книги из ГПНТБ / Петросьянц А.М. Атомная энергетика зарубежных стран. США, Канада, Великобритания, Франция, ФРГ, Италия, Швеция, Швейцария, Япония

Т а б л и ц а 2.7

Характеристика реактора АЭС «Энрико Ферми*.

1 Мет. В 1965 г. станция была подготовлена к выходу на тепловую мощность 400 Мет (почти на полную проект­ ную мощность 430 Мет). По в декабре 1966 г. расплави­ лись две сборки в активной зоне. Причиной аварии явился отрыв циркониевой лопатки направляющего аппарата (распределителя), которая потоком жидкого натрия была прижата к входному коллектору и закрыла (примерно на 70%) вход теплоносителя к указанным тепловыделяю­ щим сборкам. В результате произошел местный перегрев и твэлы расплавились.

Реактор был поставлен на ремонт, который продол­ жался до середины 1970 г. В октябре 1970 г. реактор начал работать и достиг тепловой мощности 200 Мет или электрической 65 Мет. В апреле 1971 г. АЭС «Энрико Ферми» продолжала работатьна мощности 65 Мет, причем при существующих твэлах эта электрическая мощность, по заявлению эксплуатационников, максимально возмож­ ная. Работа АЭС на пониженной мощности одобрена КАЭ США, без согласия которой не может быть разрешен вывод АЭС на проектную мощность.

Однако эту первую крупную американскую АЭС с реактором на быстрых нейтронах постигла печальная участь. 27 ноября 1972 г. фирма «Пауэр реактор девелоп­ мент» (Р1Ш) приняла решение об остановке ее, ссылаясь на недостаток средств на эксплуатацию. За весь период работы АЭС выработала немногим более 32 млн. квт-ч электроэнергии.

32

Ядерпое топливо, взятое в свое время в аренду у КАЭ США, будет извлечено и после очистки от натрия направ­ лено на завод в Саванна-Ривер, откуда оно и поступило *. Такова судьба этой АЭС.

Работы над АЭС с реакторами на быстрых нейтронах

вСША продолжаются широким фронтом. В Айдахо-Фоллс

вноябре 1963 г. достиг критичности экспериментальный исследовательский реактор EBR-2 электрической мощ­

ностью 20 Мет (табл. 2.8). Советская делегация была

нам вновь пришлось посетить Айдахо-Фоллс, пас позна­ комили с результатами его работы.

На реакторе EBR-2 как на одпом из основных исследо­ вательских реакторов на быстрых нейтропах проводится облучение твэлов различных композиций и из различных конструкционных материалов, испытываются опытные твэлы с окисным урановым топливом, карбидным и ме­

хорошо выдерживают высокие интегральные потоки ней­ тронов. Так, нам сообщили, что верхняя часть стержня системы управления и защиты (СУЗ) реактора, находив­ шаяся в работе с 1961 г., подвергалась облучению быстры­

ров на тепловых нейтронах главным образом с водой под давлением и кипящего типа. Поставщиками этих энергетических реакторов будет несколько фирм, но главными из них — «Вестингауз электрик» (реакторы с водой под давлением) и «Дженерал электрик» (кипящие). Однако по мере совершенствования реакторов на быстрых нейтронах (реакторов-размножителей) их будут встраивать в общую систему АЭС. По наметкам КАЭ США это про­ изойдет в 80-е годы, поскольку к тому времени реактор на быстрых нейтронах достигнет достаточно высокого коэффициента воспроизводства ядерного топлива и надеж­ ности в работе. Он будет иметь более низкую составляю­ щую стоимости вырабатываемой энергии, чем современные АЭС, что позволит использовать более дорогие запасы ядерного сырья. В то же время он будет конкурентоспо­ собным с электростанциями на органическом топливе. Однако разработка и промышленное внедрение быстрых реакторов-размножителей займет довольно длительный период, в течение которого из-за неэффективного исполь­ зования ядерного топлива водо-водяными реакторами может возникнуть нехватка дешевых запасов урана. Поэтому КАЭ США предполагает, что до внедрения реакторов-размножителей будут созданы и сданы в про­ мышленную эксплуатацию усовершенствованные типы реакторов-конверторов с более эффективным использова­ нием ядерного топлива, чем реакторы, сооружаемые и планируемые к строительству в ближайшие годы. По оценкам КАЭ, в 1990 г. в общей мощности АЭС США доля водо-водяных реакторов составит 45%, усовершенствован­ ных реакторов-конверторов —30% и быстрых реакторовразмножителей —25%.

В декабре 1972 г. КАЭ США и фирма «Проджект менеджмент» заявили, что фирма «Вестингауз электрик» оиределена ведущим изготовителем реактора-размножите­ ля на быстрых нейтронах LMFBR для первой крупной демонстрационной АЭС.

Па «Вестингауз электрик» возлагается ответственность за разработку проекта, поставку ядерной парогенерирую­ щей установки и основных узлов для ядерной части атом­ ной электростанции, а также за координацию работ всех других организаций, участвующих в проекте и создании этого типа АЭС.

Мощность демонстрационной АЭС 300—400 Мет. Она будет построена в районе реки Клинч, на участке пло-

3* 35

щадыо 540 га, примыкающему к территории Ок-Риджской национальной лаборатории (шт. Теннесси). Стоимость всего проекта АЭС оценивается в 700 млн. долларов.

Следует отметить, что проект, предложенный фирмой «Вестингауз электрик», был выбран после детального изучения и анализа предложений фирм «Дженерал элек­ трик», «Порт америкэн Рокуэлл» и «Вестингауз электрик» *. Пуск реактора LMFBR запланирован на 1980 г. Над созданием реактора-размножителя на быстрых нейтронах также усиленно работает другая американская фирма «Галф дженерал атомик», которая заключила соглашение

сОк-Риджской национальной лабораторией на проведение исследований.

