Харитонов Енергетика

Реактор с графитовым замедлителем имеет более длинную историю, чем любой другой тип реакторов, поскольку первые критические сборки, построенные под руководством Э. Ферми в Чикаго (1942 г.) и И. Курчатовым в Москве (1946 г.) представляли собой реактор с графитовым замедлителем на естественном уране. Первая АЭС, пуск которой состоялся в 1954 г. в г. Обнинске (СССР), была с реактором канального типа с графитовым замедлителем.

Реактор РБМК-1000 тепловой мощностью 3,2 ГВт представляет собой графитовую кладку цилиндрической формы диаметром 12 м

ивысотой 8 м, набранную из графитовых блоков квадратного сечения 250×250 мм с осевым отверстием и пронизанную вертикальными каналами, каждый из которых представляет собой как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра (около 88 мм). В реакторах РБМК, называемых также канальными графитовыми, графит является замедлителем нейтронов, а обычная вода – теплоносителем и рабочим телом паротурбинного цикла. Реакторы рассчитаны на одноконтурную схему отвода тепла и выработку насыщенного пара как в реакторах BWR.

Вциркониевом канале полной длиной 22 м размещены одна над другой две тепловыделяющие сборки (ТВС) высотой 3,5 м каждая. ТВС имеют на оси несущий циркониевый стержень, а вокруг него – два ряда концентрически расположенных твэлов: во внутреннем ряду 6 твэлов, во внешнем – 12. Наружный диаметр твэла 13,5 мм, оболочка толщиной 0,9 мм из сплава циркония с 1 % ниобия. Сердечник твэла из двуокиси урана с 2 % обогащением по урану-235. Перегрузка топлива – непрерывная без остановки реактора.

Вода подается снизу, нагревается и закипает, и образующаяся пароводяная смесь с паросодержанием 14,5 % из верхней части трубы (канала) отводится в сепаратор, где пар отделяется от влаги

ис температурой 280 оС и давлением 6,5 МПа направляется в турбину. КПД АЭС около 31 %.

К основным достоинствам канальных реакторов типа РБМК, подтвержденным более чем 55-летним опытом разработки и эксплуатации, относятся [5.38]:

•дезинтегрированность конструкции и отсутствие проблем, связанных с изготовлением, транспортировкой и эксплуатацией толстостенного корпуса реактора и парогенераторов;

•большой объем теплоносителя в контуре циркуляции;

•непрерывность перегрузки топлива, малый запас реактивности;

•наличие аккумулятора тепла в активной зоне в виде графитовой кладки;

•высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя.

Таблица 5.5

Основные технические характеристики усовершенствованного реактора РБМК-1000 [5.38]

Электрическая мощность, МВт	1000
Тепловая мощность, МВт	3200
Число циркуляционных петель	2
Массовый расход теплоносителя, кг/с	10 416
Давление в барабан-сепараторах, МПа	7
Массовый расход пара, кг/с	1 555
Расходное массовое паросодержание, %	14,5
Давление пара на входе в турбину, МПа	6,5
Температура пара на входе в турбину, оС	280
Температура питательной воды, оС	165
Диаметр активной зоны, м	11,8
Высота активной зоны, м	7
Диаметр канальной трубы, мм	88
Толщина стенки трубы, мм	4
Средняя линейная тепловая нагрузка твэлов, Вт/см	146
Максимальная линейная тепловая нагрузка, Вт/см	350
Масса топлива, т	192
Число топливных каналов	1661
Число твэлов в ТВС	2х18
Максимальная мощность канала, МВт	3
Диаметр твэла, мм	13,5
Диаметр ТВС, мм	79
Обогащение топлива, %	2 – 2,4
Глубина выгорания топлива, ГВт·сут./т	22
Масса графита, т	1 700
Температура графита, оС	500 – 700
Число регулирующих стержней	211

К недостаткам канальных водо-графитовых реакторов относятся:

•сложность организации контроля и управления из-за больших размеров активной зоны;

•большой объем сборочных работ на стройплощадке;

•разветвленность циркуляционного контура и большой объем контроля сварных швов;

•образование за счет графитовой кладки большого объема отходов при снятии реактора с эксплуатации.

