бак), що містить сповільнювач D2О, температура і тиск якого підтримуються на відносно низькому рівні. У корпусній конструкції важководяний сповільнювач під високим тиском прокачується через корпус, що містить активну зону, до теплообмінників, передаючи тепло звичайній воді другого контура (мал. 2.55).

Недоліком важководяних реакторів канального типу є складна система з'єднання великої кількості каналів з теплоносієм в єдиний контур, що призводить до значного збільшення вартості. Використання важкої води D2О як теплоносія у важководяному реакторі канального типу можливе тільки в двоконтурній схемі, наявність парогенераторів в якій помітно збільшує загальну вартість системи.

Використання у важководяному реакторі канального типу як теплоносія Н2О дозволяє застосувати прямий одноконтурний цикл перетворення ядерної енергії, виключає теплообмінники, знижує завантаження системи важкою водою D2О і зменшує вартість системи. Недоліком такої системи є обмеження на рівень енергії, що виділяється твелами, для виключення утворення парової плівки на їх поверхні.

Використання як теплоносія газів (гелію й газоподібного СО2) дозволяє підняти температуру ядерного палива й збільшити термодинамічний к.к.д. системи. Але при цьому виникають підвищені вимоги до матеріалів, котрі використовуються для виготовлення оболонок твелів й труб каналів. Жароміцні матеріали мають вищі перерізи поглинання теплових нейтронів, ніж зазвичай використовувані сплави цирконію. Це порушує баланс нейтронів та впливає на економіку паливного циклу. Обмеження на температуру оболонок твелів не дозволяє досягти такої ж густини енерговиділення, як в системі з водяним охолоджуванням звичайною водою.

Застосування органічних теплоносіїв з достатньо низькою летючістю дозволяє реактору працювати при високій температурі, але при помірному тиску в системі охолоджування. Органічні рідини «Сантовакс», терфеніл або суміш його ізомерів, дитолілметан, гідротерфеніл, температура кипіння яких при нормальному тиску знаходиться в діапазоні 280°–400°С, вже використовуються як теплоносії. Будучи вуглеводневими сполуками із співвідношенням атомних концентрацій вуглецю і водню С/Н=0,55–1,30, органічні теплоносії добре уповільнюють нейтрони й мало активуються. Щоб реактор з важководяним сповільнювачем та органічним теплоносієм був економічно ефективний, необхідно використовувати щільніше уранове паливо, ніж UO2 (?=10,5 г/см³). У даний час вважається, що переваги, пов'язані з використанням органічних теплоносіїв, недостатні, щоб припинити будівництво канальних важководяних реакторів з паливом із природного урану, охолоджуваних звичайною водою.

Таблиця 2.11. Типи ядерних реакторів зі сповільнювачем нейтронів з важкої води D2О

Теплоносій	D2О		Н2О	Органічний	СО2
Конструкція	Канальна	Корпусна	Канальна	Канальна	Канальна	Корпусна
	CANDU- PHW	«Маврікен» (Швеція)	SHGWR (Англія)	WR-1	БL-4	Богуніца
		«Атуча» (Аргентина)	CANDU- BLW (Канада)	(Канада)	(Франція)	(Чеська Респ.)

Ядерний реактор з важководяним сповільнювачем і важководяним теплоносієм CANDU3PHW (див. мал. 2.53, 2.54) є базовим реактором у структурі атомної енергетики Канади. Вибір реактора CANDU як основи розвитку ядерної енергетики в Канаді був мотивований наявністю в країні великих природних ресурсів природного урану і великими ресурсами електроенергії гідроелектростанцій, яку можна було використовувати для отримання важкої води. Економіка сучасних ядерних реакторів CANDU будується на базі відкритого паливного циклу з природним ураном, при якому ядерне паливо тільки один раз проходить через реактор, а потім складується. Відкритий паливний цикл на природному урані має певні переваги, оскільки він виключає досить дорогі процеси збагачення і переробки ядерного палива, відпрацьованого в активній зоні реактора. При економічній оцінці такого паливного циклу вартість плутонію, що міститься у відпрацьованому ядерному паливі, не враховується. Проте у випадку, якщо це паливо перероблятиметься, плутоній становитиме певну цінність.

