Ядерные реакторы с тяжеловодным замедлителем, часть 1.
В журнале "Атомный эксперт" вышла хорошая статья по истории развития ядерных реакторов с тяжелой водой. Перепост ее здесь будет полезен - пусть лежит хороший обзор этой технологии среднего объема.
Далеко не все направления развития атомной энергетики оставили за собой столько руин конструкторской мысли, как реакторы с тяжеловодным замедлителем. Свыше десятка непохожих установок были воплощены в металле, но так и остались памятниками несбывшимся расчетам. И все же эта концепция пробила себе дорогу и заняла место среди ведущих атомных технологий.
Тяжелая вода - крайне эффективный замедлитель нейтронов. Она практически лишена недостатка обычной (легкой) воды, которая является сильным поглотителем нейтронов, и вместе с тем по замедляющей способности намного превосходит графит. Для тяжеловодного реактора характерна высокая нейтронная экономия, что позволяет поддерживать цепную реакцию на тепловых нейтронах там, где с другими замедлителями она невозможна. В большинстве тяжеловодных реакторов используется природный уран. Однако установки этого типа не только не требуют обогащения урана, но и в принципе способны работать на топливе с примерно в 1,5 раза меньшей концентрацией U-235, чем в природном уране. Подобные реакторы могут использовать и другое топливо: с торием и ураном-233, плутонием, регенерированным ураном и не только.
Особые свойства тяжелой воды были в самых общих чертах понятны и привлекли внимание специалистов еще в начале 1940-х годов. В частности, французские и немецкие ядерные исследования того времени предполагали создание реакторов на тяжелой воде, которая в тот период в ощутимых количествах производилась только на одном заводе - в Веморке, на территории Норвегии.
Оккупация Франции нарушила планы создания первого реактора в этой стране. Работавшие над этой темой физики бежали в Великобританию, а затем некоторые из них, вместе с британскими коллегами и учеными из других стран, пополнили так называемую Монреальскую лабораторию в Канаде, где стала осуществляться англо-канадская ядерная программа. С 1943 года она тесно координировалась с Манхеттэнским проектом США.
Уже в те годы специалисты пришли к выводу, что тяжеловодный реактор может быть эффективнее и универсальнее уран-графитового в отношении наработки оружейных материалов. Однако проекты с графитом оказались быстрее в реализации при тогдашнем уровне развития технологий. Именно уран-графитовые реакторы были построены первыми сначала в США, а позже - в СССР и Великобритании. Но очень скоро появились и первые тяжеловодные конструкции.ТЯЖЕЛАЯ ИСТОРИЯ
В 1943 году в канадской провинции Британская Колумбия был пущен завод по производству тяжелой воды, который контролировался в конечном итоге Соединенными Штатами. Кроме того, несколько предприятий производили тяжелую воду и в самих США: в период с 1943 по 1945 год в стране произвели 23 тонны оксида дейтерия.
Первый действующий экспериментальный тяжеловодный реактор был создан также в Соединенных Штатах: конструкцию мощностью 300 кВт под названием CP-3 построили при Чикагском университете, по соседству со вторым, уран-графитовым чикагским реактором (по сути собранным на другой площадке первым в мире реактором CP-1). Физпуск CP-3 состоялся в мае 1944 года.
CP-3 имел алюминиевый корпус диаметром около 1,8 метра и высотой порядка 2,7 метра, содержал 6,3 тонны тяжелой воды. В реактор вставлялось вертикально 120 стержней металлического урана природного изотопного состава в алюминиевой оболочке, длиной примерно 180 см и диаметром около 2,8 см. Вокруг корпуса реактора был выстроен восьмиугольный бетонный защитный контейнмент с толщиной стен около 2,5 метра. Это была установка с активным теплосъемом и контурами охлаждения: осуществлялась принудительная циркуляция тяжелой воды, которая подавалась через патрубок в нижней части корпуса и, проходя сквозь активную зону и верхнюю часть корпуса, направлялась в теплообменник. Кроме того, реактор впервые содержал сложные для того времени системы безопасности и аварийного останова, дистанционного контроля и управления. Этим он отличался от своих предшественников с графитовым замедлителем, которые требовали в буквальном смысле «ручного управления».
