Атомная энергетика

Энергетика
Реакторы с тяжелой водой под давлением
Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД
Использование тория
реактор ВВЭР-СКД
Расчеты выгорания рабочих ТВС и ТВС с МА.
реактор БН-350
Конструкция реактора
Опыт эксплуатации РУ БН-350
Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350
Баксанская нейтринная обсерватория
Основные типы реакторов, принятые к промышленной реализации
АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами

АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами

  Реакторы этого типа работают на тепловых нейтронах, в качестве замедлителя используется графит, а в качестве теплоносителя – обычная вода.

В реакторах типа РБМК (рис.3.3) топливо размещено в большом количестве отдельных труб (каналов),  по которым течет охлаждающая вода. Давление удерживается не одним корпусом высокого давления, а многими трубами. Ядерным топливом в реакторе этого типа служит диоксид урана с обогащением по урану-235 до 2 — 2,4%, размещенный в трубках из коррозионностойких циркониевых сплавов диаметром 13,6 мм. Смонтированные в тепловыделяющую сборку 18 трубок с топливом помещают в вертикально расположенный канал, по которому прокачивается охлаждающая вода, которая превращается в пар непосредственно в реакторе. Система теплосъема – одноконтурная. В реакторе под давлением 6,5 МПа при температуре 280 оС вырабатывается пар, который подается на турбины. Диаметр активной зоны современного реактора РБМК – около 12 м, высота – 7 м. В активной зоне находится, как правило, 1693 работающих канала, содержащих около 200 т урана. Мощность большинства реакторов РБМК составляет 1000 МВт.

В реакторах такого типа отсутствуют ограничения по развитию мощности. Преимуществом этого реактора является возможность без остановки, в процессе эксплуатации, выполнять ежесуточную замену двух-пяти ТВС. Одноконтурная схема АЭС позволяет создавать в реакторе давление, близкое давлению перед турбиной (около 7 МПа), т.е. существенно меньшее, чем для двухконтурных АЭС.

По данным на начало 2007 г. в России действовало 11 энергоблоков с реакторами РБМК общей электрической мощностью около 1,1·104 МВт и 2 энергоблока в Литве общей электрической мощностью 0,26·104 МВт.

Рис.3.3. Принципиальная схема АЭС с реактором РБМК:

1 – корпус (контеймент); 2 – графитовый замедлитель; 3 – стержни СУЗ; 4 – водяные каналы с ядерным топливом (активная зона); 5 – барабан-сепаратор пара; 6 – главный циркуляционный насос; 7 – питательный насос; 8 – конденсатор; 9 – циркуляционный насос; 10 – турбина; 11 – генератор; 12 – трубопровод внешнего охладителя

АЭС с тяжеловодными реакторами

 Реакторы этого типа охлаждаются тяжелой водой под давлением (PHWR – Pressurized Heavy Water Reactor). Это реактор канального типа (рис.3.4), в котором в качестве замедлителя используется тяжелая вода D2O, а теплоносителем может служить как обычная, так и тяжелая вода или углекислый газ. Контур теплоносителя в реакторе представляет собой систему труб, пронизывающих емкость с тяжелой водой. Тепловыделяющие сборки находятся внутри труб и омываются теплоносителем. В качестве оболочек твэлов применяются циркониевые или магниевые сплавы, при этом критичность реактора и запас реактивности на кампанию достигается на природном уране с использованием диоксида урана. Теплосъем в наиболее совершенных реакторах этого типа – канадских реакторах CANDU – осуществляется тяжелой водой без кипения в каналах. Во втором контуре используется обычная вода.

Рис.3.4. Принципиальная схема АЭС с реактором PHWR:

1 – корпус (контеймент); 2 – парогенератор; 3 – емкость с тяжелой водой (замедлитель); 4 – стержни СУЗ; 5 – водяные каналы с ядерным топливом (активная зона); 6 – циркуляционный насос замедлителя; 7 – охладитель замедлителя; 8 – главный циркуляционный насос; 9 – питательный насос; 10 – конденсатор; 11 – турбина; 12 – генератор; 13 – циркуляционный насос; 14 – трубопровод внешнего охладителя

По данным на начало 2003 г. в мире находились в эксплуатации 34 энергоблока с реакторами такого типа. Из них 14 – в Канаде, 12 – в Индии, 4 – в Корее, по 1 – в Аргентине, Китае, Пакистане и Румынии. Общая электрическая мощность всех АЭС такого типа составляет около 1,8·104 МВт.

АЭС с газографитовыми реакторами

  АЭС с газографитовыми (магноксовыми – MAGNOX) реакторами построены по двухконтурной схеме с использованием углекислого газа в качестве теплоносителя и водяного пара во втором турбинном контуре (рис. 3.5).

