Болятко Екология ядерной и возобновляемой енергетики 2010

названием CANDU (Canadian Deuterium Uranium – канадский ура-

новый реактор с дейтериевым замедлителем).

Реакторы РБМК строились только в СССР. Такой реактор представляет собой графитовую кладку цилиндрической формы диаметром 12 и высотой 7 м, пронизанную вертикальными каналами, каждый из которых представляет собой как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра (около 130 мм). В реакторах РБМК, называемых также канальными графитовыми, графит является замедлителем нейтронов, а обычная вода – теплоносителем и рабочим телом паротурбинного цикла. Обогащение топлива в реакторах РБМК около 2 %, т.е. меньше, чем в ВВЭР, поскольку графит – лучший замедлитель нейтронов по сравнению с обычной водой.

В реакторах CANDU замедлителем нейтронов и теплоносителем служит тяжелая вода D2O, являющаяся лучшим замедлителем нейтронов. Поэтому в этих реакторах применяется естественный (необогащенный) уран, что делает эти реакторы привлекательными для стран, обладающих запасами урана и не имеющих дорогостоящих производств по разделению изотопов (обогащению урана). Реактор представляет собой большую цилиндрическую «бочку» (каландр) диаметром около 10 м, заполненную тяжелой водой D2O – замедлителем нейтронов и расположенную горизонтально. Каландр пронизан несколькими сотнями горизонтальных каналов с топливом и циркулирующим тяжеловодным теплоносителем. Конструкция реактора позволяет перегружать топливо без снижения его мощности, т.е. без остановки реактора.

Первый реактор на быстрых нейтронах тепловой мощностью 25 кВт под названием «Клементина» был запущен в США в 1949 г. в Лос-Аламосской лаборатории, где была создана первая атомная бомба. Активная зона содержала топливо из металлического плутония, охлаждаемого ртутью. В 1952 г. в Аргонской национальной лаборатории США был введен в эксплуатацию экспериментальный быстрый реактор EBR-1 с металлическим ураном в качестве топлива и с теплоносителем NaK (натрий-калиевая эвтектика). Символично, что с помощью этого быстрого реактора впервые в мире была получена электроэнергия (200 кВт). Несмотря на первые успехи, программа развития быстрых реакторов в США не получила широкого развития до сих пор. Среди причин такого отношения к перспективной идее РБН – авария на крупном реакторе «Энрико

81

Ферми» и высокая стоимость реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.

ВСССР первый экспериментальный реактор на быстрых нейтронах БР-1, сооруженный под руководством А.И. Лейпунского, был аналогом «Клементины». Первый промышленный быстрый реактор БН-350 с натриевым охлаждением тепловой мощностью 1000 МВт был построен в г. Шевченко полуостров Мангышлак на берегу Каспийского моря со стороны Казахстана. Реактор обеспечивал производство электроэнергии и опреснение морской воды для снабжения города пресной водой и электричеством и устойчиво работал почти 25 лет до 1997 г., когда он был остановлен по решению правительства Казахстана. С 1980 г. успешно работает самый мощный в мире быстрый реактор БН-600 на Белоярской АЭС (Урал) электрической мощностью 600 МВт (рис. 3.3). В 2007 г. там же возобновлено строительство более мощного реактора БН-800.

ВРоссии были разработаны реакторы, охлаждаемые эвтектикой свинец-висмут РbВi, для ядерных подводных лодок. Начиная с 1962 г. было спущено на воду 8 таких кораблей («лодкиистребители»). Они развивали под водой рекордные скорости (до 80 км/ч), превосходящие почти вдвое скорость боевых морских торпед. Оригинальная реакторная технология свинцово-висмуто- вых реакторов легла в основу создания ряда проектов нового поколения автономных АЭС малой мощности для удаленных районов.

Встратегиях развития ядерной энергетики ряда стран быстрым реакторам с высоким коэффициентом воспроизводства (КВ) топлива отводилась роль «плутониевой фабрики» для снабжения тепловых реакторов плутониевым топливом. Однако первые АЭС с быстрыми реакторами в США, России, Франции и Великобритании оказались дорогими, имели низкий (менее 1,3) КВ, увеличивали риск расползания ядерного оружия и поэтому не получили пока распространения.

