Тяжёловодные реакторы. Характерные способности.

Введение

Актуальность работы. Сегодня экономика стран мира нацелена на использование источников энергии с низкой себестоимостью и сниженными по сравнению с традиционным углеводородным производством энергии выбросами вредных веществ [1].
Третье поколение реакторов с улучшенными эксплуатационными показателями, низкими выбросами радиоактивности в окружающую среду появляется в конце 1990-х гг. Некоторые их виды продолжают производиться и в настоящее время. Как правило, они относятся к реакторам с легководным теплоносителем и могут иметь вид: EPR-1600 (производства компании «Areva»), AP-1000 (усовершенствованный легководный реактор производства «Westinghouse»). К более современным типам ядерных реакторов специалисты МАГАТЭ относят: PWR (pressurized water reactors) – водо-водяной энергетический реактор (реактор с водой под давлением) использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (легкую) воду, также называющийся легководным; BWR (boiling water reactor) – кипящий реактор в котором пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину; FBR (fast breeder reactor) реактор-размножитель на быстрых нейтронах, который позволяет нарабатывать ядерное топливо в объеме, большем, чем потребности самого реактора;– GCR (gas-cooled reactor) – газоохлаждаемый реактор; – LWGR (light water graphite reactor) – графито-водный реактор гетерогенный, использующий в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя – обычную воду; PHWR (pressurised heavy water reactor) – тяжеловодный реактор который в качестве теплоносителя и замедлителя использует тяжелую воду.
Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем легкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащенный уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов [5].
Цель работы – проанализировать характерные способности тяжеловодных реакторов.
Цель работы достигается благодаря выполнению следующих задач:
- дать общую характеристику тяжеловодных реакторов;
- описать характерные особенности тяжеловодных реакторов;
- оценить их особенности конструкции и технические характеристики.
1 Общая характеристика тяжеловодных реакторов

Тяжеловодными называются любые реакторы, в которых в качестве замедлителя используется тяжелая вода. По теплофизическим свойствам тяжелая вода аналогична легкой воде, но по ядерно-физическим свойствам она является наилучшим замедлителем для ядерных реакторов, поскольку имеет чрезвычайно малое сечение поглощения тепловых нейтронов (0.000086 1/см). Коэффициент замедления нейтронов для тяжелой воды равен 3300, в то время как для легкой воды он равен 61, а для графита 190.
Благодаря этому в тяжеловодных реакторах ядерное топливо расходуется значительно экономичнее, чем в реакторах других типов, так как непроизводительные потери нейтронов в реакторах с тяжелой водой существенно меньше.
Использование тяжелой воды в качестве замедлителя позволяет обеспечить в реакторе высокоэффективный баланс нейтронов благодаря очень низким сечениям поглощения нейтронов дейтерием и кислородом (0,5 и 0,27 мб, соответственно). В сочетании с высокой замедляющей способностью низкое сечение поглощения D2О дает коэффициент замедления около 6000. Это делает тяжелую воду с теоретической точки зрения наилучшим из всех возможных замедлителей. Утечка быстрых и медленных нейтронов в тяжеловодном реакторе примерно одинакова в отличие от легководных систем, в которых утечка быстрых нейтронов значительно больше.
Тяжеловодные реакторы классифицируются на основе применяемого теплоносителя (D2O, Н2O, органические жидкости или газообразный СO2) и на основе принципов конструкции (канального типа с трубами с водой под давлением или корпусного типа с корпусом, содержащим воду под давлением). Такая классификация с примерами существующих реакторов каждого типа приведена на рис. 1.

Рис. 1. Типы реакторов с D2O-замедлителем [3]

Различия между канальным и корпусным реакторами схематически показаны на рис. 2. В канальном реакторе твэлы расположены в индивидуальных трубах (каналах), через которые циркулирует теплоноситель. Эти трубы проходят через корпус, содержащий D2O-замедлитель, температура и давление которого могут поддерживаться на относительно низком уровне. В корпусной конструкции тяжеловодный замедлитель заполняет корпус реактора, выдерживающий высокое давление (хотя он может быть отделен от теплоносителя относительно тонкими трубами, не рассчитанными на высокое давление).

Рис. 2. Сравнение конструкций тяжеловодных реакторов канального и корпусного типов: 1 – в парогенератор; 2 – из парогенератора; 3 – для слива в дренажный бак
Одним из основных преимуществ реактора корпусного типа является отсутствие системы сложных коллекторов, необходимых в конструкции канального типа для соединения большого числа каналов с теплоносителем в единый контур. К недостаткам этой конструкции следует отнести необходимость поддерживать высокое давление замедлителя в корпусе реактора. Это требование может привести к ограничениям по экономическим соображениям на размеры корпуса реактора, которые необходимы для реактора на естественном U