Замедлителем в реакторах этого типа служит графит, топливом – природный уран в виде металлических стержней в оболочке из магнокса – сплава магния с алюминием и бериллием (лат. magnesium – магний, гр. oxys – кислый). Этот сплав слабо поглощает нейтроны и химически не реагирует с диоксидом углерода. Активная зона набирается из графитовых блоков, имеющих центральные отверстия для размещения твэлов. Между графитом и ребристым стержнем продувается углекислый газ. Давление газа воспринимается прочным корпусом.

Рис.3.5. Принципиальная схема АЭС с газографитовым реактором:

1 – корпус (контеймент); 2 – парогенератор; 3 – стержни СУЗ; 4 – прочный корпус; 5 – каналы с ядерным топливом (активная зона); 6 – графит (замедлитель); 7 – газодувка; 8 – питательный насос; 9 – конденсатор; 10 – турбина; 11 – генератор; 12 – циркуляционный насос; 13 – трубопровод внешнего охладителя

Существенным недостатком реакторов этого типа является ограничение по температуре теплоносителя, связанное с предельно допустимой температурой на магноксовых покрытиях.

Более высокую температуру теплоносителя имеет усовершенствованный газоохлаждаемый реактор AGR (Advanced Gas-cooled Reactor). Замедлителем здесь служит графит, теплоносителем – углекислый газ, топливом – диоксид урана с обогащением по урану-235 до 2-3%. Оболочка твэла представляет собой трубку из нержавеющей стали. Это реактор корпусного типа, работающий по двухконтурной схеме. В АЭС с реакторами этого типа парогенераторы и газодувки помещаются внутри корпуса из предварительно напряженного железобетона.

По данным на начало 2003 г. в Великобритании находились в эксплуатации 14 энергоблоков с магноксовыми реакторами общей электрической мощностью около 3·103 МВт и 14 энергоблоков с AGR-реакторами общей электрической мощностью около 9·103 МВт.

АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН)

Западный аналог реакторов БН – FBR (Fast Breeder Reactor). Это тип реактора, в котором отсутствует замедлитель, и основное число делений вызывается быстрыми нейтронами. В реакторах этого типа каждый акт деления сопровождается рождением большего (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые, будучи захвачены ядрами урана-238, превращают их в ядра нового ядерного топлива – плутония-239. При этом на каждые 10 разделившихся ядер урана-235 возникает до 15 ядер плутония-239. Этот процесс называется расширенным воспроизводством ядерного топлива. Он позволяет использовать в АЭС уран-238 и торий-232, что значительно увеличивает сырьевую базу ядерной энергетики.

Для реактора на быстрых нейтронах (рис.3.6) характерно наличие зоны воспроизводства, в которой размещается обедненный уран для получения из него плутония и последующего его деления. В активную зону загружают либо уран, обогащенный ураном-235 до 25%, либо плутоний, который может быть получен из отработанного топлива тепловых реакторов, либо уран-плутониевое смешанное топливо.

Рис.3.6. Принципиальная схема АЭС с жидкометаллическим реактором на быстрых нейтронах:

1 – корпус (контеймент); 2 – стержни СУЗ; 3 – корпус реактора; 4 – тепловыделяющие сборки с ядерным топливом (активная зона); 5 - промежуточный теплообменник натрий-натрий; 6 – главный циркуляционный насос первого контура; 7 – главный циркуляционный насос второго контура; 8 - парогенератор; 9 – питательный насос; 10 – конденсатор; 11 – турбина; 12 – генератор; 13 – циркуляционный насос; 14 – трубопровод внешнего охладителя 

Первые исследовательские реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БР-5 в России и EBR-1 в США были пущены еще в середине 50-х годов прошлого века. За ними последовали опытные энергетические реакторы EBR-2 в США, «Даунри» в Великобритании, «Рапсодия» во Франции и БОР-60 в России, БН-350 в Казахстане. При этом реактор БН-350 кроме производства электроэнергии выдавал пар для установок – опреснителей морской воды.

По данным на начало 2008 г. в мире находились в эксплуатации 3 промышленных энергоблока с реакторами такого типа: БН-600 в России, PHENIX во Франции, MONJU в Японии. Общая электрическая мощность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах составляет около 1,3·103 МВт.

Перспективными проектами энергетических реакторов являются высокотемпературные газовые реакторы (ВТГР), высокотемпературные газовые реакторы на быстрых нейтронах (БГР), быстрые реакторы, охлаждаемые свинцом (БРЕСТ), модульные транспортабельные реакторы и т.д. 

Основными реакторами в России являются водо–водяные и уран–графитовые. Россия является мировым лидером в проектировании и использовании реакторов на быстрых нейтронах.

Ядерные реакторы