Таким образом, первоначальная стратегия развития ядерной энергетики, основанная на идеях Э. Ферми и А.И. Лейпунского,

стратегия быстрого роста энергетики на быстрых нейтронах,

не была осуществлена ни в одной стране. Тем не менее реакторыразмножители (бридеры) на быстрых нейтронах – это основа долгосрочного развития ядерной энергетики. Россия занимает лидирующие позиции в этой инновационной реакторной технологии.

82

В настоящее время на ядерную энергию приходится около 6 % мирового топливно-энергетического баланса и около 17 % производства электроэнергии. В России эксплуатируется 31 ядерный реактор на 10 АЭС суммарной мощностью 23 ГВт (эл.). Они производят около 17 % электроэнергии, а в европейской части России – более 30 %. Среди 31 реактора 15 – типа ВВЭР, 15 – канальные, из них 11 – типа РБМК и 4 – типа ЭГП-6 (Билибинская АЭС), и один реактор БН-600.

Всего за полвека мощность ядерной энергетики в мире возросла с 5 МВт (первая АЭС в Обнинске) до 350 ГВт. В целом современные ядерные реакторы при существующем масштабе ядерной энергетики можно считать достаточно безопасными установками. Несмотря на случающиеся инциденты, нельзя забывать о том, что ядерная энергетика наработала уже более 12 000 реакторо-лет, из них около 8 без крупных аварий после апреля 1986 г. Это – серьезный успех ядерной энерготехнологии.

3.2.2. Реактор ВВЭР-1000

В предыдущих разделах этой главы показано, что мировая ядерная энергетика преимущественно базируется на корпусных реакторах с водой под давлением на тепловых нейтронах. В России к этому классу реакторов относятся реакторы ВВЭР-440 и более современная, безопасная и мощная модификация ВВЭР-1000 [1, 7]. В восьми странах мира успешно работают 26 реакторов ВВЭР-440; в семи – эксплуатируются или строятся более 30 реакторов ВВЭР1000: 11 работают в России, 13 – на Украине, 2 – в Болгарии, 2 – в Чехии, и строятся: 1 – в Иране, 2 – в Китае и 2 – в Индии. Наработан опыт эксплуатации 410 реакторо-лет. Ниже дается описание современного реактора на примере ВВЭР-1000.

Общая характеристика реактора ВВЭР-1000. Как следует из самого названия корпусных реакторов, их отличительная особенность – использование толстостенного цилиндрического корпуса для размещения активной зоны, которая охлаждается водой высокого давления. Замедлителем нейтронов и теплоносителем первого контура служит дистиллированная вода при давлении 15,7 МПа.

83

Реактор в составе двухконтурного энергоблока АЭС имеет тепловую мощность 3000 МВт и позволяет вырабатывать электрическую мощность 1000 МВт (1 ГВт). В состав основного оборудования

(рис. 3.4) и систем нормальной эксплуатации реактора входят:

•главный циркуляционный контур и система компенсации давления;

•система управления и защиты, система контроля, управления

идиагностики;

•система радиационной защиты;

•система контроля герметичности оболочек твэлов;

•транспортно-технологическое оборудование перегрузки топ-

лива.

Главный циркуляционный контур состоит из реактора и четырех циркуляционных петель. Каждая циркуляционная петля включает парогенератор, главный циркуляционный насос (ГЦН) и главные циркуляционные трубопроводы, соединяющие оборудование петли с реактором.

Создание и поддержание давления в главном циркуляционном контуре осуществляются системой компенсации давления. При давлении 15,7 МПа (160 атм) температура кипения воды составляет

346 °С, а температура воды в реакторе поддерживается на уровне

от ТВХ = 291 °С на входе до ТВЫХ = 321 °С на выходе. Поэтому вода циркулирует в первом контуре без парообразования (в однофазном состоянии).

Для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре используются вертикальные насосы центробежного типа с трехфазным асинхронным электродвигателем мощностью 5,3 МВт. Число оборотов ротора – 1000 об/мин. Производительность насоса составляет 20 тыс. м3 воды в час.