Впоследние годы фирма «Ралф дженерал атомик» привлекла к разработке реактора на быстрых нейтронах

сгелиевым охлаждением 52 американские и 3 иностранные энергетические фирмы. Созданы проекты демонстрационной АЭС с быстрым реактором с газовым охлаждением (GCFR) электрической мощностью 310 Мет и промышленной

АЭС с реактором GCFR электрической мощностью

1000 Мет (табл. 2.9).

Все основные узлы ядерной парогенерирующей установ­ ки реактора GCFR заключены в корпус из предваритель­ но напряженного бетона. В корпус реактора АЭС электри­ ческой мощностью 310 Мет будут размещены три контура, а в корпусе реактора АЭС мощностью 1 000 Мет — шесть или восемь. Корпус армирован стальными обручами по окружности и стальными полосами по вертикали. Быстро­ му понижению давления в корпусе должны препятствовать специальные приспособления, так что максимальная пред­ полагаемая утечка не может достичь большой разрушаю­ щей силы.

Вокруг активной зоны размещены шесть вертикальных полостей, в трех из них находятся основные парогенера­ торы и циркуляционные .насосы, в остальных — вспомо­ гательное оборудование для охлаждения. Активная зона реактора GCFR состоит из 211 твэлов длиной 3,048 м и поперечным сечением 16,01 см. Активная длина топлива 101,6 см. Верхний и нижний концы каждого твэла содер­ жат двуокись обедненного урана. В каждом твэло разме­ щен 271 топливный стержень. Твэлы установлены в актив­

36

Т а б л и ц а 2.9

Характеристика АЭС с реакторами GCFK

стержнями. Температура твзлов выравнивается подбором соответствующего отверстия для теплоносителя в шейке каждого твэла. Топливные стержни вентилируются для выравнивания давления и очищаются потоком гелия, который проходит через систему очистки. Вентиляция предупреждает повышение внутреннего давления в стерж­ нях вследствие накопления газообразных продуктов деления.

Твэлы размещены в центре корпуса реактора. В кожухе реактора над каждым твзлом имеется небольшое отверстие, обеспечивающее доступ к отверстиям, регулирующим поток гелия через твэлы.

37

После остановки реактора тепло из активной зоны снимают с помощью трех самостоятельных контуров. Этого тепла достаточно для производства пара, приводя­ щего в действие циркуляционные насосы в течение полу­ часа. Пар поступает в небольшие вспомогательные котлы. Кроме того, имеется три вспомогательных контура охлаж­ дения с циркуляционными насосами с электроприводами.

Стоимость разработки реактора GCFR оценивается примерно в 1,6—2 млрд, долларов. Технология этого реактора будет учитывать особенности конструкции реак­ торов HTGR и LMFRR. Фирма «Галф дженерал атомик» приступит к практическому осуществлению этой програм­ мы после окончательного заключения контракта*.

R 1971 г. по приглашению фирмы «Галф дженерал атомик» мне с группой советских специалистов пришлось посетить установки этой фирмы в районе Сан-Диего. Нужно сказать, что фирма проводит весь комплекс испы­ таний с широким размахом. Оборудование испытывается на полную нагрузку, с превышением рабочих давлений.

R 1968 г. фирма приступила к проектированию и созда­ нию оборудования для реакторов на тепловых нейтронах с гелиевым теплоносителем большой мощности. Еще несколько лет назад в Форт-Сейнт-Врейне (шт. Колорадо) «Галф дженерал атомик» начала строить АЭС с реактором 1ITGR электрической мощностью 300 Мет. Это высоко­ температурный реактор с гелиевым теплоносителем и гра­ фитовым замедлителем.

Мы посетили эту АЭС 22 апреля 1971 г. в разгар мон­ тажных работ. Физический пуск реактора был намечен на конец 1971 г. или начало 1972 г., энергетический пуск— на конец 1972 г. или начало 1973 г. По последним сооб­ щениям ядерное топливо начали загружать в сентябре 1973 г. В середине 1974 г. АЭС будет выведена на энерге­ тическую мощность.

АЭС имеет одну турбину с высокими параметрами пара: температура пара, поступающего на турбину, достигает 540° С. Запланированную электрическую мощ­

45Мет. Реактор ее имеет графитовый замедлитель, газо­

*Power Engng, 1972, v. 76, No. 10, p. 44—47.

38

вый теплоноситель (гелий) и уран-ториевый топливный цикл. В 1967 г. эта АЭС достигла запланированной электрической мощности (табл. 2.10).

с гелиевым теплоносителем. Его действительно по праву можно назвать высокотемпературным. Газ на выходе из активной зоны реактора обладает очень высокой темпе­ ратурой (730° С). Поэтому и пар, поступающий на вход

втурбину, имеет температуру 540° С, что обусловливает,

всвою очередь, и высокий к. п. д. турбины ( ~ 39,5%).

Но есть и недостатки: сложность обращения с гелием (он требует очень хорошего уплотнения контуров реакто­ ра), строительство такого реактора довольно дорого (как всякий газовый реактор он имеет очень большой объем).

В нашу задачу не входит разбор достоинств и недостат­ ков реакторов, поэтому укажем лишь, что и в других странах рассматривают возможность строительства реак­ торов такого типа. Однако пока они не получили широкого распространения. Возможно, не пришло их время, хотя преимущества таких реакторов хорошо известны.

Фирма «Галф дженерал атомик» продолжает вести дальнейшие исследования по созданию газо-графитового высокотемпературного реактора типа I1TGR, но уже электрической мощностью 1100 Мет. В штаб-квартире

39