Ядерные энергетические реакторы

Рис. 13. ТВС РБМК

91

3.3. Графитогазовые реакторы

Наибольшим коэффициентом полезного действия обладают реакторы с газовым теплоносителем. Они же считаются самыми безопасными.

Внастоящее время Великобритания – единственная в мире страна до сих пор использующая энергетические реакторы с газовым охлаждением (из 27 эксплуатируемых в Великобритании реакторов на АЭС в 26 теплоносителем является углекислый газ и только в одном – вода). Реакторы подобного типа есть в Италии и Японии. В реакторе типа «МАГНОКС» топливом является природный металлический уран, помещённый в оболочку из магниевого сплава, замедлителем нейтронов является графит, а теплоносителем – углекислый газ. Продвинутый вариант магноксового реактора – более мощный AGR реактор работает на слегка обогащённом по урану-235 керамическом (оксидном) топливе, заключённом в стальную оболочку, замедлителем является графит, а теплоносителем – углекислый газ.

Вкачестве газовых теплоносителей и рабочих тел применяют водород, гелий, азот, воздух, углекислый газ, метан и некоторые другие газы. Основные преимущества газовых теплоносителей и рабочих тел по сравнению с жидкими веществами - более высокая термическая и радиационная стойкость, химическая (коррозионная) пассивность. Недостатки – низкие плотность, теплоемкость и теплопроводность и, следовательно, низкая интенсивность теплоотдачи; при применении газов в качестве теплоносителей необходимо высокое давление в контуре при разумных мощностях, затрачиваемых на их прокачку.

Типичным примером газового реактора является реактор с шаровой

засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные рис.13. Каждый элемент представляет графитовую сферу диаметром 60 мм, в которую

92

засыпаны и уплотнены частицы оксидного топлива с многослойной оболочкой (пирографит разной плотности, карбид кремния) диаметром менее 1 мм (микроТВЭЛы) в смеси с графитовым проршком. Через реактор прокачивается газ, например, гелий. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник или турбину.

Рис.14. Схема газоохлаждаемого реактора с шаровыми ТВЭЛами

Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя. МикроТВЭЛы способны выдерживать без разрушения нагрев до 1200 ºС, кратковременно до 1600 ºС, что в сочетании с низкой энергонапряженностью активной зоны и средствами обеспечения естественной конвекции дает малую вероятность выхода радиоактивных веществ в теплоноситель при авариях.

В 2005 Китай начал строительство коммерческого модульного газоохлаждаемого ядерного реактора с шаровыми ТВЭЛами (pebble bed modular gas cooled reactor – PBMR). По сравнению с реакторами обычного типа, PBMR является более компактным, экономичным и безопасным, с термодинамическим КПД цикла до 50%. Кроме того, в реакторе используется необогащенный уран, что делает PBMR более привлекательным с точки

93

зрения нераспространения и долговременного хранения отработавшего топлива и радиоактивных отходов.

В 1970-1990-е годы в СССР был разработан ряд проектов ВТГР различного назначения и уровня мощности: опытно-промышленный реактор ВГ-400 для комбинированной выработки технологического тепла и электроэнергии в паротурбинном цикле, реакторная установка ВГ-400ГТ с прямым газотурбинным циклом преобразования энергии, модульный реактор ВГМ для производства технологического тепла с температурой ~ 900°С и электроэнергии.

В последнее время существенное внимание уделяется развитию сверхвысокотемпературных ВТГР. В качестве топлива может использоваться уран или плутоний, а в качестве воспроизводящего материала – торий. Замедлитель нейтронов – графит, а теплоноситель и рабочее тело гелий. Топливом являются компактированные микроТВЭЛЫ, которые закладываются в каналы шестигранных графитовых блоков. Часть каналов используют для прохода теплоносителя. Из блоков формируют активную зону. На одно ядро урана оптимально приходится от 40 до 200 ядер углерода.

Основные технологии:

технология керамического топлива на основе микрочастиц;

технология реакторной системы с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором и прямым газотурбинным циклом производства электроэнергии;

технология производства водорода с использованием воды, высокотемпературного тепла и электричества.