Благодаря серьезным усовершенствованиям конструкции реакторов РБМК после Чернобыльской аварии, способствовавшим обеспечению надежности, технической и экологической безопасности эксплуатации, в России принято решение о продлении срока эксплуатации реакторов РБМК-1000 на 15 лет сверх проектного 30летнего срока.

5.2.5.Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы

Стадии развития. В высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах (ВТГР) теплоносителем является газ – двуокись углерода СО2 или гелий. В области температур выше 700 оС единственным доступным конструкционным материалом, прочностные свойства которого не ухудшаются с ростом температуры, является графит. Графит является также прекрасным замедлителем нейтронов, уступающим в этом качестве только тяжелой воде. Поэтому в ВТГР в качестве замедлителя нейтронов и конструкционного материала активной зоны применяется графит. Газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем прошли последовательно три стадии развития.

На первом этапе был создан реактор на естественном металлическом уране с СО2-теплоносителем. Это – реакторы типа Magnox в Великобритании и типа G2 и EDFI во Франции.

На втором этапе строились коммерческие реакторы большей мощности (около 1500 МВт тепловых) с обогащенным ураном в виде UO2 c CO2-теплоносителем – так называемые усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы (AGR) в Великобритании.

Наконец, третий этап характеризуется развитием высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) с высокообогащенным керамическим топливом и гелиевым теплоносителем. Это экспериментальные реакторы Dragon (Великобритания) тепловой мощностью 20 МВт, первый реактор с шаровыми твэлами AVR

(Arbeitsgeinschaft Versuchs Reactor, ФРГ) и реактор HTGR (High Temperature Gas Reactor, США) с призматическими ТВС, а также

исследовательские реакторы в Японии (HTTR, 30 МВт), Китае (HTR-10, 10 МВт). Коммерческие реакторы с гелиевым теплоносителем и уран-ториевым топливом построены в ФРГ – THTR-300

(Thorium High-Temperature Reactor), и в США – HTGR в г. Fort St. Vrain (табл. 5.6).

Таблица 5.6

Характеристики некоторых высокотемпературных реакторов с гелиевым охлаждением

	Наименование	Страна	Тепловая мощ-	Годы эксплуа-
	реактора		ность, МВт	тации
	Dragon	Великобритания	20	1963 – 1976
	AVR	ФРГ	49	1967 – 1988
	HTGR Peach Bottom	США	115	1967 – 1978
	THTR-300	ФРГ	750	1984 – 1989
	HTGR Fort St. Vrain	США	842	1978 – 1989

Во всех перечисленных реакторах используется двухконтурная схема передачи теплоты, хотя высокотемпературный реактор может работать с одноконтурным прямым циклом с гелиевой газовой турбиной. Подробное описание перечисленных реакторов содержится в [5.1] – [5.3], [5.6], [5.39]. В последние десятилетия появился ряд проектов модульных ВТГР с прямым газотурбинным циклом [5.40], которые и будут рассмотрены далее.

Перспективные применения ВТГР. В расходной части топлив-

но-энергетического баланса развитых стран значительное место занимает энергопотребление промышленных отраслей и бытовое теплоснабжение в виде пара, горячей воды, высокотемпературного тепла, или непосредственно топлива (см. гл. 1 и 2). Около четверти промышленных потребностей связаны с областью температур выше 950 оС, недоступной для водоохлаждаемых реакторов и перспективной для ВТГР. Кроме того, крупномасштабная ядерная энергетика на водоохлаждаемых реакторах с их низким КПД (30 – 36 %) создает экологические проблемы, связанные со сбросами огромных количеств тепла в окружающую среду (около 70 % тепла, вырабатываемого в реакторе). Высокотемпературные реакторы

ВТГР с газотурбинным или комбинированным парогазовым циклом могут достичь КПД более 60 % и, тем самым, в двое-трое уменьшить тепловую нагрузку на природу.

