Статистические данные по ядерной энергетике. Типы и количество работающих реакторов.

Первая часть

Продолжим изучать состояние дел в мировой ядерной энергетике. В первой части мы рассмотрели количество работающих и строящихся реакторов. Теперь разберем, реакторы какого типа наиболее распространены. Собственно, распределение реакторов по типу и электрической мощности можно увидеть на приведенном ниже рисунке.

Типы реакторов:

PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);

BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор;

FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых нейтронах;

GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор;

LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор;

PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор.

Реакторы типа PWR являются самым распространенным типом реакторов в мире. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора PWR следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Принципиальная схема реактора PWR представлена на рисунке.

Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Схема работы водо-водяного реактора:

На втором месте по распространенности находятся BWR - кипящие реакторы. Одной из их разновидностей также является ГВР, водно-графитовый реактор (ВГР), уран-графитовый реактор; по классификации МАГАТЭ - LWGR. Основным его отличием от BWR является использование в качестве замедлителя нейтронов графита вместо воды.   В нашей стране основным реактором типа LWGR является РБМК - реактор большой мощности канальный.

РБМК построен по несколько другому принципу, чем PWR. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рисунке.

Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров. По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250 мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114 мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5 м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5 мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5 мм из двуокиси урана (UO2), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.

Схема работы кипящего водяного реактора:

Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293). Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Плутоний используется также в военных целях.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

PHWR - тип теплового ядерного реактора, разработанного в Канаде - ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем кипящего типа. В нем используется естественный необогащенный уран и тяжелая вода в качестве замедлителя и теплоносителя.

В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана. В принципе хорошо спроектированный и построенный реактор на тяжелой воде может работать долгие годы на естественном уране, нуждающемся лишь в выделении его из руды, и давать дешевую энергию. Но тяжелая вода очень дорога в производстве, и поэтому вследствие неизбежных утечек ее из трубопроводов суммарные затраты на эксплуатацию реактора возрастают и приближаются к аналогичным у РБМК и ВВЭР.

Самым известным реактором на тепловых нейтронах, использующим в качестве замедлителя тяжёлую воду и работающим на природном (не обогащённом) уране является реактор CANDU - канадский дейтерий-урановый реактор с тяжелой водой под давлением, в которм тяжелая вода используется в качестве замедлителя и теплоносителя.

CANDU (CANada Deuterium Uranium) – тяжёлый водо-водяной двухконтурный ядерный реактор производства Канады. В 1-м контуре CANDU используется не обычная, а тяжёлая вода, что позволяет (при достаточно больших размерах активной зоны и, соответственно, большом запасе ядерного топлива) использовать в качестве топлива обычный природный уран. В отличие от большинства водо-водяных реакторов (например, ВВЭР), CANDU – канальный реактор, это позволяет заменять использованное топливо свежим, не останавливая реактор.

схема реактора CANDU

Большинство энергетических реакторов во всём мире копируют американские принципы - активная зона должна быть размещена в едином корпусе высокого давления. Но в CANDU - иной подход. Здесь активная  зона разбита на сотни топливных каналов, способных выдерживать относительно высокое давление.

Эксплуатировать подобный реактор сложнее, но зато его возможно перегружать "на ходу", в то время как легководные аппараты для смены топлива приходится полностью останавливать. В настоящее время мощность действующих реакторов этого типа не превышает 750 МВт, однако разработан проект реактора мощностью 1200 МВт.

Этот реактор стал успешно продвигаться в мире, поскольку имел самый высокий коэффициент установочный мощности. В Канаде было построено 22 блока с реакторами CANDU, и ещё 11 канадских тяжёловодников появилось за рубежом (правда, в таких странах, как Южная Корея, Румыния, Индия). Однако, потом начались неприятности. Сначала четыре блока с этими установками на АЭС "Дарлингтон" подскочили в цене с запланированных 2,5 миллиардов до 14,4 миллиардов долларов, затем, вместо ожидаемого продления срока эксплуатации, восемь реакторов в Онтарио пришлось останавить ещё до истечения 25-летнего срока эксплуатации, причём на возврат в строй четырёх из них было затрачено

несколько миллиардов долларов, а два блока на АЭС "Пикеринг" признано нецелесообразным модернизировать. Сами блоки с CANDU работают неплохо, но в терминах среднего за срок службы КИУМ они уступают своим собратьям от "Вестингауза" и AREVA. Кроме того, время перегрузки топлива в американских реакторах намного меньше, чем в канадских. Поэтому подобные реакторы больше не строятся. Тем не менее, сейчас они активно эксплуатируются и нарабатывают плутоний.

Сейчас основное преимущество CANDU видят в возможности полного перехода этих реакторов на смешанное уран-плутониевое топливо (МОХ-топливо), т.к. другие тепловые энергетические реакторы в мире (и то далеко не все) позволяют только треть своей загрузки переводить на МОХ-топлива. Поэтому реакторы этого типа – основная надежда на уничтожение мировых запасов плутония.

В СССР тяжеловодные реакторы разрабатывал Институт теоретической и экспериментальной физики. Под руководством А. И. Алиханова и В. В. Владимирского были разработаны и сооружены промышленные тяжеловодные реакторы для производства плутония, трития и изотопов, опытные тяжеловодные реакторы в Югославии и КНР, тяжеловодный реактор с газовым охлаждением КС-150 для атомной электростанции А-1 в Богунице (Словакия), вступившей в строй в 1972 году. Разработка ТВЭЛов для КС-150 велась в Харьковском физико-техническом институте АН УССР.

Наибольшим коэффициентом полезного действия обладают реакторы с газовым теплоносителем. Они же считаются самыми безопасными. В настоящее 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. В качестве 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. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ, например, СО2 . Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя. Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора c выбросом радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно. Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе Америке и Китае.

В 2005 Китай начал строительство первого в мире функционирующего в коммерческих целях 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. В нём вместо воды используется инертный газ (например, гелий или азот), что позволяет увеличить КПД реактора до 50%. ТВЭЛы представляют собой не стержни, а шары размером с яблоко, покрытые графитовой оболочкой. Малая активная зона реактора и то, что ядерное топливо «распределено» среди сотен тысяч шаров, сводит риск аварии на АЭС к нулю. Кроме того, в реактореn нового типа используется необогащенный уран, что делает PBMR более привлекательным с точки зрения нераспространения и долговременного хранения отработавшего топлива и радиоактивных отходов.

В последнее время существенное внимание уделяется развитию высокотемпературных газоохладаемых реакторов (ВТГР). ВТГР - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор, в котором в качестве топлива может использоваться уран или плутоний, а в качестве воспроизводящего материала - торий. Замедлитель нейтронов – графит, а теплоноситель и рабочее тело - газ. Газ позволяет достигать более высокие температуры теплоносителя на выходе из реактора, а, следовательно, наиболее высокий термический КПД установки.

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, атомная станция ВГМ-П для энергоснабжения типового нефтеперерабатывающего комбината.Одним из реакторов нового поколения, удовлетворяющих требованиям развивающейся широкомасштабной атомной энергетики, является модульный высокотемпературный гелиевый реактор с газовой турбиной (ГТ-МГР), конструкция которого в настоящее время разрабатывается в рамках международного сотрудничества.

Источники:

1. И.Н.Бекман. ПЛУТОНИЙ. Учебное пособие. Глава 10.
2. Атомные электростанции.