Развитие инновационных водородных и реакторных технологий ВТГР позволит обеспечить:

производство электроэнергии с высоким (до 50%) к.п.д., обеспечивающим низкую себестоимость кВт/ч;

внедрение атомной энергетики в сферу промышленного теплоснабжения, потребляющего более 40% органического топлива, что является новым крупномасштабным рынком для атомной отрасли;

замену углеводородного топлива и широкое внедрение высокотемпературных реакторных технологий в промышленности и водорода на транспорте существенно уменьшит выбросы в окружающую среду вредных веществ, включая парниковые газы;

экономию природного газа и нефти для экспорта и как сырья для промышленности;

94

На основе ВТГР могут быть реализованы различные варианты энергоисточников: производства энергоносителя (водорода), электроэнергии и тепла. Технико-экономические характеристики при коммерческой реализации технологии высокотемпературных реакторов приведены в табл. 5

Производство экологически чистого водородного топлива из воды является альтернативой уменьшающимся запасам углеводородного топлива и повышает энергетическую безопасность страны.

Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR)

Реактор относится к второму поколению британских реакторов с газовым охлаждением (рис. 15). В нем используются графитовый замедлитель и двуокись углерода в качестве теплоносителя. Топливом служат таблетки оксида урана с обогащением до 2,5-3,5 %, в трубках из нержавеющей стали. Двуокись углерода проходит через активную зону, нагреваясь до 650°C, а затем поступает в парогенератор, находящийся снаружи активной зоны, но все еще внутри стального и бетонного корпусов реактора, выдерживающих высокое давление. Стержни управления опускаются в замедлитель, а дополнительной системой глушения реактора является инжекция азота в теплоноситель.

Реактор AGR был разработан на основе реакторов первого поколения Magnox, также с графитовым замедлителем и охлаждением CO2. Несколько таких реакторов все еще работают в Великобритании. В качестве топлива в них используется природный металлический уран.

95

Рис. 15. Реактор с газовым охлаждением (AGR)

3.4. Тяжеловодные реакторы

Тяжеловодными называются любые реакторы, в которых в качестве замедлителя используется тяжелая вода. По теплофизическим свойствам тяжелая вода аналогична легкой воде, но по ядерно-физическим свойствам она является наилучшим замедлителем для ядерных реакторов, поскольку имеет чрезвычайно малое сечение поглощения тепловых нейтронов (0.000086 1/см). Коэффициент замедления нейтронов для тяжелой воды равен 3300, в то время как для легкой воды он равен 61, а для графита 190.

Благодаря этому в тяжеловодных реакторах ядерное топливо расходуется значительно экономичнее, чем в реакторах других типов, так как непроизводительные потери нейтронов в реакторах с тяжелой водой существенно меньше. Это позволяет использовать природный уран при достаточно высоких удельных нагрузках. В то же время замедляющая способность тяжелой воды значительно меньшая, чем легкой. Это приводит к большему шагу размещения топлива и большим при одинаковой мощности размерам активной зоны. По сравнению же с графитом замедляющая способность тяжелой воды выше и размеры активной зоны меньше.

Конструкции тяжеловодных реакторов могут быть различными с применением разных теплоносителей: обычной и тяжелой воды с кипением и без кипения, а также органических жидкостей. По конструктивному исполнению реакторы могут быть и корпусными, и канальными. Основной тип реактора с тяжеловодным замедлителем – канальный. Схема канального реактора CANDU приведена на рис. 16, рабочего канала на рис. 17.

96

1 – пар на турбину, 2 – компенсатор давления, 3 – парогенератор, 4 – ГЦН, 5 – ГЦТ, 6 – каландер, 7 – рабочий канал с ТВС, 8 – насос системы охлаждения

замедлителя, 9 – теплообменник системы охлаждения замедлителя, 10 – перегрузочная машина

Рис. 16. Реактор CANDU

В канальных тяжеловодных реакторах в качестве теплоносителя используется тяжелая вода без кипения или обычная кипящая вода. Несмотря на то, что в последнем случае существенно уменьшается потребность в тяжелой воде и, следовательно, снижаются затраты на ее производство, большее распространение получили реакторы с тяжеловодным теплоносителем. Это объясняется лучшими топливными характеристиками таких реакторов и большим опытом их разработки и эксплуатации.