Економіка важководяних ядерних реакторів визначається в основному співвідношенням двох протилежних чинників: високої вартості системи (конструкції) через високу вартість сповільнювача (важкої води D2О) і низької вартості паливного циклу завдяки високоефективному використанню ядерного палива. Хоча капітальна вартість важководяної системи CANDU висока, але потреба в природному урані для цих реакторів в ~2 рази менше, ніж ядерних реакторів однакової потужності на легкій воді (PWR, BWR). Це дозволяє вважати, що реактори CANDU матимуть перевагу у разі збільшення світової потреби в урані через низьку паливну складову приведених витрат.

Мал. 2.55. Порівняння конструкцій важководяних реакторів канального і корпусного типів, виходячи із циркуляції теплоносія: 1 – до парогенератора; 2 – із парогенератора; 3 – на злив до дренажного баку

Найближча перспектива поліпшення характеристик CANDU пов'язана з підвищенням термодинамічного к.к.д. при збільшенні температури теплоносія, що вимагає створення жароміцних сплавів цирконію для поліпшення балансу нейтронів. Проте подальший розвиток реакторів CANDU пов'язаний з перспективою використання торій-уранового паливного циклу при високому к.к.д., який можна досягти, використовуючи органічний теплоносій, що добре уповільнює нейтрони.

Важководяні реактори експлуатуються в Канаді, Японії, Кореї, Китаї, Індії і Європі. Єдиним реактором CANDU-6, що працює в Європі, є блок «Chernavoda-1» електричною потужністю 650 МВт (Румунія), проте до 2020 р. планується ввести в лад ще чотири блоки з такими ж реакторами. Електрична потужність енергоблоків, що діють, з ядерними реакторами CANDU не перевищує 750 МВт, проте розроблений проект реактора CANDU електричною потужністю 1200 МВт.

Важка вода в ядерному реакторі CANDUPHW використовується як сповільнювач і теплоносій. Важководяний сповільнювач заповнює горизонтальний циліндричний корпус реактора діаметром 8 м з аустенітної іржостійкої сталі під тиском, близьким до атмосферного, з температурою 60–70°С, і має власну систему охолоджування. Товщина стінки корпусу 29 мм. У ланцюзі циркуляції сповільнювача 280 т D2О.

Через корпус реактора паралельно його осі проходять 390 паливних каналів, виготовлених зі сплаву цирконію (циркалой-2 або Zr-2,5% Nb), в яких розміщуються ТВЗ. Корпус реактора, «прошитий» паливними каналами, називається «каландр». Паливні канали заповнюються важководяним теплоносієм під тиском 10 МПа, щоб запобігти кипінню D2О. Важководяний теплоносій циркулює через паливні канали і теплообмінники другого контура. Кожна канальна труба пов'язана з циркуляційним насосом і парогенератором (мал. 2.56). Контур теплоносія містить ~160 т важкої води, температура якої на вході в паливний канал 250–270°С, на виході з нього 290–310°С. Для теплоізоляції сповільнювача паливні канали вміщені всередину інших труб (співвісно з ними) з кільцевим зазором, заповненим азотом.

Мал. 2.56. Принципова теплова схема реактора CANDU (AECL): 1 – водяна пара; 2 – легководяний конденсат; 3 важководяний теплоносій; 4 – важководяний сповільнювач; 1' – паропровід; 2' – парогенератори; 3' – циркуляційні насоси першого контура; 4' – компенсатор тиску; 5' – колектори теплоносія; 6' – каландр; 7' – реактор; 8' – паливний канал; 9' – циркуляційний насос сповільнювача; 10' – теплообмінник сповільнювача

