Харитонов Енергетика

плотность тепловыделения в активной зоне, равная отношению тепловой мощности к объему АЗ, составляет около 27 МВт/м3 (это примерно четверть от аналогичной величины ВВЭР).

Полученные оценки близки к заявленным в проекте АСТ-500. Приведенные результаты показывают, что для реакторов средней и малой мощности возможна реализация принципиального решения с точки зрения надежности и безопасности реактора – отказа от использования циркуляционных насосов и перехода на естественную циркуляцию (самоциркуляцию) теплоносителя первого контура. Реактор на естественной конвекции не зависит от работоспособности таких сложных механизмов, как насосы и не зависит от подачи электроэнергии от внешнего источника. Теплоотвод от активной зоны в нормальных и аварийных условиях обеспечен самоциркуляцией теплоносителя в реакторе.

5.2.3. Кипящие реакторы BWR

Корпусные кипящие реакторы BWR. Экономические преиму-

щества 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» [5.1].

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 г. 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 толщину 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 АЗ 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

вPWR, что необходимо учитывать при создании систем управления и защиты реактора.

Конструкция реактора BWR. Корпус типичного реактора тепловой мощностью 3,5 ГВт изготовлен из низколегированной стали,

имеет диаметр 6,4 м, высоту 22 м и толщину стенок 152 мм (рис. 5.14). В корпусе размещены активная зона, сепараторы и осушители пара, струйные насосы для питательной воды. Активная зона расположена в нижней части корпуса и окружена цилиндрическим кожухом из нержавеющей стали, который вместе со стенкой корпуса реактора формирует кольцевой зазор. По этому зазору сверху вниз течет поток воды, поступающий в нагнетательную камеру под опорной плитой активной зоны в донной части корпуса. Из этой камеры вода поступает снизу вверх в активную зону. Из активной зоны выходит пароводяная (двухфазная) смесь с массовым содержанием пара 9 – 15 %, которая поступает в центробежные сепараторы, установленные над активной зоной. Здесь вода под действием центробежных сил отделяется от пара и через кольцевой зазор возвращается в циркулирующий поток теплоносителя. Пар проходит вверх в паросушители, где содержание влаги в нем еще более снижается, а затем по паропроводу поступает в турбину.

После срабатывания в турбине пар конденсируется, и образовавшаяся вода, называемая питательной водой, с помощью циркуляционных (питательных) насосов поступает в реактор.

На выходе из активной зоны температура пара составляет 286 – 296 оС при давлениях 7–8 МПа, характерных для BWR. Относительно низкая энтальпия насыщенного пара ограничивает термический КПД цикла в BWR скромной величиной около 30 – 33 %, как и в PWR.

Принудительная циркуляция воды обеспечивается 24 водоструйными насосами, установленными в кольцевом зазоре между кожухом и стенками корпуса реактора. Нагнетание воды в водоструйные насосы осуществляется двумя центробежными насосами, установленными во внешних петлях контура циркуляции. Расход воды через эти центробежные насосы составляет примерно третью часть полного расхода воды через активную зону.

Конструкция активной зоны. Цилиндрическая активная зона диаметром 3,4 м и высотой 3,7 м собрана из 800 тепловыделяющих сборок (ТВС), установленных рядами в квадратной решетке. Каждая ТВС состоит из набора цилиндрических твэлов, установленных в квадратной решетке 8×8. Оболочки твэлов толщиной 0,81 мм и диаметром 12,3 мм изготовлены из сплава циркалой-2 на основе циркония, а сборка заключена в кожух квадратного сечения из циркалоя-4. Топливо из двуокиси урана находится в твэлах в виде таблеток диаметром 10,6 мм со средним обогащением по урану-235 около 2,2 – 2,8 %. Два стержня в центре ТВС не содержат топлива и заполнены водой для уменьшения «выедания» нейтронного потока в центре ТВС. В топливо добавляется выгорающий поглотитель из гадолиния для компенсации избыточной реактивности.

Стержни регулирования на основе карбида бора имеют крестообразную форму и управляются гидроприводом, расположенным под активной зоной. Сами стержни расположены в вертикальных зазорах между ТВС.

Материально-тепловой баланс BWR. Оценим взаимосвязь мощности реактора Q (Вт) с расходами воды G (кг/c) и пара G″ и температурой воды на входе в активную зону ТВХ и температурой питательной воды на входе в реактор ТПВ перед ее смешением с рециркулирующей водой в реакторе. Схема циркуляции теплоносителя показана на рис. 5.15. Рассмотрим типичный реактор тепло-

вой мощностью Q = 3,3 ГВт с массовым расходным паросодержанием 0,07 и температурой питательной воды ТПВ = 177 оС [5.3].

Теплота, генерируемая в активной зоне кипящего реактора, расходуется на подогрев воды до температуры насыщения ТНАС при данном давлении и на испарение части воды, т.е. на образование насыщенного пара с расходом G″ (кг/c):

где I′ – энтальпия насыщенной воды (Дж/кг), r = I′′ – I′ – теплота парообразования (Дж/кг), I′′ – энтальпия насыщенного пара при том же давлении. В технической термодинамике принято отмечать параметры насыщенной воды одним штрихом, а параметры насыщенного пара – двумя штрихами.