Тепловая мощность реактора Q (Вт), расход теплоносителя G

(кг/c) и его подогрев Т = ТВЫХ – ТВХ (°С) в активной зоне связаны между собой уравнением материально-теплового баланса. В общем

виде это уравнение имеет вид

Q = G · (IВЫХ – IВХ), (3.11)

где IВЫХ и IВХ – энтальпии воды на выходе из реактора и на входе в него соответственно (Дж/кг). Приведенное уравнение означает, что все тепло, выделившееся в активной зоне реактора, передается теп-

84

лоносителю, повышая его теплосодержание (энтальпию) при заданном давлении. При течении однофазного теплоносителя с постоянными физическими свойствами имеем I = cpT, где ср – изобарная теплоемкость теплоносителя при рабочих давлении и температуре (Дж/кг·град). Поэтому применительно к PWR уравнение материально-теплового баланса принимает вид

Так, при давлении воды 16 МПа и средней температуре 306 °С теплоемкость равна ср ≈ 5,1 кДж/(кг·град). Следовательно, для обеспечения тепловой мощности реактора Q = 3 ГВт и подогрева

час, т.е. около 18 тыс. м3 воды в час через каждый из четырех насосов (ГЦН). Теплоноситель переносит полученное тепло в парогенератор (рис. 3.5).

Первый контур со всем оборудованием и трубопроводами заключен в специальную защитную герметичную конструкцию (оболочку), называемую контейнментом, которая должна изолировать окружающую среду от возможного проникновения радиоактивных элементов из первого контура. Защитная оболочка из железобетона имеет форму цилиндра с куполом. Железобетонная плита, замыкающая снизу цилиндрическую оболочку, воспринимает весовые нагрузки от оборудования и строительных конструкций реактора. Сам реактор установлен в толстостенной железобетонной шахте.

В парогенераторе, являющемся связующим звеном первого и второго (паротурбинного) контуров, генерируется сухой пар при давлении 60 атм (меньшем по сравнению с давлением первого контура) и температуре 275 оС. Этот пар направляется в турбину (цилиндр высокого давления – ЦВД), где он расширяется до давления

10атм (рис. 3.7).

При этом давлении влажность пара составляет 10–12 %, так что

дальнейшее использование этого пара неэффективно. Поэтому из ЦВД пар направляется в сепаратор-пароперегреватель, где отделяется от влаги и перегревается так, что его параметры доводятся до значений 10 атм и 250 оС. Перегретый пар направляется в цилиндры низкого давления (ЦНД) турбины, после чего поступает в конденсатор (рис. 3.7). В целях повышения экономической эффектив-

85

ности АЭС с реакторами ВВЭР-1000 строятся в «моноблочном исполнении».

Конструкция реактора ВВЭР-1000. Корпус реактора из не-

ржавеющей радиационно-стойкой стали. Высота корпуса реактора – около 19 м. Диаметр корпуса в районе расположения активной зоны примерно 4,5 м. Проектный срок службы корпуса 40 лет.

Активная зона. Диаметр активной зоны составляет 3,2 м, высота – 3,5 м. В активной зоне серийных реакторов установлены 163 кассеты (ТВС) шестигранной формы с расположением твэлов (317 шт.) по треугольной решетке. В качестве поглощающего материала используется карбид бора.

Тепловыделяющий элемент (твэл) состоит из герметичной цилиндрической оболочки с толщиной стенки 0,65 мм, изготовленной из циркониевого сплава и заполненной топливным сердечником из таблеток двуокиси урана UO2 с обогащением 4,4% по урану-235. Всего в активной зоне находится около 50 тыс. твэлов.

Датчики системы внутриреакторного контроля. Система внутриреакторного контроля обеспечивает контроль основных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, определяющих состояние активной зоны. Распределение энерговыделения в активной зоне реактора ВВЭР-1000 измеряют с помощью датчиков. Специальным детектором контролируется уровень теплоносителя в активной зоне.

Управление реактором. Управление реактивностью производится путем использования двух независимых систем:

•механического перемещения сборок поглощающих стержней (ПС) системы управления и защиты (СУЗ) в активной зоне,

•изменения концентрации бора в теплоносителе (воде).