Реактор CANDU-PHW завантажується паливом з природного урану (двооксид урану UО2) у формі холодноспечених таблеток, що заповнюють стрижньові тепловиділяючі елементи з оболонкою завтовшки 0,3–0,4 мм з циркалоя, які формують паливні касети з 28–37 твелів завдовжки 495 мм (мал. 2.57). Дистанціонування твелів усередині касет і касет усередині паливних каналів забезпечується циркалоєвими прокладками, привареними до кожуха касети. У кожному паливному каналі встановлюються 12 касет одна за одною. Перевантаження палива здійснюється без зупинки ядерного реактора перевантажувальними механізмами, встановленими з обох кінців каналу. Пересування касет в сусідніх каналах проводиться в протилежних напрямах, щоб забезпечити аксіальну симетрію щільності потоку нейтронів. Глибина вигоряння ядерного палива ~8 МВт·добу/кг і вище, тривалість кампанії палива складає тільки 20–30% кампанії палива легководних реакторів (200 діб), к.к.д. реактора 29%. Вивантажуване відпрацьоване ядерне паливо містить 0,2% урану-235 і 0,3% плутонію.

Мал. 2.57. Тепловиділяюча збірка реактора CANDU з 37 твелів: 1 – циркалоєва кінцева кріпильна решітка; 2 – циркалоєва кінцева заглушка; 3 – циркалоєві направляючі й дистанціонуючі виступи; 4 – таблетки з двооксиду урану; 5 – графітовий прошарок; 6 – оболонка твела; 7 – внутрішні дистанціонуючі решітки; 8 – канальна труба

Регулювання реактивності за нормальних умов роботи реактора забезпечують 14 трубних камер усередині активної зони, які заповнюються звичайною водою, що поглинає нейтрони, знижуючи реактивність.

Для зупинки ядерного реактора передбачена додаткова система регулювання з 18 компенсуючих стрижнів, які вводять вертикально між паливними каналами. Матеріалом, що поглинає нейтрони, є кобальт.

Швидка зупинка реактора здійснюється скиданням 11 кадмієвих стрижнів, встановлених над корпусом.

При запуску ядерного реактора, повністю завантаженого свіжим паливом, реактивність здатна виходити за межі, які можна компенсувати органами регулювання. У цьому випадку до сповільнювача може бути доданий бор або гадоліній, які легко виводяться з важкої води в процесі іонообміну.

При досягненні рівноважного паливного циклу реактивність підтримується на необхідному рівні перезавантаженням палива. У випадку зменшення реактивності зі швидкістю 0,04% на добу при вигорянні палива необхідно його перезавантажувати з швидкістю дев'ять паливних касет за добу.

Пустотний коефіцієнт реактивності реактора CANDU-PHW позитивний. Осушення всіх паливних каналів при рівноважному паливному циклі збільшує реактивність на 0,75%. Секціонування першого контура теплоносія на декілька паралельних петель дозволяє обмежити швидкість перехідних процесів і сплеск реактивності рівнем, який може бути перекритий стрижнями аварійної зупинки ядерного реактора.

Кінетика важководяних реакторів значно інерційніша, ніж у реакторів інших типів. Час життя нейтронів у CANDU досягає 50 мс й значно перевершує час життя нейтронів в легководних реакторах (0,1 мс). Тому у важководяних реакторах первинна швидка реакція на зміну реактивності (підскік потужності на миттєвих нейтронах) відбувається значно повільніше.

Цьому сприяє вплив на кінетику важководяного реактора фотонейтронів з реакції взаємодії ?-квантів з енергією більше 2,23 МеВ, що випускаються з продуктів ділення, з дейтерієм

Фотонейтрони народжуються із запізненням, яке визначається періодом напіврозпаду радіоактивних продуктів ділення, випускаючих γ-кванти, і цей час запізнювання набагато більший за періоди напіврозпаду випромінювачів запізнілих нейтронів. У таблиці 2.12 наведені основні характеристики серійного ядерного важководяного реактора CAND-PHV канадської фірми AECL.

