теплоэнергетика

рах второму контуру поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков. Сплошная кольцевая перегородка между рядами нижних и верхних патрубков отделяет корпус реактора от внутрикорпусной шахты и формирует движение потока теплоносителя вниз. Таким образом, вода проходит вниз по кольцевому зазору между ними, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в активную зону, то есть в тепловыделяющие сборки, где происходит нагрев. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в их межтрубное пространство, затем попадает в зазор между шахтой и корпусом уже выше кольцевой перегородки и через выходные патрубки выходит из реактора.

Корпус через опорное кольцо, с которым его связывает шпоночное соединение, опирается на опорную ферму. Также усилия от корпуса воспринимаются упорной фермой через шпоночное соединение.

Внутрикорпусной фланец шахты опирается на фланец корпуса, шахта удерживается от смещений и центруется шпонками в верхней и нижней частях, а в центральной части — разделительным кольцом между входными и выходными патрубками. В эллиптическом днище шахты закреплены опоры, установленные под каждой ТВС и имеющие отверстия для прохода в них теплоносителя. На уровне активной зоны и вокруг неё в шахте расположена выгородка, являющаяся вытеснителем и защитным экраном. В активной зоне содержится 163 ТВС с шагом 236 мм (151 с шагом 241 мм для проекта В-187), каждая из них установлена своим хвостовиком на опору днища шахты. Головки ТВС имеют пружинные блоки, которые поджимаются БЗТ при установке крышки реактора. Нижняя плита БЗТ фиксирует головки ТВС и обеспечивает совмещение направляющих каналов для управляющих стержней в ТВС с каналами в защитных трубах БЗТ, в которых перемещаются штанги приводов СУЗ.

Достоинства реакторов типа ВВЭР:

1.Технология изготовления таких реакторов хорошо изучена

иотработана.

2.Вода, обладая хорошими теплопередающими свойствами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами. (При одинаковых условиях коэффициент теплопередачи для тяжёлой воды на 10 % больше по сравнению с коэффициентом теплопередачи для лёгкой воды.)

201

3.Использование воды в качестве теплоносителя позволяет осуществить непосредственную генерацию пара в реакторе (кипящие реакторы). Лёгкая вода используется также для организации пароводяного цикла во вторичном контуре.

4.Невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды упрощает проблему эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования.

5.Обычная химически обессоленая вода дешева.

6.Использование воды обеспечивает безопасность эксплуатации реактора.

7.В реакторах с водяным теплоносителем-замедлителем при соответствующей конструкции активной зоны можно достичь отрицательного температурного коэффициента реактивности, что предохраняет реактор от произвольного разгона мощности.

8.Позволяет создавать блоки мощностью до 1600 МВт.

11.4.3. Водо-водяные реакторы ВВЭР-1000

Реактор ВВЭР-1000 является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя (рис. 11.9). Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя.

Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (твэл) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках твэлы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 241 мм. Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние – в дистанционирующую прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию.

На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регули-

202

рующими органами, и как правило, жидким поглотителем.

Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам.

Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора.

В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обога-

Рис. 11.9. Реактор ВВЭР-

загрузки образцов-свидете-

активной зоны; 10 – топливные сборки; 11 – теплоизоляция реактора;12 – крышка реактора; 3 – регулирующие стержни; 14 – топливные стержни.

203

щением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4

до 4.4 % (масс).

Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне и в конечном итоге снижение мощности реактора. Технологическая схема энергоблоков с реактором ВВЭР1000 имеет два контура.

Первый контур – радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-1000 имеются 4 циркуляционные петли.

Второй контур – нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторыпароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.

Технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов, управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого контура, а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля, управления и защиты.

Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора тепловой мощностью 3 000 МВт отводится теплоносителем с температурой 322°C.

Расход воды через реактор – 15 800 кг/с, а рабочее давление в первом контуре – 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН возвращается в реактор.

Основные конструкционные характеристики активной зоны реактора ВВЭР-1000 приведены в табл. 11.5.

204

Таблица 11.5. Основные конструкционные характеристики

активной зоны ВВЭР-1000

205

11.5.Реакторы на быстрых нейтронах типа БН

11.5.1. Создание реакторов на быстрых нейтронах

Необходимость создания реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем была осознана в СССР в 1956 г. после неудачи проекта БР-2 – быстрого реактора, в котором в качестве теплоносителя использовалась ртуть. В ходе эксплуатации БР-2 были обнаружены коррозионные повреждения оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов), через которые плутоний попадал в теплоноситель. По этим причинам работа реактора БР-2 была прекращена.

На месте демонтированного БР-2 в здании № 85 ФЭИ был создан новый быстрый реактор БР-5. В качестве теплоносителя в нём был использован жидкий натрий, а в качестве топливного материала для первой загрузки – PuO2. Проектирование, изготовление оборудования, строительные работы и пусконаладочные операции были завершены в срок менее четырёх лет, и в 1959 году БР-5 достиг проектной мощности 5 МВт (тепловых).

Перед проектировщиками реактора БР-5 была поставлена основная задача – отработать на практике элементы технологии будущих энергетических и военных быстрых реакторов: насосы, теплообменное оборудование, натриевое оборудование, топливные элементы, системы управления и защиты и многое другое. Поэтому расширенное воспроизводство плутония в БР-5 не предусматривалось.

В 1973 году была проведена реконструкция реактора БР-5 с увеличением мощности до 10 МВт и преобразованием в реактор БР-10.

