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.

6. тяжёловодные реакторы с газовым теплоносителем

Тяжеловодные реакторы на природном уране, могут занять заметное место среди других типов реакторов, так как обладают благоприятным балансом нейтронов, сравнительно высоким КВ и поэтому могут стать хорошими конвертерами по накоплению плутония. В этом смысле не лишены перспективы и тяжеловодные реакторы с газовым теплоносителем.

Реактор с тяжеловодным замедлителем и газовым теплоносителем сооружён и пущен на первой в ЧССР АЭС А-1. В стальном корпусе реактора диаметром 5 м, несущем давление теплоносителя, размещен бак с тяжёлой водой. Как и в канальных реакторах, бак пронизан трубами каландра, в которых в трубах рабочих каналов подвешены ТВС. Пространство над уровнем тяжеловодного замедлителя сообщается с полостью корпуса реактора, поэтому трубы каландра и рабочих каналов не несут давления теплоносителя, а испытывают только перепад давления на активной зоне. Это позволяет использовать сравнительно тонкостенные трубы, что благоприятно сказывается на балансе нейтронов. Тяжёлая вода охлаждается в автономном контуре, для этого она отбирается из верхней части бака, а подводится в нижнюю. Для создания термического сопротивления между горячим теплоносителем и холодным замедлителем между трубами каландра и рабочих каналов предусмотрен газовый зазор. Твэлы выполнены в виде пучка сравнительно тонких стержней с оболочкой из сплава на основе магния. В качестве топлива используется природный уран.

Перегрузка топлива предусмотрена с выдержкой отработавших ТВС внутри корпуса реактора над активной зоной, после чего они транспортируются в долговременное хранилище.

Теплоносителем служит углекислый газ, который подводится через верхний ряд патрубков и проходит сначала через зону выдержки, а затем поступает в активную зону.

Недостаток тяжеловодных реакторов с газовым теплоносителем - сравнительно низкая эффективность теплоотвода, кроме того, их единичная мощность ограничена возможностью изготовления корпуса, работающего под давлением теплоносителя.

Дата добавления: 2015-06-04