Характерный элемент конструкции большинства разновидностей тяжеловодных реакторов – герметичный каландр-бак, содержащий тяжелую воду. Каландр представляет собой вертикальный или горизонтальный цилиндрический бак с плоскими днищами по торцам. В днища вварены трубы, в которые установлены каналы для теплоносителя и ТВС. Между трубой каландра и установленным в ней каналом образуется зазор, заполняемый газом. Этот газ служит теплоизолирующим слоем для снижения перетоков тепла от теплоносителя к замедлителю; кроме того, он используется для контроля герметичности труб каландра и каналов с теплоносителем.

97

Рис. 17. Рабочий канал CANDU

Перегрузка топлива в тяжеловодных реакторах канального типа может осуществляться на мощности без остановки реактора с помощью перегрузочной машины. В реакторах с горизонтальным расположением каналов используют две машины, расположенные с обеих сторон реактора, которые могут работать одновременно: с одного конца перегружаемого канала одной машиной извлекается отработавшая ТВС, а с другого конца второй машиной загружается новая.

В установках с тяжеловодными реакторами принимаются особые меры по предотвращению потерь тяжелой воды. Важно также предотвратить смешивание с легкой водой, поскольку даже малая ее примесь существенно ухудшает нейтронно-физические характеристики тяжелой воды. Тяжелая вода, используемая в качестве замедлителя в канальных реакторах, находится при низких температуре и давлении. При низком давлении легче обеспечить высокую герметичность оборудования и трубопроводов с тяжелой водой, которая требуется для снижения потерь тяжелой воды. Это необходимо, так как вследствие высокой стоимости тяжелой воды ее большие потери значительно увеличивали бы непроизводительные затраты и приводили бы к существенному росту себестоимости вырабатываемой энергии. Стремление свести утечки тяжелой воды к минимуму объясняются еще и тем, что в ней при работе реактора образуется радиоактивный тритий.

98

ТЕМА 4. РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ И ЖИДКОТОПЛИВНЫЕ РЕАКТОРЫ

4.1. Быстрый натриевый реактор

Реакторы на быстрых нейтронах потенциально позволяют решить проблемы:

экологические, связанные с накоплением отработавшего ядерного топлива и долгоживущих радиоактивных отходов;

топливные, за счет деления тяжелых пороговых ядер (уран-238) запасы которых в промышленности и природе велики.

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами до энергий 0,1–0,4 МэВ. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах составляет 1,12–1,16 (1,04 у ВВЭР). Важную составляющую дают поглощения нейтронов с образованием новых топливных ядер, которые впоследствии участвуют в цепной реакции.

Сечение деления в быстрой области энергий порядка 2 б. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне – в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Используют уран с обогащением 15–25%. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах по балансу нейтронов выгодно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается до в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах можно изготавливать из тяжёлых материалов: 238U, 232Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ, а более холодные нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Регулировать быстрый реактор труднее, чем тепловой, поскольку все ядра в быстром спектре серые. Мощность реактора регулируется сборками с подвижным поглощающим элементом – ПЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах на быстрых нейтронах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из

99

реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной. Для уменьшения пустотного коэффициента реактивности активную зону конструируют с повышенной утечкой нейтронов.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор. Материал ТВЭЛов обычно нержавеющая сталь. Корпус не несет нагрузки от высоких внутренних давлений, может быть большим и собираться на площадке.

Далее рассмотрим концептуальный проект энергоблока с реактором БН 1800 разработанный на базе проекта успешно (КИУМ ~ 74%) работающего более 25 лет энергоблока №3 Белоярской АЭС с реактором БН 600, проекта строящегося энергоблока №4 Белоярской АЭС с реактором БН 800.

Передача тепла от реактора к турбоустановке блока осуществляется по трёхконтурной схеме. Трёхконтурная схема исключает попадание радиоактивности в пароэнергетическую часть установки и продуктов реакции натрия с водой в реактор при межконтурной течи в парогенераторе. В первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется натрий, а в качестве рабочего тела в третьем контуре используются вода/ пар. Основные характеристики энергоблока БН 1800 приведены в табл. 6.

Реактор БН 1800 имеет интегральную компоновку, при которой активная зона и зона воспроизводства с системой организации теплосъема, органы управления реактивностью, промежуточный теплообменник (ПТО), главный

100