Следующим шагом в изучении работы реакторов на быстрых нейтронах было создание экспериментального энергетичес кого реактора БОР-60 мощностью 60 МВт, действующего с 1968 г. в НИИАР (г. Димитровград).

Первая опытно-промышленная установка двухцелевого назначения (выработка электроэнергии и опреснение морской воды) с первым в мире энергетическим реактором на быстрых нейтронах БН-350 была запущена в эксплуатацию в 1973 г. (г. Шевченко, ныне г. Актау, Казахстан).

Современный этап характеризуется накоплением уникального опыта в процессе эксплуатации энергетического реактора на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС, который находится в эксплуатации c 1980 г.

206

Следующим этапом развития реакторов на быстрых нейтронах должен стать пуск в эксплуатацию 4-го энергоблока ядерного реактора БН-800 на Белоярской АЭС, который готовится к вводу в строй в 2012 - 2013 гг.

Отметим, что экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е гг. в ряде стран мира.

В1960-1980-е гг. работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, Японии и ряде европейских стран. К началу 1990-х гг. большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат. 2009 г. стал последним в долгой «карьере» французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phenix). Теперь

вмире осталась единственная страна с действующим быстрым энергетическим реактором – Россия и реактор БН-600 III-й блок, Белоярской АЭС.

Однако в настоящее время к АЭС с реакторами на быстрых нейтронах вновь приковано внимание специалистов и общественности. Согласно оценкам, сделанным Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 2009 г., общий объем разведанных запасов урана, расходы на добычу которого не превышают $130 за килограмм, составляет примерно 4,7 млн т.

Согласно оценкам МАГАТЭ, этих запасов хватит на 85 лет (если взять за основу потребность в уране для производства электроэнергии по уровню 2004 г.).

Содержание изотопа 235, который «сжигают» в тепловых реакторах, в природном уране составляет всего 0,72%, остальное составляет «бесполезный» для тепловых реакторов уран238.

Однако если перейти к использованию реакторов на быстрых нейтронах, способных «сжигать» уран-238, этих же запасов хватит более чем на 2500 лет!

Наибольший интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея).

ВИндии ведётся строительство натриевого реактора на быстрых нейтронах PBFR-500 мощностью 500 МВт, пуск которого намечен на 2013 г. На следующем этапе Индия планирует построить малую серию из четырёх реакторов на быстрых нейтронах той же мощности.

207

11.5.2. Принцип действия реактора на быстрых нейтронах

Воспроизводство ядерного горючего (делящихся ядер) является важной особенностью ядерной энергетики и ее принципиальным отличием от энергетики традиционной. Сжигая 1 кг загруженного в реактор делящегося материала, получают КВ кг нового (КВ – коэффициент воспроизводства).

В реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1: в тяжеловодных – КВ < 0,8, в ВВЭР и РБМК – КВ ≈ 0,5. В реакторах на быстрых нейтронах в плутоний-плутониевом (Рu-Рu) топливном цикле КВ может достигать 1,5 – 1,7. При КВ > 1 может использоваться практически весь воспроизводящий материал –238U, 232Тh. В этом случае и при использовании только 238U сырьевая база ядерной энергетики возрастает, по подсчетам специалистов, примерно в 140 раз. Вследствие воспроизводства ядерного горючего в реакторах на быстрых нейтронах ядерная энергетика имеет в долгосрочной перспективе принципиально более широкие возможности по сравнению с традиционными источниками энергии.

Для расширенного воспроизводства ядерного горючего (КВ > 1) используются реакторы на быстрых нейтронах (БР), охлаждаемые жидкими щелочными металлами (Nа, К), эвтектическим сплавом (Nа-К) и газами (Не, водяной пар, диссоциирующий газ N2O4). Из металлических теплоносителей для БР был выбран натрий как наиболее доступный, имеющий низкую замедляющую способность и обеспечивающий хорошую теплоотдачу с поверхности твэлов. По сравнению с другими жидкими металлами натрий обладает большей объемной теплоемкостью, наибольшей теплопроводностью и сравнительно малой плотностью. Реактор на быстрых нейтронах – ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ.

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO2 и пр.) и теплоносителя. 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 лишь до энергий 0,1 – 0,4 МэВ.

208

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. 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. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно большую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: урана–238 и тория–232 (232Th). Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, твэлами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной. 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.

Повышенное воспроизводство ядерного горючего предполагает высокую долю топлива в активной зоне, что обусловливает высокие тепловые нагрузки и малый шаг размещения твэлов. При этом неравномерность тепловыделения сравнительно велика (максимальное тепловыделение превышает среднее в

1,5– 2 раза).

209

11.5.3. Реактор БН-600

Реактор имеет интегральную компоновку (рис. 11.10), то есть в корпусе реактора расположена активная зона, а также три петли первого контура охлаждения, каждая из которых имеет свой главный циркуляционный насос и два промежуточных теплообменника. Теплоносителем служит жидкий натрий, который

прокачивается через активную зону снизу вверх и разогревается с 370 до 550°С.

Активная зона и зона воспроизводства смонтированы в напорной камере, где расход теплоносителя распределяется по топливным сборкам соответственно их тепловыделению. Активная зона по торцам и периметру окружена экранами – зоной воспроизводства, состоящей из сборок, заполненных двуокисью обедненного урана.

Триста семьдесят топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 – 17, 21 и 26%. Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах твэлов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства).

Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе

210