3.2.3. Развитие реакторов типа ВВЭР в мире

Основные усилия разработчиков серийных реакторов направлены на повышение безопасности АЭС, ужесточение показателей по предотвращению аварий и удержанию продуктов деления в случае, если авария все же произошла. Одним из критериев безопасности часто фигурирует вероятность больших выбросов радиоактивности с АЭС: эта вероятность не должна превышать 10–6 1/реакторо-лет (по сравнению с типичным значением 10–4 1/реакторо-лет для существующих станций). Обеспечение требований безопасности

86

привело к существенному повышению капитальных затрат на строительство современных блоков АЭС.

Развитие международного рынка вызвало к жизни создание совместных проектов и международное согласование критериев проектирования и требований по безопасности, что с успехом продемонстрировали Франция и Германия при разработке европейского реактора с водой под давлением (EPR), а также США и Япония при разработке реактора APWR и др.

Основными требованиями к реакторам нового 3-го поколения являются широкое применение опробованных технологий и повышение технико-экономических показателей с целью снижения финансовых рисков для возможных инвесторов.

3.2.4. Кипящие реакторы BWR

Корпусные кипящие реакторы BWR. В рассмотренных выше реакторах типа PWR (ВВЭР) используются двухконтурные тепловые схемы, содержащие громоздкие и дорогостоящие парогенераторы. В реакторах BWR допускается кипение воды в активной зоне. Экономические преимущества кипения воды в активной зоне могут быть получены только при использовании прямого паротурбинного цикла без промежуточных теплообменников и парогенераторов. Вырабатываемый в активной зоне пар направляется непосредственно в турбину, а конденсат после турбины возвращается в реактор, т.е. реактор работает как «циркуляционный кипятильник»

[1].

Впервые реакторы этого типа стала строить в США фирма General Electric. Кипящие корпусные реакторы производятся также в Японии, Корее, Германии, Китае и Швеции. В России таких реакторов нет. Единственный реактор подобного типа ВК-50 работает в Научно-исследовательском институте ядерных реакторов в Дмитровграде и имеет исследовательский характер. Реактор BWR стал вторым основным типом энергетических ядерных реакторов в мире после PWR.

Инженерно-физические особенности реактора. Как и в PWR,

замедлителем и теплоносителем в них является вода, но с давлением примерно вдвое меньшим. Это позволяет иметь для BWR при одинаковой мощности и большем размере корпуса меньшую тол-

87

щину его стенок, что способствует снижению капитальных расходов. Следует отметить три принципиальных отличия BWR от PWR.

1.В кипящем реакторе вода отбирает тепло от активной зоны и прямо поступает в виде пара в турбину, т.е. радиоактивность может попадать с паром в турбогенераторный (машинный) зал. Обеспечение безопасности машинного зала и недопущение выбросов радиоактивности из трубы АЭС становятся более сложными и ответственными задачами.

2.Органы регулирования в BWR вводятся в активную зону снизу (а не сверху, как в PWR), что позволяет освободить пространство над активной зоной для размещения оборудования для сепарации и осушения пара. Поэтому сила тяжести не может быть использована для быстрого введения поглотителей в активную зону для остановки реактора. Приходится изобретать иные (гидравлические) системы управления реактивностью, не имеющие той же степени надежности, какую дает использование гравитации.

3.Изменение паросодержания (и количества воды – замедлителя нейтронов) в активной зоне вызывает изменение реактивности и мощности реактора. Поэтому в BWR связь между теплогидравлическими и нейтронно-физическими параметрами более тесная, нежели в PWR, что необходимо учитывать при создании систем управления и защиты реактора.

Развитие кипящих реакторов типа BWR в мире. Совершен-

ствование конструкций реакторов этого типа, как и других типов, идет в условиях тесной международной кооперации по пути дальнейшего ужесточения показателей по предотвращению аварий и удержанию продуктов деления в случае, если авария все же произойдет. Кроме того, большие усилия направлены на улучшение экономических показателей АЭС.

3.2.5. Канальные реакторы

Отличительные особенности канальных реакторов. Как от-

мечалось выше, альтернативой корпусным реакторам типа ВВЭР (PWR) и BWR являются канальные реакторы, которые разработаны в СССР (РБМК) и Канаде (CANDU). Отличительной особенностью канальных реакторов является отсутствие толстостенного стального корпуса, несущего давление теплоносителя, поскольку

88

это давление воспринимают многочисленные трубы (каналы), по которым течет теплоноситель и где расположено топливо. Для соединения большого числа каналов с теплоносителем в единый контур приходится сооружать сложную систему коллекторов, из которых теплоноситель поступает в парогенераторы.