Развитию высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) придается большое значение во многих странах и в связи с разработкой атомно-водородной концепции (точнее, ядерноводородной), предусматривающей крупномасштабное производство водорода и электроэнергии с высоким КПД. Водород как энергоноситель может найти очень широкое применение в народном хозяйстве и заменить дефицитное органическое топливо:

а) в энергетике – для выработки электроэнергии с помощью парогазовых турбин или электрохимических преобразователей (топливных элементов) для локальных потребителей или покрытия пиковых нагрузок;

б) в черной и цветной металлургии – для производства металлов из руды путем прямого восстановления смесью водорода и окиси углерода или чистым водородом;

в) в химии – для синтеза аммиака, метана и других веществ, для производства синтетического жидкого и газообразного топлива из угля;

г) на транспорте – в качестве топлива для автомобильного и авиационного транспорта.

В последние годы наряду с разработками реакторов большой единичной мощности рассматриваются реакторы средней мощности (около 1000 МВт тепловых) и малой мощности (до 500 МВт) модульной конструкции. Необходимая мощность для крупных потребителей обеспечивается простым тиражированием нескольких (2 – 6) однотипных модулей. К преимуществам установок модульного типа можно отнести:

•уменьшение финансовых рисков, характерных для крупных

АЭС;

•универсальность энергоисточника с возможностью одновременной выработки технологического тепла, пара и электроэнергии;

•максимальный перенос центра тяжести по созданию ядерной энергетической установки на машиностроительные заводы и серийное изготовление стандартных компонентов оборудования;

•сокращение сроков строительства и возможность последовательного наращивания мощности;

•высокую степень безопасности за счет внутренних физических свойств реактора;

•более простую систему лицензирования и др.

По мнению экспертов МАГАТЭ АЭС с модульными реакторами перспективны не только на внутреннем рынке развитых стран, но и могут стать стимулом развития ядерной энергетики в малых и развивающихся странах [5.39], [5.40].

Инженерно-физические основы конструкции ВТГР. В начале

1980-х годов эволюция проектов ВТГР привела к разработке в

СССР, Германии и США модульных вариантов средней мощности, в которых тепловыделение в аварийном реакторе отводится пассивным механизмом без превышения предельных температур в топливе. Создание газовых турбин в начале 1990-х годов дало стимул к изучению возможностей прямого газотурбинного цикла. Другой четко определившейся тенденцией стало стремление к стандартизации проектов и оборудования, к заводскому производству основных элементов оборудования с соответствующим улучшением качества АЭС, сокращением срока строительства и снижением капитальных затрат. Сравнительные данные по двум проектам ВТГР средней мощности приведены в табл. 5.7.

Наряду с этими проектами существует ряд других с высокой степенью проработанности: HTR-500 (ФРГ), ВГ-400 (Россия), GТHTR-300 и FAPIG (Япония), HTR-PM (Китай), ACACIA (Голландия), БГР-300 (Россия) и др. [5.39], [5.40].

Графит характеризуется высокой замедляющей способностью и малым сечением поглощения нейтронов. Длина диффузии нейтронов для чистого графита составляет около 0,5 м. Поэтому реакторы с графитовым замедлителем имеют значительно большие размеры активной зоны (диаметр 3 – 5 м и высоту 7 – 11 м) и меньшую энергонапряженность (2 – 5 МВт/м3), чем легководные реакторы (110 МВт/м3 для ВВЭР) и быстрые натриевые реакторы (до 700 МВт/м3). Большие размеры особенно характерны для реактора на естественном уране, утечка нейтронов из которого должна быть очень малой, чтобы обеспечить необходимый запас реактивности (чем больше размер, тем меньше отношение поверхности к объему и тем меньше утечка нейтронов).

Поэтому в новых проектах ВТГР используется топливо с достаточно высоким обогащением по урану-235 – чуть ниже макси-

мально допустимого значения 20 %, рекомендованного для так называемого «низко обогащенного урана» как граница защищенности от распространения. Снижение энергонапряженности активной зоны способствует повышению надежности реактора, но ухудшает экономические показатели.