Chicago Pile 3 (CP-3) - первый тяжеловодный реактор в мире
В 1950 году реактор был разобран из-за предполагаемой коррозии алюминиевых частей. Затем он был отремонтирован, модернизирован и заново собран. С этого времени и до закрытия в 1954 году установка работала на обогащенном уране. На ней проводились различные эксперименты, изучались особенности поведения тяжеловодной конструкции, а также нарабатывались в лабораторных количествах плутоний и тритий.
Второй тяжеловодный реактор был пущен в сентябре 1945 года в Канаде на берегу реки Оттава в провинции Онтарио, на специально созданной площадке в Чок-Ривер, которая ныне является ведущим ядерным исследовательским центром этой страны. Реактор под названием ZEEP имел мощность лампочки и был в целом примитивнее своего американского предшественника. Однако он послужил для исследований, которые помогли впоследствии создать «эндемичные» канадские реакторные технологии. За ним последовали пущенный в 1947 году гораздо более совершенный исследовательский реактор NRX, тепловая мощность которого достигала 42 МВт, а в 1957 году - и мощнейший исследовательский реактор NRU, действующий до сих пор.
В конце 1940-х - начале 1950-х годов в СССР и США стали внедряться промышленные тяжеловодные реакторы. В октябре 1951 года такая установка проектной тепловой мощностью 100 МВт - реактор ОК-180 - была пущена в Озерске (ныне комбинат «Маяк»). В декабре 1955 года там же был пущен второй подобный, модернизированный реактор ОК-190, имевший первоначальную мощность около 250 МВт.
В США в 1953-1955 годах на площадке в Саванна-Ривер были приняты в эксплуатацию пять однотипных промышленных тяжеловодных реакторов R, P, K, L, C, конструкции компании Du Pont, имевших проектную мощность около 400 МВт. Впоследствии фактическая мощность и советских, и американских реакторов была существенно увеличена за счет модернизаций, перевода части из них на обогащенное топливо (первоначально все проекты предусматривали использование урана природного изотопного состава) и интенсификации режимов эксплуатации. Так, средняя мощность реакторов в Саванна-Ривер к началу 1960-х возросла более чем в пять раз.
Как советские, так и американские реакторы предназначались для наработки не только плутония, но и трития. Причем последняя задача для них стала приоритетной. Кроме того, предусматривалась возможность наработки в некоторых из них урана-233 (в ториевом цикле). В частности, в 1953 - 1956 годах это было впервые осуществлено на реакторе ОК-180. Однако широкого развития такая практика не получила.
В 1950-х годах началось развитие мирных атомных технологий. Первые проекты тяжеловодных энергетических реакторов были разработаны в Швеции (к 1956 - 1957 годам), Канаде и Советском Союзе (к 1958 году). Первыми введенными в эксплуатацию установками этого типа стали реакторы АЭС «Ролфтон» в Канаде (1962), CVTR в США (1963), атомной ТЭЦ в Огесте, Швеция (1964).
Эти и другие последовавшие за ними разнообразные проекты дали начало разным ветвям тяжеловодных технологий. В последующие десятилетия одни из них выросли в заметные направления развития ядерной энергетики, другие оказались бесплодными и не получили развития.
Созданные за последние полвека тяжеловодные энергетические реакторы можно разделить на несколько групп:
• корпусные или корпусно-канальные реакторы с вертикально ориентированными каналами, созданные в СССР, США, Швеции и Германии;
• реакторы с каналами давления, расположенными горизонтально, и тяжеловодным теплоносителем, разработанные в Канаде, получившие конструктивное развитие в Индии, внедренные в Китае, Южной Корее, Румынии, Аргентине, Пакистане;
• реакторы с легководным кипящим теплоносителем, созданные в Канаде, Италии, Великобритании, Японии;
• газоохлаждаемые тяжеловодные реакторы, разработанные в СССР (внедрение установки проходило в бывшей Чехословакии), Франции, Германии.
Следует также упомянуть отдельные экзотические конструкции, наподобие созданного в Канаде тяжеловодного реактора с органическим теплоносителем.