Вотличие от корпусных реакторов ВВЭР (PWR) и BWR, где вода при высоком давлении является одновременно теплоносителем

изамедлителем, в реакторах канального типа функции замедлителя

итеплоносителя разделены. В реакторах РБМК замедлителем нейтронов является графит, а теплоносителем – обычная вода под давлением. В реакторах CANDU замедлителем нейтронов служит тя-

желая вода D2O при низком давлении в межтрубном (межканальном) пространстве, а теплоносителем – тяжелая вода при высоком давлении, движущаяся в каналах с топливом.

Реакторы CANDU. Это единственный тип коммерческих реакторов, работающих на естественном (необогащенном) уране благодаря наилучшим ядерно-физическим свойствам тяжелой воды как замедлителя (малое сечение поглощения нейтронов). Замедляющая способность тяжелой воды меньше, чем у легкой воды. По этой причине в реакторной композиции требуется меньшее отношение ядер топлива к ядрам замедлителя по сравнению с легководными

реакторами, что приводит к меньшим удельным тепловыделениям (10 против 110 МВт/м3) и большим объемам активной зоны (диаметр и высота 6–8 м). Использование естественного урана приводит к отсутствию избыточной реактивности активной зоны для компенсации выгорания топлива и к необходимости частых перегрузок топлива.

ВКанаде успешно работают 18 реакторов CANDU. Этот тип реакторов в Канаде – единственный. Такие реакторы построены также в Индии, Пакистане, Корее, Аргентине, Румынии.

Реакторы РБМК. Реакторы РБМК строились только в СССР. В настоящее время работают 11 реакторов РБМК-1000 в России и 1 – в Литве. На них производится ежегодно около 50 % ядерной электроэнергии в России и около 5 – в мире. После аварии на 4-м блоке Чернобыльской АЭС в апреле 1986 г. строительство энергоблоков с реакторами РБМК приостановлено. В программах развития ядерной энергетики России строительство реакторов этого типа не предусмотрено. Реактор с графитовым замедлителем имеет более

89

длинную историю, чем любой другой тип реакторов, поскольку первые критические сборки, построенные под руководством Э. Ферми в Чикаго (1942 г.) и И. Курчатовым в Москве (1946 г.), представляли собой реактор с графитовым замедлителем на естественном уране. Первая АЭС, пуск которой состоялся в 1954 г. в г. Обнинске (СССР), была с реактором канального типа с графитовым замедлителем.

Реактор РБМК-1000 представляет собой графитовую кладку цилиндрической формы диаметром 12 м и высотой 8 м, набранную из графитовых блоков с осевым отверстием и пронизанную вертикальными каналами, каждый из которых представляет собой как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра (около 88 мм). В реакторах РБМК, называемых также канальными графитовыми, графит является замедлителем нейтронов, а обычная вода – теплоносителем и рабочим телом паротурбинного цикла. Реакторы рассчитаны на одноконтурную схему отвода тепла и выработку насыщенного пара как в реакторах BWR.

В циркониевом канале полной длиной 22 м размещены одна над другой две тепловыделяющие сборки (ТВС) высотой 3,5 м каждая. ТВС имеют на оси несущий циркониевый стержень, а вокруг него – два ряда концентрически расположенных твэлов.

Сердечник твэла из двуокиси урана с 2 % обогащением по ура- ну-235. Перегрузка топлива – непрерывная без остановки реактора. Вода подается снизу, нагревается и закипает, и образующаяся пароводяная смесь с паросодержанием 14,5 % из верхней части трубы (канала) отводится в сепаратор, где пар отделяется от влаги и с температурой 280 °С и давлением 6,5 МПа направляется в турбину. КПД АЭС около 31 %.

К основным достоинствам канальных реакторов типа РБМК, подтвержденным более чем 55-летним опытом разработки и эксплуатации, относятся:

•дезинтегрированность конструкции и отсутствие проблем, связанных с изготовлением, транспортировкой и эксплуатацией толстостенного корпуса реактора и парогенераторов;

•большой объем теплоносителя в контуре циркуляции;

•непрерывность перегрузки топлива, малый запас реактивно-

сти;

90