АЭС с реакторами канального типа. Возможности их развития(конструкция, основные характеристики, водно-химический режим,СВО, дезактивация)

Табл. 6.1 Сравнительная характеристика атомных реакторов

Параметры сравнения	ВВЭР	РБМК	Реактор на тяжелой воде
Тепловыделитель	4.5%-й обогащенный уран	2.8%-й обогащенный уран	2-3%-й обогащенный уран
Замедлитель и его свойства	Легкая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева.	Графит. Хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев.	Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет  нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве.
Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя	Тесное расположение тепловыделяющих  элементов, необходимость повышенного  обогащения урана	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих  элементов, возможность использования  низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих  элементов, возможность использования  низкообогащенного урана или  отработанного топлива ВВЭР
Количество контуров	Два	Один	Два
Теплоноситель	Легкая вода в обоих контурах. Одновременно является замедлителем.	Легкая вода. Замедляющий эффект незначителен.	Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая вода одновременно является замедлителем.
Регулирование	Раствор борной кислоты в теплоносителе. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия.
Перегрузки топлива	1 раз в 4-6 месяцев, с полной  остановкой реактора и вскрытием его корпуса. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения.	В процессе работы, с помощью специальной  перегрузочной машины, позволяющей  перезагружать отдельные тепловыделяющие  элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения.	Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора.
Наружный отражатель	Наружный металлический корпус.	Графитовая кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности	Наружный металлический корпус.

 

 

 Табл.6.2 Коэффициенты реактивности реакторов ВВЭР и РБМК:

Коэффициенты  реактивности	ВВЭР	РБМК
Паровой (при наличии  пара в активной зоне)	- (при появлении в активной зоне пара реактор глохнет)	+ (при появлении в  активной зоне пара реактор  разгоняется)
Температуры теплоносителя	- (при повышении температуры  теплоносителя реактор глохнет)	+(при повышении температуры  теплоносителя реактор разгоняется)
Плотности теплоносителя	- (при снижении плотности  теплоносителя, (в частности, при  повышении его температуры) реактор  глохнет)	+(при снижении плотности  теплоносителя, (в частности, при  повышении его температуры) реактор  разгоняется)

 

В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.

В реакторе РБМК при вскипании воды или повышении ее температуры, приводящее к снижению ее плотности, уходит ее нейтронопоглощающее действие (замедлитель в этом реакторе и так уже есть, а у пара коэффициент поглощения нейтронов гораздо ниже, чем у воды). В реакторе нарастает цепная реакция и он разгоняется., что, в свою очередь, приводит к дальнейшему повышению температуры воды и ее вскипанию.

Следовательно, при возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РБМК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к очень интенсивному тепловыделению, результатом которого будет расплавление активной зоны реактора. Данное последствие очень опасно, так как при контакте расплавленных циркониевых оболочек с водой происходит разложение ее на водород и кислород, образующих крайне взрывчатый гремучий газ, при взрыве которого неизбежно разрушение активной зоны и выброс радиоактивных топлива и графита в окружающую среду. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РБМК как нигде важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать в случае разгона, гася подъем температуры и вскипание теплоносителя. Современные реакторы типа РБМК оборудованы достаточно эффективными подобными системами, практически сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в нарушение всех инструкций и запретов были полностью отключены системы аварийной защиты), но о подобной возможности следует помнить.

Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.