Таблица 5.7

Основные характеристики высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов модульного типа [5.40]

	Характеристики	PBMR	GT-MHR
	Тепловая мощность, МВт	400	600
	Электрическая мощность, МВт	165	287
	Удельная энергонапряженность А.З,	4.78	1.72
	МВт/м3
		UO2	UCO
	Топливо		Призма-
		Шаровые твэлы
			тические ТВС
	Обогащение топлива по 235U, %	9.6	19.8
		Кольцевая с	Кольцевая с
	Активная зона	центральным	центральным
		отражателем	отражателем
	Внешний диаметр АЗ, м	3.7	4.8
	Внешний диаметр центрального отража-	2.0	3.0
	теля, м
	Высота АЗ, м	11.0	7.9
	Материал корпуса реактора	Сталь	Сталь
	Высота корпуса реактора, м		31.2
	Внутренний диаметр корпуса, м		7.3
	Толщина стенок корпуса, см		27
	Ресурс работы (лет)	40	60
	Термический КПД, %	41	48
	Температура гелия на входе/выходе АЗ,	488/900	491/850
	ºС
	Давление теплоносителя, МПа	9	7.0
	Максимальная температура топлива, ºС	1130	1250
	Глубина выгорания, МВт·сут./кг тм	95	117
	Стоимость строительства серийного	< 1500	1400
	энергоблока, дол./кВт-ч

Охлаждение реактора обеспечивается гелием при давлениях 8 – 16 МПа (до 160 атм) с температурой на выходе из активной зоны 850 – 950 оС. Теплоноситель гелий – химически инертный газ, отличающийся высокой теплопроводностью (среди газов); он практически не поглощает нейтроны и не активируется под действием радиации. Основные недостатки гелия связаны с его высокой проникающей способностью и плохими (по сравнению с жидкими теплоносителями) теплофизическими свойствами, что также обусловливает небольшую удельную мощность реакторов и большие габаритные размеры активной зоны.

Активные зоны ВТГР бывают двух типов, различающихся видом твэлов. Для первого типа характерно применение засыпки шаровых твэлов, медленно циркулирующих через активную зону, для второго – призматических ТВС, более традиционных для гетерогенных реакторов.

Практически все типы ВТГР используют топливо в виде микро-

сфер (микротвэлов) диаметром до 1 мм [5.2], [5.6], [5.22] – [5.25].

Существует два типа микротвэлов, называемых BISO- и TRISOчастицами. Частицы BISO состоят из сферического топливного ядра (керна) из двуокиси урана UO2 или карбида урана UC диаметром до 0,4 мм, заключенного в многослойную оболочку, состоящую из пироуглерода низкой плотности и высокоплотного пироуглерода. Частицы TRISO содержат еще один промежуточный слой из карбида кремния SiC. Внутренний пористый слой из пироуглерода поглощает вылетающие из топлива продукты деления. Следующий слой из карбида кремния эффективно удерживает щелочноземельные и редкоземельные продукты деления, легко диффундирующие через пористый пироуглерод. Последний, наружный, слой из высокоплотного пироуглерода непроницаем для газообразных продуктов деления. Многослойное покрытие топливного ядра не только защищает теплоноситель от проникновения в него продуктов деления, но и предохраняет топливо от химического взаимодействия с примесями, содержащимися в гелиевом теплоносителе (особенно с парами воды). В большинстве проектов ВТГР микротвэлы заключены в графитовую матрицу диаметром около 30 мм, составляющую сердцевину шарового твэла с внешним диаметром около 6 см. Сердцевина с топливом окружена слоем (оболочкой) прочного графита. В других проектах микрочастицы распределены

в матрицах цилиндрической формы и заключены в графитовые призмы («кирпичи»), из которых составляется активная зона. Призматические и шаровые твэлы прошли успешную эксплуатационную практику на реакторах США, Германии, Японии, Китая, Франции.