Канадский исследовательский реактор на тяжелой воде ZED-2
РАБОТА КОРПУСОМ
Исторически первыми (как в военном, так и в гражданском исполнении) следует считать корпусные, или корпусно-канальные, конструкции. В частности, первые исследовательские реакторы, а также советские и американские реакторы-наработчики имели корпуса с вертикальными каналами.
В созданных наподобие таких конструкций энергетических реакторах замедлитель и теплоноситель первого контура сообщаются между собой и находятся под одинаковым давлением, которое удерживается корпусом реактора. Каналы в подобных реакторах выполняют направляющую функцию - они призваны обеспечить упорядоченное прохождение потока теплоносителя через топливные сборки.
Первым внедренным энергетическим реактором этого типа стала шведская конструкция R-3 тепловой мощностью 65 МВт и электрической - 10 МВт нетто, разработка которой завершилась к 1957 году; тогда же началось ее строительство. Поставщиком установки была госкомпания AB Atomenergi, инвестором проекта - государственная энергокомпания Vattenfall. Реактор был пущен в 1964 году в составе атомной ТЭЦ в пригороде Стокгольма, в Огесте, и эксплуатировался до 1974 года. Использование энергоблока в теплофикационном режиме объясняет низкий электрический КПД установки (менее 20 %). В летние месяцы, когда не было необходимости в отоплении, она нередко останавливалась. К 1970 году мощность блока была увеличена до 80 МВт.
Контейнментом для ядерного острова служила скала, внутри которой был создан реакторный зал, облицованный изнутри стальными листами. Реактор R-3 работал на природном уране. Цилиндрический корпус установки диаметром 5 метров и высотой 6 метров имел четыре впускных и четыре выпускных патрубка в днище корпуса, через которые циркулировала тяжелая вода первого контура. Второй контур, заполненный легкой водой, включал четыре парогенератора. Активную зону пронизывало 140 каналов из циркониевого сплава циркалой-2, образующих в поперечном разрезе квадратную решетку со стороной 270 мм. В каждый канал помещалась ТВС, собранная из четырех пучков, составленных, в свою очередь, из 19 твэлов в оболочке из циркониевого сплава. Поток теплоносителя проходил снизу вверх по каналам, через отверстия в верхней их части поступал в пространство между каналами и направлялся вниз, к выходным патрубкам.
В R-3 применялось 30 вертикальных стержней СУЗ, включая 16 аварийных, и было предусмотрено борное регулирование.
Другой шведский корпусной реактор - R-4, созданный теми же компаниями в 1960 - 1964 годах и строившийся компанией ASEA до 1970 года в 120 км от Стокгольма в Морвикене, имеет ряд оригинальных черт, которые в подобном сочетании не встречаются в других тяжеловодных конструкциях ни корпусного, ни канального типа. Одной из особенностей этой установки тепловой мощностью 463 - 593 МВт и электрической - 132 - 193 МВт нетто (в зависимости от режима работы) было применение одноконтурной схемы с кипящей тяжелой водой, объем которой составлял 180 тонн. Другой отличительной чертой явилось деление активной зоны на конструктивно и функционально различные каналы с топливными сборками разной геометрии (длиной 6 и 4 метра) и степени обогащения (1,35 % и 1,75 %). Это объясняется тем, что, наряду с каналами обычных параметров теплоносителя (таких было 147), применялись каналы для создания рабочего тела сверхкритических параметров (32 канала). Это требовало соответствующей адаптации конструкции турбины, которая должна была работать с насыщенным и сверхкритическим паром. Следующей особенностью было применение естественной циркуляции теплоносителя на мощности, при отсутствии циркуляционных насосов. Также оригинальным образом была реализована идея перегрузки во время работы реактора: она осуществлялась механически, перегрузочной машиной, спроектированной внутри корпуса реактора и управляемой гидроприводами (тоже с тяжелой водой), выведенными наружу. Этот механизм помещал ТВС в специальный канал выгрузки, из которого затем топливо удалялось из реактора после предварительной сушки для экономии тяжелой воды. Необходимость перегрузки в процессе работы установки диктовалась, в частности, тем, что реактор первоначально проектировался в рамках осуществления в Швеции ядерно-оружейных НИОКР, и предполагалась возможность его двухцелевого использования, в том числе для наработки плутония.