В то же время вся эта мощность (без учета потерь энергии) передается насыщенным паром с расходом G′′ на турбину. После конденсации пара в холодильнике-конденсаторе вода, называемая питательной водой и имеющая температуру ТПВ и энтальпию IПВ, смешивается с рециркулирующим в реакторе потоком воды, имеющим расход G′ = G − G′′, и энтальпию I′ в месте смешения

потоков.

Учитывая, что энтальпия насыщенного пара на выходе из реактора (на входе в турбину) равна I′′, а энтальпия сконденсированного пара на входе в реактор равна энтальпии питательной воды IПВ, получим еще одно уравнение материально-теплового баланса (по пару)

Из выражений (5.15) и (5.16) можно получить выражение баланса энергии для оценки энтальпии воды на входе в реактор IВХ после смешения питательной воды с рециркулирующей водой

По определению массовое расходное паросодержание двухфазной смеси равно отношению расхода пара к полному расходу пара и жидкости:

Из таблиц термодинамических свойств воды и водяного пара

[5.32], [5.35] – [5.36] при давлении 7,7 МПа находим: ТНАС = 291 оС,

I′ = 1297 кДж/кг, I″ = 2764 кДж/кг, r = 1468 кДж/кг, IПВ = = 749 кДж/кг. Следовательно, при х = 0,07 энтальпия воды на входе

в активную зону согласно (5.19) равна IВХ = 1259 кДж/кг. Из выражения (5.16) при мощности реактора Q = 3,3 ГВт находим расход пара через турбину G′′ = 1638 кг/с, а с учетом (5.18) и расход воды через активную зону G = 23,4 т/с.

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. Сравнение проектных характеристик некоторых кипящих реакторов приведено в табл. 5.4.

Проект BWR-90 является совместной разработкой фирм АВВСЕ (США) и АВВ-Atom (Швеция). В нем существенно снижены объемы и время строительства, упрощены процедуры эксплуатации, испытаний и техобслуживания. Применены встроенные циркуляционные насосы, приводы регулирующих стержней, защитная оболочка (контейнмент) из предварительно напряженного железобетона со стальной облицовкой и заполнением азотом.

Проект ABWR (Advanced BWR, см. рис. 5.14) разработан пятью компаниями: General Electric (США), Toshiba и Hitachi (Япония), ASEA-ATOM (Швеция) и Ansaldo (Италия). Этот проект был принят в Японии как стандартный реактор нового поколения. В системе безопасности реактора широко используются разнообразные активные и пассивные средства.

Проект SBWR (Simplified BWR) разработан фирмой General Electric (США) в рамках программы нового поколения реакторов средней мощности. В реакторе используется естественная циркуляция теплоносителя.

Таблица 5.4

Технико-экономические параметры усовершенствованных кипящих реакторов 3-го поколения типа BWR [5.37]

Франко-германская группа AREVA предлагает свой новый эволюционный проект кипящего реактора SWR, мощностью 1000 – 1250 МВт, специально разработанный для строительства в развивающихся странах. Срок строительства сокращен до 48 месяцев; глубина выгорания увеличена до 45 – 65 МВт·сут/кг U, а кампания реактора до 24 месяцев, так что КИУМ достигает 95 %.

5.2.4. Канальные реакторы

Отличительные особенности канальных реакторов. Как от-

мечалось в гл. 2, альтернативой корпусным реакторам типа ВВЭР (PWR) и BWR являются канальные реакторы, которые разработаны в СССР под названием РБМК (Реакторы Большой Мощности Канальные или Кипящие) и в Канаде под названием CANDU (Canadian Deuterium Uranium – канадский урановый реактор с дейтериевым замедлителем). Отличительной особенностью канальных реакторов является отсутствие толстостенного стального корпуса, несущего давление теплоносителя, поскольку 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.

В отличие 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.

Время жизни нейтронов в тяжеловодных реакторах достигает 50 мс, что значительно больше, чем в легководных (около 0,1 – 1,0 мс). Поэтому «разгон» реактора на мгновенных нейтронах при скачке реактивности происходит медленнее. На кинетику тяжеловодных реакторов оказывают заметное влияние также фотоней- троны, рождающиеся при взаимодействии γ-квантов с ядрами дейтерия. Поскольку фотонейтроны рождаются с запаздыванием, определяемым периодом β-распада предшественников γ-излучателей (в цепочке распадов продуктов деления), и это время запаздывания много больше периодов полураспада излучателей запаздывающих нейтронов, то кинетика тяжеловодных реакторов существенно инерционнее, чем для других типов реакторов.

По сравнению с легководными реакторами в тяжеловодных реакторах на единицу массы расходуемого урана-235 выделяется почти в 2 раза больше энергии, что связано с делением плутония-239, образующегося из урана-238. Наработка плутония-239 в D2O-реакторе составляет около 2,7 г на 1 кг урана. Глубина выгорания топлива достигает 8000 МВт·сут./т и выше, что соответствует сжиганию в тонне топлива более 8 кг тяжелых атомов при исходном содержании урана235 только 7 кг. То есть сжигается весь уран-235 и еще некоторое количество урана-238 в результате его обращения в плутоний-239.

