4.3. Место и роль реакторов типа candu в мировой ядерной энергетике
Реакторные установки типа СANDU (CANada Deuterium Uranium) относятся к группе тяжеловодных энергетических реакторов (за международной классификацией - PHWR - Power Heavy Water Reactor). Тяжеловодные реакторы начали разрабатываться в 40-х годах прошлого века в СССР, Великобритании и США в качестве промышленных с целью наработки урана-233 (в ториевом цикле) и плутония-239 (в урановом цикле). Вместе с тем, в Канаде такие реакторы развивались в качестве энергетических, период эволюционного усовершенствования технологии CANDU на сегодня представляет свыше 50 лет.
На сегодня в 7 странах эксплуатируются 44 ядерные энергоблока с реакторами СANDU, еще 4 блока - строятся. За общим количеством эти реакторы занимают третье место в мире после легководяных под давлением (типа PWR/ВВЕР) и легководяных кипящих реакторов (типа BWR).
После Канады, что является страной происхождения технологии СANDU и эксплуатирует 18 таких энергоблоков, Пакистан и Индия были первыми странами, где были построены энергоблоки с реакторными установками этого типа (установленная мощность 137 и 100 Мвт, подключение к сети в 1971 и 1972 г.г., соответственно). В Пакистане программа СANDU не нашла дальнейшего продолжения. В Индии следующий блок типа CANDU мощностью 200 Мвт был построен на базе опыта, полученного при 1-строительстве го блока через 8 лет (подключение к сети в 1980 г.). С того времени в Индии введенные в эксплуатацию еще 13 блоков этого типа, сейчас строится еще 3 тяжеловодные реакторы. При этом один из строящихся блоков мощностью 200 Мвт ориентированный на использование ториевого цикла.
Следующими странами, которые присоединились к программе СANDU, были Южная Корея и Аргентина, где коммерческая эксплуатация первых энергоблоков типа CANDU установленной мощностью 679 и 648 Мвт была начата в 1983 и 1984 г.г., соответственно. В обеих странах программа СANDU нашла активное дальнейшее развитие. В Южной Корее в период 1997-1999 г.г. были введены в эксплуатацию еще 3 блока, дальнейшее строительство не планируется. В Аргентине сейчас строятся еще 2 блока типа CANDU.
Последними странами, которые начали использовать технологию СANDU, были Румыния и Китай (соответственно, 1996 и 2002 г.г.). В Румынии на сегодня в эксплуатации находятся 2 энергоблока типа CANDU, в планах строительства - еще 3 блока на АЭС Чорновода. В Китае сейчас в эксплуатации находятся 2 блока этого типа.
Во всех вышеуказанных странах сооружения уже первых энергоблоков сопровождалось довольно широкой передачам технологий и строительством заводов по производству топлива.
Дальнейшее развитие технологии СANDU на сегодня связанный, главным образом, с разработками, которые ведутся в Канаде и Индии.
5. Тяжёловодные реакторы sGhwr
Наряду с реакторами типа CANDU в ряде стран, в том числе и в Канаде, осваиваются тяжёловодные реакторы, охлаждаемые обычной водой. Типичным примером является разработанная в Великобритании конструкция реактора SGHWR (Steam Generation Heavy Water Reactor – парогенерирующий тяжеловодный реактор). На рис. 3 показан общий вид тяжеловодного реактора SGHWR, охлаждаемого обычной водой с кипением теплоносителя в активной зоне. В отличии от реакторов CANDU расположение рабочих каналов в этих реакторах вертикальное, что обусловлено развитым кипением теплоносителя и движением в каналах двухфазной смеси с большим содержанием пара. В остальном конструкции эти реакторов весьма схожи. Основной элемент реактора – цилиндрический бак, пронизанный вертикальными трубами каландра. Межтрубное пространство заливается тяжеловодным замедлителем, а в трубах каландра размещаются рабочие каналы, несущие давление теплоносителя. Каландр со всех сторон окружён ёмкостями, заполненными обычной водой и выполняющими роль тепловой и биологической защиты. Теплоноситель, недогретый до температуры насыщения, подаётся с нижнего торца реактора в рабочие каналы, в которых подвешены ТВС, догревается до кипения, частично испаряется и пароводяная смесь поступает в барабан-сепаратор. Отсепарированная вода вновь направляется в контур циркуляции, а насыщенный пар – для работы в турбины. Как видно, схема контура аналогична схеме реакторов РБМК, они схожи и по параметрам теплоносителя.
В качестве топлива используется двуокись урана как с природным содержанием U(235), так и обогащённая. Основным конструкционным материалом служит сплав на основе циркония. Перегрузка топлива может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе.
Рис. 3 Общий вид тяжеловодного реактора типа SGHWR, охлаждаемого кипящей водой.