7. Некоторые  сведения о прочих реакторых  канального типа

 

 

7.1 CANDU

CANDU (англ. Canada Deuterium Uranium) — тяжеловодный водо-водяной ядерный реактор производства Канады. В качествезамедлителя в CANDU используется тяжёлая вода, это позволяет (при достаточно больших размерах активной зоны и, соответственно, большом запасе ядерного топлива) использовать в качестве топлива обычный природный уран. Реакторы других типов используют только обогащённое ядерное топливо. В отличие от большинства водо-водяных реакторов (например, ВВЭР), CANDU — канальный реактор, это позволяет заменять использованное топливо свежим, не останавливая реактор. Теплоносителем первого контура может быть как тяжёлая, так и обычная вода. Однако, чаще всего используется тяжёлая вода, поскольку она же и является замедлителем нейтронов. Это позволяет значительно увеличить коэффициент полезного использования нейтронов(тяжелая вода практически не поглощает нейтроны). Поэтому в реакторах этого типа используют необогащённый природный уран (содержание ²³⁵ U около 0,7%). То есть ввиду того, что тяжелая вода, в отличие от лёгкой, не поглощает нейтроны и при этом является прекрасным замедлителем, для поддержания цепной реакции требуется меньшая концентрация активных атомов.

Аббревиатура CANDU является зарегистрированным товарным знаком и расшифровывается как «CANada Deuterium Uranium», подчёркивая две основные особенности реактора — использование тяжёлой (дейтериевой) воды и природного урана.

Рис. 7.1 Схема реактора CANDU: 1 — твэлы; 2 — каландр; 3 — стержни СУЗ; 4 —компенсатор давления; 5 —парогенератор; 6 — питательный насос; 7 — главный циркуляционный насос; 8 — топливоперегрузочная машина; 9 — замедлитель (тяжелая вода); 10 — технологические каналы; 11 — пар на турбину; 12 — конденсат из турбины; 13 — гермооболочка.

Рис. 7.2 Тепловая схема реактора.

 

В отличии от РБМК, реакторы CANDU имеют 2 контура теплоносителя.

Первыми реакторами такого типа являлись американский CP-3 построенный в 1944 году и ZEEP запущенный в Канаде в 1945 году. 

В реакторах «CANDU» топливо находится во множестве напорных труб внутри корпуса реактора, называемого «Каландрия» (или «бак-каландр»). Короткие пучки топливных стрежней расположены в горизонтальных каналах. Тяжелая вода в герметичном контуре под давлением прокачивается через напорные трубы и передает теплоту парогенератору. Тяжелая вода низкого давления также заполняет «Каландрию», окружая напорные трубы, и выполняет функции холодного замедлителя. Все процессы происходят внутри большой бетонной или стальной оболочки. Пар подают на генератор турбины.

 

 Горизонтальность топливных элементов позволяет осуществлять перегрузку топлива непосредственно в процессе работы реактора, которая осуществляется проталкиванием пучков во встречных направлениях в соседних каналах. Перегрузка позволяет иметь минимальные потери нейтронов и приемлемое выгорание на природном топливе. Горизонтальность каналов с топливом и бака- каландра с замедлителем играет свою позитивную роль ослабления последствий наиболее тяжелых аварий. При тяжелой аварии приводящей к длительному осушению контура и каналов и потери замедлителя (утечки или испарения) из бака-каландра, разрушенные из за перегрева топливные сборки упадут вниз бака-каландра и будут долго охлаждаться через его обечайку, отдавая остаточное тепло большому объему воды биозащиты, в которую погружен бак-каландр.

Среди важных неприятных особенностей КАНДУ отметим небольшой, но существенный положительный паровой эффект реактивности (рост реактивности при потере тяжелой воды в каналах), который трудно устранить, особенно в реакторах КАНДУ с природным топливом, что привело к необходимости второй системы быстрого аварийного гашения реактора.  Атомные электростанции CANDU могут функционировать на разновидностях низко обогащенного топлива, включая топливо, отработанное на других типах реакторов. Обогащение топлива не требуется, но необходимо производство тяжелой воды. Однако тяжелая вода загружается один раз при запуске реактора, а сроков ее использования не существует. Реакторы CANDU хорошо подходят для сжигания уран- плутониевого (MOX) топлива. Торий можно также использовать как топливо для реакторов CANDU. В этом случае торий (232Th), поглощая нейтроны в реакторе, становится расщепляющимся ураном (233U), который и продолжает цепную реакцию деления. Торий приблизительно в три раза более распространен в земной коре, чем уран.