К завершающей фазе строительства станции в Морвикене Швеция уже отказалась от собственной ядерной программы и подписала договор о нераспространении. К тому же в этот период в мире уже стали появляться реакторы мощностью 500 - 1000 МВт, а развитие рынков урана, конверсии и обогащения снизило актуальность экономии урана за счет внедрения собственных тяжеловодных реакторов, ставших неконкурентоспособными в новых условиях. В итоге реализация проекта в Морвикене была остановлена (на его месте была создана ТЭЦ, использовавшая часть оборудования АЭС), а к началу 1975 года закрылась и станция в Огесте.
Другая внедренная на практике концепция корпусного тяжеловодного реактора родилась в Германии. Она берет начало от реактора MZFR, разработанного компанией Siemens в начале 1960-х годов, построенного и пущенного в центре ядерных исследований в Карлсруэ в 1966 году. Реактор считался исследовательским, однако не уступал средним энергетическим установкам того времени по мощности (200 МВт тепловой и 50 МВт - электрической нетто) и вырабатывал электрическую и тепловую энергию для окружающего района. Он проработал до 1984 года.
Основные конструктивные принципы MZFR воплотились в более мощных (электрическая мощность - 335 и 692 МВт нетто) энергетических реакторах, которые были построены на двух ныне работающих энергоблоках АЭС «Атуча» в Аргентине. Сегодня права на немецкую технологию принадлежат компании Areva, которая участвовала в достройке второго блока аргентинской станции.
В немецкой концепции, как и в шведской, реактор имеет вертикальный корпус и вертикально расположенные топливные каналы. Как и в предыдущих примерах, в немецкой конструкции не предусмотрена полная изоляция замедлителя и теплоносителя. Однако, если в шведской модели функции замедлителя выполняет сам теплоноситель, то в немецкой это разные потоки тяжелой воды, смешение которых весьма ограниченно. Внутри корпуса реактора помещен бак с замедлителем, через который проходят каналы СУЗ и топливные каналы, выполненные из циркалоя-2. Теплоноситель подается в корпус реактора через боковые патрубки и поступает в зазор между корпусом и баком. Отсюда поток теплоносителя направляется в нижнюю часть реактора, омывая бак замедлителя, далее проходит через топливные каналы снизу вверх и направляется через выходные патрубки к парогенераторам. В баке имеются отверстия, через которые замедлитель сообщается с теплоносителем, таким образом их давление практически выравнивается. По этой причине топливные каналы не требуют удержания большого давления и делаются тонкостенными. Кроме того, сообщающиеся потоки теплоносителя и замедлителя обслуживаются некоторыми общими для них вспомогательными системами.
Замедлитель имеет собственный контур охлаждения, который выведен за пределы корпуса реактора и обеспечивает предварительный подогрев питательной воды.
В реакторах АЭС «Атуча» используются тепловыделяющие сборки с длиной активной части около 5,3 метра, образующие в поперечном разрезе треугольную решетку со стороной 272 см. Каждая сборка имеет круглое сечение и включает 36-37 твэлов с оболочкой из циркалоя-4. Активная зона обоих реакторов имеет почти одинаковые высоту, размерность решетки и состав топлива. Разница в мощности достигается за счет разного числа тепловыделяющих сборок (252 на первом блоке и 451 - на втором), различий в конструкции ТВС (разные диаметры и число твэлов) и так далее. Проекты предусматривают применение оксидного топлива природного изотопного состава, однако сегодня используется слабообогащенный (до 0,85 %) уран.
Поскольку применение природного урана требовало повышенных объемов перегрузки топлива (за год она могла достигать приблизительно полутора объемов активной зоны), необходимым условием при разработке концепции была перегрузка топлива без остановки РУ. Для корпусного реактора это потребовало нестандартных решений. Перегрузка осуществляется на мощности, без снятия крышки корпуса. При этом перегрузочная машина герметизирует специальный канал в верхней части корпуса, через который извлекается сборка, после чего канал закрывается.
Чтобы не мешать разгрузке в процессе работы реактора, применена особая компоновка приводов и каналов СУЗ. Они вводятся в корпус реактора на радиальной периферии верхнего блока под углом 20° к оси реактора. На этих реакторах также используются борное регулирование и аварийный ввод бора.