У корпусній конструкції (мал. 2.58) важководяний уповільнювач заповнює корпус ядерного реактора, що витримує високий тиск, й може бути відокремлений від важководяного теплоносія тонкими трубами, не розрахованими на високий тиск, оскільки і сповільнювач, і теплоносій знаходяться під однаковим тиском, який необхідний для виключення кипіння. Однією з переваг важководяного реактора корпусного типу є відсутність системи складних колекторів, необхідних в конструкції канального типу для з'єднання великої кількості каналів з теплоносієм в єдиний контур. До недоліків цієї конструкції слід віднести необхідність підтримувати високий тиск сповільнювача в корпусі реактора, який призводить до обмежень на геометричні розміри корпуса, що диктуються паливом з природного урану.

У важководяному ядерному реакторі «Atucha» (Аргентина) охолоджування паливних каналів з розташованими в них паливними касетами здійснюється важкою водою під тиском. Сповільнювач знаходиться під таким же тиском, що і теплоносій, і вміщений в корпус тиску. Високий тиск виключає закипання теплоносія, і технологічна схема охолоджування аналогічна схемі водо-водяних реакторів з водою під тиском типу ВВЕР або PWR (див. мал. 2.58).

До достоїнств ядерних реакторів CANDUPHW з важководяним сповільнювачем і теплоносієм слід віднести: низьку вартість паливного циклу завдяки високоефективному балансу нейтронів; CANDU-PHW є кращим із існуючих ядерних реакторів напрацьовувачем плутонію.

Недоліками цих реакторів є: надзвичайно низький к.к.д. (29%); капітальна вартість реактора CANDU-PHW на 10–15% вище, ніж будьякого легководяного ядерного реактора; проблема запобігання витокам важкої води D2О з гарячого контура теплоносія під високим тиском; утворення радіоактивного тритію і його витік в атмосферу, що призводить до негативного впливу на біосферу.

У зв’язку з цими недоліками реактори CANDU-PHW не отримали широкого розвитку.

Інші типи важководяних ядерних реакторів

CANDU3BLM – важководяний ядерний реактор з киплячою легкою водою –використовує легководяний теплоносій й зберігає переваги важководяного сповільнювача нейтронів. Перевагою канальної конструкції CANDU є можливість використання інших теплоносіїв. Використання в ядерному реакторі канального типу CANDU-BLM як теплоносія легкої води Н2О дозволяє організувати прямий одноконтурний цикл перетворення енергії поділу урану, виключає застосування складних теплообмінників, що разом зі зменшенням завантаження важкою водою знижує вартість системи. Витік теплоносія із контура в такій системі приносить менше неприємностей, але рівень радіоактивності в турбіні буде вищий, оскільки турбіна безпосередньо пов'язана з активною зоною ядерного реактора.

Мал. 2.58. Корпусна конструкція важководяного ядерного реактора CANDU PHW «Atucha» (Аргентина): А – стрижні регулювання; В – ущільнення каналу; С – спускова труба сповільнювача; D – наплавлення; Е – вхід теплоносія від насоса; F – вихід теплоносія на парогенератор; G – підживлення високого тиску; G1 – відведення високого тиску (спускова труба); Н – вихідний канал сповільнювача; J – система детектування паливних елементів; K – корпус сповільнювача (бак); L – корпус тиску реактора; М – паливні труби і канали охолоджування; N – направляючі труби стрижнів регулювання; Р – опорний клин; Q – нижня опорна хрестовина

 

Таблиця 2.12. Основні характеристики серійного важководяного реактора CANDU PHW фірми AECL