Сушествует целое "семейство" Реакторов CANDU. В таблице 7.1 приведены некоторые характеристики.

 

Табл.7.1 Характеристики канадских тяжеловодных реакторов с некипящей тяжелой водой в качестве теплоносителя

Характеристика	"Дуглас-Пойнт"	"Пикеринг"	"Брук"	"Пойнт-Лепро"
Электрическая мощность, МВт	206	514	740	633
Тепловая мощность, МВт	701	1744	2855	2180
Длинна активной зоны, мм	5004	5940	5960	-
Внутренний диаметр  каналов, мм	82,55	103	103	-
Давление теплоносителя  на выходе, МПа	10,2	8,82	9,2	9,96
Температура теплоносителя на выходе, оС	293	293,4	304	310
Год вводы в эксплуатацию	1968	1971, 1972, 1973	1977, 1978, 1979	1981

 

 

7.2 Реактор типа ЭГП

 

Эгп-6 – энергетический гетерогенный петлевой реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя. Особенностью конструкции является естественная циркуляция теплоносителя(т.к. кипение происходит в активной зоне).

Это маломощные реакторы с тепловой мощностью 62 МВт и электрической мощностью12 МВт.

Рис. 7.4 Реактор типа ЭГП

 

Энергоблоки ЭГП-6 с канальными уран-графитовыми реакторами малой мощности появились в промышленной эксплуатации в 1974 и демонстрируют свою надежность и безопасность. Они относятся к первому поколению подобных АЭС, поэтому проводится модернизация и реконструкция целого ряда систем:

• повышение сейсмостойкости строительных конструкций и оборудования, важного для безопасности;
• сооружение резервных щитов управления.

 

ОСНОВНЫЕ  ТЕХНИЧЕСКИЕ ДАННЫЕ для ЭГП-6

 

• Замедлитель - графит
• Теплоноситель - кипящая вода
• Тепловая мощность, - 62 МВт
• Электрическая мощность, т - 12 МВт
• Давление теплоносителя - 6.2, МПa
• Расход теплоносителя, - 600 т/ч
• Температура теплоносителя, - 265°C
• Температура теплоносителя на выходе из реактора,  - 280°C
• Паропроизводительность, - 96 т/ч
• Давление пара перед турбиной, - 6.0 МПа
• Среднее обогащение топлива - 3.0-3.6, %
• Количество ТВС в активной зоне - 273
• Среднее паросодержание, - 16.7%
• Максимальное количество тепла - 25, Гкал/ч
• Диаметр активной зоны, - 4,2 м
• Высота активной зоны, - 3,0 м
• Загрузка урана, - 7100 кг
• Масса урана в одной ТВС, - 25,4 ± 0,6 кг
• Топливная композиция - двуокись урана диспергированная в магниевой матрице
• Тип загружаемых ТВС - ТКД-3.0, ТКД-3.6, ТКТД-3.0
• Количество стержней СУЗ,. - 60 шт
• Поглотитель - бористая сталь, содержание В10 — 2 %
• Количество ячеек в ББЗ (бак биологической защиты) для размещения ИК (ионизационные камеры) - 18
• Количество и тип штатных ИК - КНК-53М — 13 шт., КНК-56 — 4 шт.на блоке 1 — 4 шт. КНК-17 вместо КНК-53М
• Количество установленных в активной зоне детекторов внутриреакторного контроля энерговыделения (ДПЗ) - блоки 1,2 — 22 шт. блоки 3,4 — 37 шт

 

8. Сравнение  РБМК, CANDU и ЭГП-6

 

В данной работе было рассмотрено  три реактора канального типа. Как  было уже сказано, все три этих реактора (РБМК, CANDU и ЭГП-6) являются реакторами канального типа. В таблице 8.1  рассмотрим сравнение этих реакторов по основным параметрам: