Типы и основное оборудование АЭС

Принципиальная схема и основные компоненты ядерного реакторо

Ядерный реактор представляет собой устройство, предназначенное для поддержания и управления цепной реакцией деления. Конструктивно реакторы условно можно разделить на корпусные и канальные.

ПО Необходимой частью любого реактора является активная зона. В гетерогенных реакторах (см. п. 1.3.1) на тепловых нейтронах активная зона состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС), теплоносителя и замедлителя; в реакторах на быстрых нейтронах — из ТВС и теплоносителя. В большинстве случаев ТВС представляет собой набор соосно расположенных по треугольной или квадратной решетке стержневых или коаксиальных кольцевых тепловыделяющих элементов (твэлов), размешенных в кожухах круглого, квадратного или шестигранного сечения. ТВС имеют головки для захвата при транспортировке и хвостовики для установки в гнезда реактора, хранилищ и чехлов.

Для управления цепной реакцией деления в активной зоне реактора размещены подвижные управляющие стержни-поглотители нейтронов. Кроме того, предусмотрены стержни аварийной защиты, которые сбрасываются в активную зону при необходимости быстрой остановки реактора.

Твэл является основной конструкционной деталью реактора и состоит обычно из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Твэл предназначен для размещения ядерного топлива в активной зоне, генерации теплоты и передачи ее теплоносителю.

Твэл представляет собой одну из наиболее ответственных деталей реактора, так как при его разгерметизации радиоактивные продукты будут попадать в контур циркуляции теплоносителя. Твэлы работают в реакторе несколько лет в очень тяжелых условиях (высокие температура и давление, большая интенсивность облучения, коррозионные и эрозионные воздействия теплоносителя), поэтому к их надежности предъявляют повышенные требования.

Твэлы могут иметь разнообразную форму: гладкостержневую, крестообразную, кольцевую, пластинчатую, шаровую и т. д. Наиболее распространенными являются гладкостержневые твэлы. Рассмотрим конструкцию такого твэла (см. рис. 2.6). Основной частью твэла является сердечник, выполненный в виде стержня или набора таблеток из ядерного топлива. Таблетки и стержни имеют диаметр 5—15 мм. На торцах таблеток имеются сферические углубления, предназначенные для компенсации термического расширения топлива в его наиболее горячей части. Иногда по оси таблеток делают отверстия диаметром 1,4—1,6 мм.

Рис. 2.6. Твэл реактора РБМК-1000: 1 — наконечник; 2 — оболочкатвэла; 3 — пружина; 4 — топливные таблетки; 5 — прокладка; 6 — нижняя заглушка.

Топливный сердечник твэла помещают в герметичную цилиндрическую металлическую оболочку. Оболочка предотвращает контакт топлива с теплоносителем для исключения выхода радиоактивных продуктов деления в контур циркуляции теплоносителя, а также коррозионного и эрозионного разрушения топлива. Сверху и снизу к оболочке привариваются концевые детали для возможности крепления твэлов в ТВС. Поскольку в процессе деления топлива накапливаются продукты деления, в том числе газообразные (Кг, Хе и др.), и их давление со временем возрастает, внутри твэла предусматривается компенсационный объем, состоящий из газосборника, углублений между таблетками и зазора между сердечниками твэла и оболочкой. Для улучшения теплопередачи между топливным сердечником и омывающим твэл теплоносителем зазор между сердечником и оболочкой твэла заполняется гелием, так как его теплопроводность наиболее высокая из газов (кроме водорода).

Оболочка твэла должна обладать достаточной прочностью и слабо поглощать нейтроны. Обычно толщина оболочки в зависимости от материала составляет 0,3—0,8 мм. Кроме этого, материал оболочки должен иметь высокую теплопроводность, быть совместимым с топливом и теплоносителем, обладать коррозионной стойкостью. Этим требованиям в наибольшей степени отвечают циркониевые сплавы, однако они могут работать при температурах не более 350—400° С. При больших температурах в реакторах на тепловых нейтронах используются нержавеющие стали, которые гораздо сильнее поглощают тепловые нейтроны. Для реакторов на быстрых нейтронах нержавеющая сталь является вполне подходящим конструкционным материалом, так как в области высоких энергий нейтронов все материалы слабо поглощают нейтроны.

Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов разработаны шаровые керамические (графитовые) твэлы диаметром 35—65 мм (см. рис. 2.7). Сферы содержат как делящийся, так и воспроизводящий (сырьевой) материал, например карбид урана или уран-ториевый карбид в микрочастицах, диспергированных в графитовой матрице. Частицы имеют многослойное покрытие из керамики, предотвращающее выход газообразных продуктов деления. Диаметр микрочастиц топлива 0,2—0,8 мм. В одном шаровом твэле содержится до 35 000 таких микротвэлов. Сверху твэл имеет оболочку из пиролитического углерода толщиной около 5 мм.

Рис. 2.7. Шаровой твэл.

Легководные реакторы (LWR — Light Water Reactor) могут быть двух типов (см. рис. 2.8): реакторы с водой под давлением (ВВЭР, PWR — Pressurized Water Reactor) и реакторы с кипящей водой (BWR — Boiling Water Reactor). В обоих типах реакторов вода используется в качестве замедлителя и теплоносителя. Активная зона этих реакторов размещена в прочном стальном корпусе. Различие заключается в том, что в реакторах PWR (ВВЭР) кипение теплоносителя не допускается путем поддержания высокого давления (до 16 МПа) и теплота, генерируемая в активной зоне, передается теплоносителем в специальном теплообменнике-парогенераторе воде второго нерадиоактивного контура, в результате чего образуется пар. В реакторах кипящего типа (BWR) парообразование происходит непосредственно в активной зоне, и образующийся при этом пар поступает на турбину. В этом случае давление в реакторе поддерживается ниже (~7 МПа).

Рис. 2.8. Принципиальные схемы реакторов BWR, PWR, HWR, AGR, БН.

Тяжеловодные реакторы с водным теплоносителем (D₂0 или Н₂0) могут быть как кипящими, так и без кипения воды в активной зоне. Наибольшее распространение тяжеловодные реакторы получили в Канаде, где их назвали CAN DU: Canadian Deuterium (moderated) Uranium (fueled) Reactor (канадский урановый реактор с дейтериевым замедлителем).

В отличие от реакторов PWR и BWR, в которых теплоноситель первого контура — вода используется так же, как замедлитель, в реакторах CANDU функции замедлителя и теплоносителя разделены. Активная зона реактора CAN DU находится в большой емкости — каландре, содержащей замедлитель (тяжелую воду) при низких температуре (70 °С) и давлении. Через этот бак проходят циркониевые каналы (трубы), в которых размешено топливо (необогашенный уран) и через которые циркулирует теплоноситель — тяжелая вода (см. рис. 2.8).

В ряде стран осваиваются тяжеловодные реакторы, охлаждаемые обычной водой. К такому типу относится, например, реактор SGHWR (Steam Generating Heavy Water Reactor — парогенерирующий тяжеловодный реактор), разработанный в Великобритании. Это также канальный реактор, но в качестве теплоносителя используется обычная вода, которая, протекая по топливным каналам, частично испаряется, пароводяная смесь поступает в барабан-сепаратор, где происходит ее разделение на пар и воду. Вода возвращается в контур циркуляции теплоносителя, а пар поступает на турбину. Схема контура аналогична схеме реактора РБМ К, в котором вместо тяжеловодного замедлителя используется графит.

Реакторы с графитовым замедлителем имеют самую длинную историю из всех типов реакторов. Так, первый в мире реактор Stagg-Field университета в Чикаго, на котором 2 декабря 1942 года Э. Ферми с сотрудниками осуществил цепную реакцию деления, имел активную зону, состоящую из металлического урана, диоксида урана и графита (см. п. 1.3). Первый реактор, пущенный в СССР 25 декабря 1946 года, также имел графитовый замедлитель. Это связано с тем, что создание критического реактора на природном уране было возможно только при использовании тяжелой воды или графита, но графит более доступен, чем тяжелая вода. Относительно невысокие замедляющие способности графита (по сравнению с водой, тяжелой водой, бериллием) приводят к большим требуемым объемам графита по отношению к объему топлива.

Энергетические реакторы с графитовым замедлителем получили распространение в Великобритании, Франции (газоохлаждаемые) и в бывшем СССР (охлаждаемые водой). Франция впоследствии отказалась от них в пользу PWR.

На первом этапе в газоохлаждаемых реакторах использовались в качестве теплоносителя С0₂ и металлическое урановое топливо, помещенное в оболочку из сплава Magnox (сплав магния). Затем был разработан проект усовершенствованного газоохлаждаемого реактора AGR (Advanced Gas Reactor), работающего на обогащенном топливе (теплоноситель — С0₂). Впоследствии была разработана концепция высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов HTGR (High-Temperature Gas Reactor), в которых используется дисперсное топливо в виде частиц с покрытием (микротвэлов), входящих в состав топливных блоков. В ФРГ разработана другая конструкция высокотемпературного реактора типа AVR (Arbeitsgemeinschaft Versuchreactor), имеющего активную зону в виде свободной засыпки шаровых твэлов (рис. 2.9).

Рис. 2.9. Активная зона реактора AVR с шаровыми твэлами.

Реакторы HTGR развиваются в направлении увеличения температуры газового теплоносителя на выходе из активной зоны и, следовательно, увеличения термодинамического коэффициента полезного действия (КПД) энергоустановки. В этих реакторах, вследствие высокой температуры газа, в качестве теплоносителя используется гелий, обладающий лучшими теплопередающими свойствами, чем углекислый газ.

Реакторы с графитовым замедлителем, охлаждаемые водой, получили широкое распространение в бывшем СССР. К такому типу относится реактор РБМК — реактор большой мощности канальный¹. Реакторы этого типа являются канальными, парообразование происходит непосредственно в активной зоне, и образующийся пар поступает в турбину. В настоящее время в эксплуатации находятся 11 реакторов РБМК на АЭС России (Курская, Ленинградская, Смоленская АЭС). Строительство реакторов данного типа в будущем не планируется.

Первый реактор на быстрых нейтронах Clementina был разработан в 1945 г. в лаборатории Лос-Аламос (США) и начал работать в ноябре 1946 года на мощности 10 кВт. В реакторе использовалось плутониевое топливо, охлаждение осуществлялось ртутью. Освоение реакторов на быстрых нейтронах отставало от развития тепловых реакторов из-за технических трудностей. Однако к реакторам этого типа во всем мире проявляется широкий интерес вследствие возможности организовать в них процесс расширенного воспроизводства топлива.

Хотя США были первой страной, в которой были разработаны реакторы-размножители (бридеры), лидерство в этой области было перехвачено СССР, Францией, Великобританией. Первыми мощными энергетическими реакторами на быстрых нейтронах стали Phenix (Франция, 1973) мощностью 250 МВт, БН-350 (СССР, 1973) мощностью 350 МВт^[1][2], PFR (Великобритания, 1974) мощностью 250 МВт. Позже были пущены более мощные реакторы БН-600 (СССР, 1980) мощностью 600 МВт и Super Phenix^[3] (Франция, 1986) мощностью 1200 МВт, БН-800 (Россия, 2015) мощностью 880 МВт.

Конструктивно реакторы на быстрых нейтронах могут выполняться с петлевой и интегральной компоновкой. При петлевой компоновке (БН-350, JOYO) натриевый теплоноситель после выхода из активной зоны проходит через внешние трубопроводы в петлю, которая содержит теплообменник и насос. В интегральной компоновке (БН-600, Phenix, Super Phenix) радиоактивный теплоноситель первого контура не выходит за пределы корпуса реактора (см. рис. 2.8). Натрий циркулирует через теплообменники и насосы, которые размещены внутри единого корпуса.

Поскольку бридеры предназначены не только для выработки тепловой энергии, но и для расширенного воспроизводства ядерного топлива, реакторы этого типа обычно состоят из активной зоны и зоны воспроизводства. Принципиальное отличие их друг от друга состоит в том, что основная часть делений происходит в активной зоне, а зона воспроизводства предназначена главным образом для полезного использования нейтронов, покидающих активную зону. Обычно зона воспроизводства окружает активную зону со всех сторон (боковая и торцевые зоны воспроизводства). За боковой зоной воспроизводства находится отражатель нейтронов из стальных элементов, который возвращает часть вылетающих нейтронов в зону воспроизводства.

• [1] Иногда букву «К» трактуют как сокращение слова «кипящий».
• [2] АЭС с реактором БН-350 вырабатывала 150 МВт (эл.) и 120 тыс. т опресненной воды в сутки.
• [3] Реактор Super Phenix не эксплуатируется с декабря 1996 года из-за различныхполомок, в феврале 1997 года была отозвана лицензия на его эксплуатацию, и в декабре 1998 года правительством Франции был принят указ о начале снятия энергоблока с эксплуатации.