Активная зона реактора CANDU помещена в большую цилиндрическую стальную емкость с плоскими торцами (бак) – каландр, заполненный тяжелой водой при температуре в рабочих условиях около 45 – 60 оС. Через этот бак, лежащий на боку, проходит несколько сотен горизонтальных труб из циркалоя-2 наружным диаметром 131 мм и толщиной стенки 1,55 мм. Внутрь их вставлены канальные трубы, содержащие топливо, и циркулирующий тяжеловодный теплоноситель при давлении до 10 МПа (рис. 5.16). Каналы изготовлены из циркониевого сплава (отличающегося минимальным поглощением нейтронов и высокой коррозионной стойкостью) и имеют длину более 6 м, диаметр 103 мм и толщину стенки около 4 мм. Канал с топливом отделен от холодного замедлителя прослойкой газа (азота), который прокачивается в кольцевом зазоре между каналом и наружной трубой. Горизонтальное расположение и конструкция каналов позволяют проводить непрерывную перегрузку топлива без остановки реактора. Специальные перегрузочные машины, расположенные с обоих торцов реактора, загружают свежие топлив-

ные сборки (ТВС) в каналы с одной стороны и выталкивают сборки с отработанным топливом в защищенные контейнеры с другой стороны активной зоны. Из-за отсутствия остановок реактора для перегрузки реакторы CANDU отличаются высоким коэффициентом использования мощности (КИУМ более 90 %).

Под каландром расположен горизонтальный цилиндрический бак из нержавеющей стали диаметром около 5,5 м и длиной 12 м с толщиной стенок 19 мм. Бак соединен с каландром четырьмя сбросными трубопроводами. Во время работы реактора в баке поддерживается давление гелия выше, чем в верхней части каландра. При необходимости (в аварийной ситуации) давление газа сбрасывается и замедлитель под действием силы тяжести сливается из каландра в бак.

Тепловыделяющие сборки (топливные сборки) – ТВС – имеют длину 50 см и состоят из 19 – 37 твэлов (в зависимости от мощности реактора). Топливо из двуокиси урана в виде прессованных таблеток диаметром 14,3 мм помещено в трубки из циркалоя с толщиной стенок 0,4 мм. В каждый канал помещается 12 ТВС. В реакторе электрической мощностью 600 МВт содержится 4500 ТВС в 380 каналах.

Система отвода тепла двухконтурная и разделена на две идентичные параллельные петли, в каждой из которых установлено 6 кожухотрубных парогенераторов. Первый контур содержит 160 т тяжелой воды, температура которой на входе и выходе 250 и 293 оС соответственно. Теплоноситель через половину каналов пропускается в одном направлении, а через другую – в противоположном. Во втором контуре используется обычная вода, являющаяся рабочим телом паротурбинного цикла. Для охлаждения около 280 т тяжеловодного замедлителя, который греется при торможении нейтронов, организована его циркуляция при давлении, близком к атмосферному, через корпус реактора и внешний теплообменник. Это тепло для энергетических целей не используется. Температура замедлителя может изменяться от 28 до 60 оС.

Следствием относительно невысокого давления теплоносителя в реакторных каналах являются более низкие параметры пара на турбогенераторе, чем это принято в PWR. Повышение давления в первом контуре повлечет за собой увеличение толщины стенок каналов и, следовательно, поглощение нейтронов конструкцион-

ными материалами, что ухудшит баланс нейтронов. Поэтому КПД энергоблоков с реакторами CANDU лежит в диапазоне 28 – 30 % против 32 – 36 % на АЭС с легководными реакторами.

Экономика тяжеловодных реакторов в основном определяется соотношением между двумя противоположно действующими факторами: высокой стоимостью тяжелой воды и низкой стоимостью топливного цикла на естественном уране. Использование тяжелой воды в качестве теплоносителя можно рассматривать только в двухконтурной схеме, в которой стоимость парогенераторов дает заметный вклад в общие капитальные затраты. Попытки использовать прямой паротурбинный цикл на тяжелой воде оказались неэффективными. Использование в качестве теплоносителя обычной (легкой) воды позволяет организовать прямой цикл преобразования энергии (с кипением воды в активной зоне), что исключает применение сложных парогенераторов и уменьшает затраты на тяжелую воду. При этом, правда, возникают ограничения на единичную мощность реактора (в целях недопущения кризиса теплообмена при кипении воды) и положительный пустотный коэффициент реактивности. При оценке экономической эффективности использования Н2О-теплоносителя (вместо D2O) в реакторе с тяжеловодным замедлителем следует учитывать, что уменьшение стоимости системы вследствие использования прямого термодинамического цикла достигается ценой уменьшения глубины выгорания топлива изза ухудшения баланса нейтронов.

В Канаде 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, 90 % – в Литве 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. Подробное описание реакторов РБМК и истории их создания дано в монографии [5.38], подготовленной большой группой специалистов под редакцией Главного конструктора канальных реакторов НИКИЭТ Ю.М. Черкашова (табл. 5.5).