Потужність, МВт
теплова	2156
електрична
брутто	680
нетто	633
К.к.д. нетто, %	29,4
Активна зона
Еквівалентний діаметр, м	6,28
Висота, м	5,94
Енергонапруженість зони, кВт/л	11
Питома потужність, кВт/кг	24
Кількість паливних каналів	380
Повне завантаження палива, т	86
Крок решітки каналів, см	28,6
Вигоряння вивантажуваного урану, МВт·добу/кг	7,0
Режим перевантажень	Безперервно, на ходу
Вміст у відпрацьованому паливі, %:
235U	0,2
плутонію, що ділиться	0,3
Твели
Паливо	UO2
Збагачення урану, %	0,72 (природний)
Матеріал оболонки	Циркалой
Зовнішній діаметр оболонки, мм	13,1
Товщина оболонки, мм	0,38
Номінальна лінійна потужність твела, Вт/см:
зовнішнього ряду ТВЗ	508
проміжного ряду ТВЗ	417
внутрішнього ряду ТВЗ	365
Органи регулювання
Кількість легководяних регуляторів	14
Кількість кадмієвих стрижнів	4
Кількість сталевих стрижнів	21
Аварійний захист
Кількість кадмієвих блоків зупинки	28
Кількість пристроїв уприскування розчину гадолінію до сповільнювача	6
Перший контур
Витрата теплоносія через активну зону, т/с	7,6
Тиск, МПа	10
Температура на вході, °С	267
Температура на виході, °С	310
Другий контур
Паропродуктивність, т/с	1,05
Тиск пари, МПа	4,7
Температура пари, °С	260

Іншим недоліком схеми з киплячим теплоносієм слід вважати обмеження на рівень потужності ядерного реактора для запобігання утворенню плівки пари на поверхнях твелів.

Прототип такого ядерного реактора працював у Квебеку (Канада) з 1971 по 1980 рр. Однією із головних проблем при експлуатації цього реактора було дослідження можливості його роботи з позитивним пустотним коефіцієнтом реактивності, який з'являється при кипінні теплоносія. Вимірювання показали наявність великого позитивного коефіцієнта реактивності близько 10-4 (?К/К) на 1% збільшення потужності реактора. Проте практично при регулюванні реактора жодних серйозних проблем у зв'язку з цим не виникло, оскільки постійна часу, що характеризує запізнювання утворення бульбашок пари в теплоносії при збільшенні потужності реактора, виявилася достатньо великою (18 с). Таке запізнювання виникало через великий (19,5 мм) діаметр (велику площу їх поверхні) твелів, розташованих у 18 паливних касетах.

Проте протягом перехідних процесів, що виникають при стрибку потужності реактора, необхідне регулювання рівня тиску в паровому барабані, щоб виключити швидку зміну вмісту пари в теплоносії активної зони.

В ядерному реакторі із паливом з природного урану й з киплячим теплоносієм великий пустотний коефіцієнт реактивності слід враховувати при оцінці безпечної його експлуатації. Такий зворотний зв'язок можна виключити переходом на збагачене паливо й на тісніші решітки твелів з неуповільненням нейтронів.

SGHWR (Англия) – парогенеруючий важководяний ядерний реактор електричною потужністю 100 МВт. Цей реактор розглядався як базовий для наступного етапу розвитку ядерної енергетики. Конструкція цього ядерного реактора є каландром з вертикальними паливними каналами, що охолоджуються звичайною водою під тиском, яка досягає кипіння. Паливом є низькозбагачений діоксид урану UО2 (1,2% урану-235) в оболонці з циркалою. Перевантаження палива проводять після зупинки ядерного реактора. Максимальне вигоряння ядерного палива близько 20 Мвт·добу/кг. Реактор має як переваги, так і недоліки в порівнянні з CANDU-PHW.

Переваги: прямий одноконтурний цикл перетворення енергії ділення знижує капітальну складову вартості системи; умови для подачі пари в турбіну кращі, ніж у CANDU-PHW; завантаження D2О нижче, ніж у CANDU-PHW.

Недоліки: низький к.к.д. системи; високий рівень радіоактивності в турбіні; на природному урановому паливі позитивний пустотний й потужностний коефіцієнти реактивності можуть ускладнити регулювання ядерного реактора; необхідність зниження максимальної проектної потужності, щоб мати запас для запобігання осушення каналів, який призводить до пережогу твелів.

WR31 – канадський канальний важководяний ядерний реактор з органічним теплоносієм.

Дослідження по обгрунтуванню застосування органічних теплоносіїв в ядерних реакторах були виконані наприкінці 1950-х й на початку 1960-х років. Перший експериментальний ядерний реактор OMRE з органічним теплоносієм «Сантовакс» (суміш дифенілу й терфенілу) тепловою потужністю 12 МВт був запущений в США у вересні 1957 р.