В конструкции реакторов ВТГР также прослеживаются два направления. Реакторы большой мощности размещаются в теплоизолированном корпусе из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ) с толщиной стенок около 5 м, а реакторы средней и малой мощности – в металлическом корпусе. Корпус из ПНЖБ представляет собой моноблок, в котором размещено все реакторное оборудование первого контура. Внутренние поверхности полостей ПНЖБ облицованы лайнером из углеродистой стали для обеспечения герметичности внутреннего объема. Корпусные ВТГР используют многолетний опыт развития техники реакторов с водой под давлением. Такой реактор отличается высокой степенью безопасности и слабой чувствительностью к ошибкам оператора и поломкам оборудования.

Реактор PBMR (ЮАР). В 1993 г. фирма ESKOM, обеспечивающая коммунальное энергоснабжение в Южно-Африканской республике (ЮАР), определила модульный реактор с шаровыми твэлами PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) как основной вариант создания новых генерирующих мощностей в энергосетях ЮАР. Этот инновационный тип реакторов предполагает использование прямого газотурбинного цикла Брайтона (см. гл. 3). Гелий выходит из реактора при температуре 900 оС и непосредственно попадает в регенеративную систему преобразования энергии с газовой турбиной, компрессором и электрогенератором, смонтированными на одном валу. При температуре 488 оС гелий возвращается в реактор, т.е. подогрев теплоносителя в активной зоне составляет 412 оС.

Разработанный в ЮАР реакторный модуль имеет тепловую мощность 400 МВт, электрическую – 165 МВт и термический КПД не менее 41 %. Схема реактора показана на рис. 5.17. Активная зона PBMR представляет собой кольцевой цилиндр с эффективной высотой 11 м, внешним диаметром 3,7 м и внутренним диаметром 2 м. Активная зона окружена внешним графитовым замедлителем, а в ее центральной части находится центральный цилиндрический отражатель. Вне активной зоны в центральном и внешнем отража-

телях размещены 24 стержня системы управления реактивностью. Для останова реактора и мягкого управления реактивностью используются две системы. Первая система включает 12 регулирующих стержней (во внешнем отражателе), вторая – 12 стержней аварийного останова реактора (во внутреннем отражателе). Система аварийного останова предполагает засыпку шариков из карбида бора (диаметром 10 мм) в 8 полостей в центральном отражателе. В центральной части реактора максимален поток нейтронов, поэтому регулирование мощности здесь особенно эффективно.

В реакторе PBMR используются шаровые твэлы с микротвэлами типа TRISO при обогащении свежего топлива 9,6 % 235U. Один шаровой твэл содержит около 9 г урана. Предполагается проведение непрерывных перегрузок с засыпкой свежих шаровых твэлов сверху

иудалением облученных твэлов снизу. В среднем каждый шаровой твэл шесть раз циркулирует по объему активной зоны до того, как он покинет реактор навсегда. Система перегрузки способна удалить все шаровые твэлы из активной зоны в аварийной ситуации и отделить топливные шары от графитовых с помощью установки для измерения гамма-излучения. Нужное содержание топлива в активной зоне реактора поддерживается соответствующим подбором пропорции между топливными и графитовыми шарами.

Все облученные твэлы хранятся в специальных баках для отработанного топлива. После 40 лет работы реактора все облученные твэлы будут удалены в безопасное хранилище для выдержки в течение еще 40 лет. После этого они могут рассматриваться как сред- не-активные отходы и подвергаться окончательному захоронению в геологических формациях, или переработке с извлечением урана235 и плутония-239, накопившихся при облучении в реакторе соответственно тория-232 и урана-238.

Безопасность ВТГР обеспечивается:

•надежным удержанием продуктов деления в топливных микрочастицах благодаря наличию многослойных керамических оболочек вокруг топливных микрочастиц и высокого качества изготовления топливных микрочастиц;

•отрицательным температурным обратным связям по топливу

изамедлителю, приводящим к автоматическому останову реактора при температурах, выходящих за пределы нормальных условий эксплуатации;