. Среди преимуществ конструкции канального типа следует выделить следующие:
1) возможность вместо D2O использовать другой теплоноситель;
2) менее серьезные последствия при авариях, связанных с разрушением контура высокого давления, поскольку этот контур разбит на большое число параллельных петель;
3) более простое увеличение размеров реактора, отработанного на экспериментальном прототипе, поскольку это осуществляется просто увеличением числа каналов;
4) более простой доступ к твэлам для их замены благодаря индивидуальной установке каналов, облегчающих перегрузку топлива без остановки реактора.
Сложность конструкции с отдельными каналами приводит к значительному увеличению стоимости систем канального типа. Для этих систем приходится также сталкиваться с проблемой изготовления труб, выдерживающих высокое давление, материал которых должен слабо поглощать нейтроны и обладать высокой радиационной стойкостью. Эта проблема решается на базе развития различных циркониевых сплавов.
Соответствующие преимущества и недостатки можно также указать для различных теплоносителей, которые можно использовать в тяжеловодном реакторе. Использование D2O в качестве теплоносителя позволяет максимально сохранить высокоэффективный баланс нейтронов ценой увеличения полной загрузки D2O в системе, что заметно увеличивает ее стоимость (например, в реакторе CANDU-PHW на 15 %).
Для снижения утечки D2O и радиоактивного трития необходимо применение высокогерметичных соединений и задвижек в контуре высокого давления. Использование D2O в качестве теплоносителя можно рассматривать только в двухконтурной схеме, в которой стоимость парогенераторов дает заметный вклад в общую стоимость системы. Попытка использовать прямой цикл преобразования энергии в такой системе (в реакторе Marviken, Швеция) оказалась неперспективной.
Использование в реакторе канального типа в качестве теплоносителя Н2O позволяет организовать прямой цикл преобразования энергии, что исключает применение сложных теплообменников и, кроме того, уменьшает стоимость системы в результате уменьшения загрузки D2O. (Например, в английском тяжеловодном реакторе с парогенераторами около 30 % замедлений нейтронов происходит в легководном теплоносителе.) Утечка теплоносителя из контура в такой системе менее неприятна, но уровень радиоактивности в турбине выше, поскольку она напрямую связана с реактором, а не через теплообменник, как в двухконтурной системе. Среди недостатков схемы с кипящим теплоносителем следует отметить ограничения на уровень мощности реактора, необходимые для предотвращения образования паровой пленки на поверхностях твэлов.
При оценке экономической эффективности использования Н2O-теплоносителя в реакторе с тяжеловодным замедлителем следует учитывать, что уменьшение стоимости системы вследствие использования прямого цикла в реакторе с Н2О-теплоносителем достигается ценой уменьшения глубины выгорания топлива из-за ухудшения баланса нейтронов [7].
2 Характерные особенности тяжеловодных реакторов

Тяжеловодный ядерный реактор – это ядерный реактор III поколения канального типа с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем. Это один из самых эффективных замедлителей, позволяющий использовать природный уран в качестве топлива. Использование природного урана повышает энергетическую независимость от поставки ресурсов, поскольку топливо может производиться локально. Благодаря последним технологическим достижениям некоторые реакторы могут использовать альтернативные виды топлива, такие, как переработанный уран, получая в результате более эффективное управление и контроль использования урановых ресурсов, а также экономию расходов на топливо. Тяжеловодный теплоноситель проходит через активную зону реактора и выводит тепло, выделяемое при цепных реакциях деления. Этот теплоноситель нагревает легкую (обычную) воду и преобразует ее в пар, который приводит в действие турбогенератор для производства электроэнергии.
Ниже приведены характеристики тяжеловодных реакторов.
Тяжеловодный реактор с водой под давлением (PHWR)
Низкий КПД.
Капитальная стоимость на 10...15 % выше легководного реактора.
Низкая стоимость топливного цикла вследствие высокоэффективного баланса нейтронов.
Проблема предотвращения утечек из горячего контура с тяжелой водой под высоким давлением.
Утечка трития в атмосферу, сопровождающая утечку горячей D2О.
Хороший наработчик плутония.
Реактор с кипящей легкой водой (BLWR)
Низкий КПД.
Прямой цикл преобразования энергии снижает капитальную составляющую стоимости системы.
Загрузка D2O ниже, чем в PHWR.
Лучшие условия для подачи пара в турбину по сравнению с PHWR.
Высокий уровень радиоактивности в турбине.
При естественном урановом топливе положительные пустотный и мощностной коэффициенты реактивности могут усложнить регулирование реактора.
Необходимость снижения максимальной проектной мощности, чтобы иметь запас для предотвращения осушения каналов, который приводит к пережогу.
Газоохлаждаемый тяжеловодный реактор (GСНWR)
Высокий тепловой КПД.
Плотность энерговыделения ниже, чем при охлаждении жидким теплоносителем.
Высокая температура топлива требует применения более жаростойких материалов, ухудшающих баланс нейтронов в реакторе.
Тяжеловодный реактор с органическим теплоносителем (OCR)
Высокий КПД.
Необходимо высокоплотное топливо.
Необходима установка фильтров для предотвращения загрязнения каналов с теплоносителем.
Низкая загрузка D2O (около 20 % по сравнению с PHWR)
Низкая наведенная активность в первом контуре.
Необходимость обеспечить работоспособность каналов под давлением при температуре около 375 °С и оболочек твэлов при температуре 475 °С [3].
КПД реакторов с Н2О и D2О-теплоносителями мал из-за ограничений на температуру и давление пара, связанных с необходимостью свести к минимуму толщину стенок каналов, чтобы не слишком ухудшить баланс нейтронов