Канадська програма із самого початку орієнтувалася на використання високотемпературних рідин тільки як теплоносіїв в традиційних ядерних реакторах типу CANDUPHW з важководяним сповільнювачем і паливними каналами під тиском. Ця робота завершилася створенням і запуском в листопаді 1965 р. у Вайтшелі (провінція Манітоба) дослідницького ядерного реактора WR-1 тепловою потужністю 60 МВт з теплоносієм НВ-40 (суміш вуглеводнів) з атомним співвідношенням С/Н=0,8 (температура кипіння 350–396°С). Паливом в реакторі WR-1 служив природний уран у вигляді карбіду UС в оболонці зі сплаву цирконію (Z r+2,5% Nb), температура палива досягала 1100°С (оболонки твела – 485°С), середнє вигоряння палива – 10 МВт·добу/кг урану. Активна зона WR-1 діаметром 2,44 м, заввишки 1,8 м, завантаження урану-235 складало 28,5 кг (4,071 тонни природного урану), 49 ТВЗ, у кожній 14 твелів діаметром 13,5 мм.

Ядерний реактор WR-1 експлуатувався при високій густині енерговиділення з високими коефіцієнтом використання встановленої потужності (КВВП=0,7) й к.к.д.

До додаткових переваг органічних теплоносіїв слід віднести їх низьку активацію, оскільки опромінювання нейтронами вуглеводневих з'єднань не приводить до утворення довгоживучих радіоактивних елементів. Крім того, значно зменшується завантаження важкої води в ядерний реактор, оскільки органічний теплоносій має хорошу уповільнюючу здатність, що дозволяє зменшити розміри реактора.

Розрахунки показують, що завантаження реактора важкою водою D2О у розрахунку на 1 кВт (ел.) вдосконаленого реактора CANDU з органічним теплоносієм можна зменшити в 5 разів у порівнянні зі стандартною конструкцією при заміні важководяного теплоносія на органічний.

До достоїнств удосконаленого важководяного ядерного реактора з органічним теплоносієм варто віднести: вищий к.к.д.; низьке завантаження важкою водою (біля 20% у порівнянні зі CANDU-PHW); низька наведена активність у першому контурі.

Для ефективної роботи реактора даного типу необхідні: високощільне ядерне паливо; фільтри для запобігання забрудненню каналів із теплоносієм продуктами радіолізу; забезпечення працездатності паливних каналів під тиском при температурі біля 375°С й оболонок твелів при температурі 475°С.

EL31 – французький важководяний канальний ядерний реактор, котрий охолоджується вуглекислим газом СО2.

Використання як теплоносія газоподібного СО2 дозволяє значно підвищити температуру ядерного палива й збільшити термічний к.к.д. системи. Висока температура палива й теплоносія висувають жорсткі вимоги до матеріалів оболонок твелів та елементів конструкції контура. Обмеження температури оболонок твелів утруднює досягнення високої густини енерговиділення. Це призводить до необхідності використання жароміцних матеріалів з вищими перерізами поглинання нейтронів, ніж перерізи поглинання нейтронів сплавами цирконію, що погіршує баланс нейтронів у системі.

Вуглекислий газ СО2 нагрівається в активній зоні ядерного реактора і прямує в газову турбіну, де його розширення вивільняє механічну (кінетичну) енергію, яка передається ротору турбіни. Після турбіни газ охолоджується в регенеративному теплообміннику і надходить в компресор, де стискається до заданого тиску. Після компресора газ проходить регенеративний теплообмінник, нагрівається газом, що виходить з турбіни, й поступає на нагрівання до активної зони реактора.

Недоліком системи є використання частини механічної енергії обертання ротора газової турбіни на привід компресора для стиснення й прокачування газового теплоносія та необхідність використання низькозбагаченого ядерного палива.

Позитивною якістю системи є можливість використання одноконтурної схеми теплоносія, який одночасно є робочим тілом для перетворення теплової енергії в механічну.