Направления разработки реакторов с водой сверхкритического давления

Концептуальные проекты отечественных и зарубежных реакторных установок

Первые концепции, в которых вода сверхкритического давления рассматривалась как теплоноситель ядсрных реакторов, относятся к 50−60 гг. прошлого века [1,2]. Однако несмотря на то, что уже в тот период были выявлены преимущества реакторов СКД по сравнению с обычными ВВЭР (PWR), прошло около 40−50 лет, прежде чем такие концепции начали активно развиваться. В 2002 г. Международный форум «Генерация-IV»^[1] принял программу, в которой реакторы ВВЭР СКД (за рубежом SCWR, HPLWR) получили признание как один из 6-ти наиболее перспективных типов ЯЭУ 4-го поколения.

В настоящее время в ряде стран мира с развитой индустрией при поддержке национальных правительств и промышленных компаний разрабатывается несколько проектов реакторных установок с водой сверхкритического давления. Часть этих работ координируется МАГАТЭ и Международным Форумом GIF. Конечной целью проектов является улучшение экономических показателей энергоблоков с водоохлаждаемыми реакторами за счет снижения капитальных затрат на их строительство и повышения коэффициента полезного действия. Непременным условием при этом является обеспечение самозащищенности установок с целью повышения их безопасности. В основу концепций инновационных ВВЭР СКД положено стремление максимально использовать успехи, достигнутые в области создания современных ЯЭУ с водным теплоносителем, а также имеющийся опыт строительства котлов с паром закритических параметров, работающих на органическом топливе.

Разрабатываемые концепции реакторных установок с водой СКД различаются типом и конструкцией реактора, компоновкой и составом активной зоны, энергетическим спектром нейтронов, организацией охлаждения ТВС, параметрами паровых циклов, а также тепловыми схемами преобразования энергии (табл. 2.1).

Очевидно, что выбор типа реактора для новой разработки во многом был обусловлен традиционными направлениями в реакторостроении, которые сложились в той или иной стране, а также был непосредственно связан с опытом проектирующих организаций. Так, например, в Канаде уже давно построены и эксплуатируются ядерные реакторы канального типа CANDU с тяжеловодным замедлителем нейтронов, в качестве теплоносителя в них используется обычная (легкая) вода. В России имеется большой опыт строительства и эксплуатации как канальных водографитовых (реакторы БАЭС, РБМК), так и корпусных водоохлаждаемых реакторов (ВК-50, ВВЭР разной мощности). Что касается других стран (страны Европейского Союза, США, Япония, Китай, Корея), то в них в настоящее время наиболее распространены корпусные реакторы на тепловых нейтронах с водой докритического давления типа PWR или BWR.

Анализ нейтронно-физических характеристик реакторов с водой СКД показывает, что могут быть созданы два типа активных зон таких установок: 1) с тепловым спектром нейтронов; 2) с быстрым спектром. В случае тепловых реакторов СКД необходим специальный замедлитель нейтронов, так как плотность теплоносителя (воды) при нагреве в активной зоне сильно изменяется (падает) в окрестности псевдокритической температуры. В разных вариантах тепловых реакторов корпусного типа этот вопрос решается путем размещения в активной зоне так называемых «водяных элементов», в которых плотность легкой воды слабо меняется, или твердого замедлителя (гидрид циркония). В канальных реакторах в качестве замедлителя используется тяжелая вода или графит.

В разрабатываемых проектах реакторов СКД основным вариантом является одноконтурная (прямоточная) схема ЯЭУ с подачей пара закритических параметров из реактора непосредственно на турбину. Давление теплоносителя в реакторах равно 24 — 25 МПа, температура воды на входе в реактор 250 — 290 ^ЭС, на выходе 500 — 540 °C, исключение составляет SCW CANDU, где /_вх = 350 °C, /, ых = 625 °C. Высокие параметры рабочего тела в установках мощностью 300 — 1700 МВт обеспечивают КПД на уровне 42 — 45 %.

Таблица 2.1.

Основные характеристики отечественных и зарубежных энергоблоков с водоохлаждаемыми реакторами СКД.

Продолжение табл. 2.1

При выбранном в проектах сверхкритическом давлении в указанных диапазонах изменения температур происходит значительное повышение энтальпии воды в реакторе. Это позволяет при заданной тепловой мощности существенно снизить расход теплоносителя через активную зону. В рассматриваемых здесь случаях в зависимости от тепловой мощности реактора он составляет 300 — 1800 кг/с, что в несколько раз меньше при сопоставимой мощности, чем в реакторах ВВЭР с водой докритического давления (например, в 8 — 10 раз по сравнению с ВВЭР-1000). Соответственно снижаются перепад давления в реакторе и затраты мощности на прокачку теплоносителя. Однако уменьшение расхода при фиксированном проходном сечении для воды неизбежно ведет к снижению ее скорости, а, следовательно, к падению коэффициента теплоотдачи и повышению температуры оболочек тепловыделяющих элементов. Чтобы избежать этого, в ряде проектов рассматриваются активные зоны с многоходовой (двухили даже трехходовой) схемой движения теплоносителя.

• [1] The Generation Four International Forum (GIF). 51