Данная статья посвящена истории создания тяжеловодных реакторов, их современном использовании и ближайших перспективах их применения.
В замедленном кадре
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.
Канадская ветвь
Наиболее распространенная и коммерчески успешная ветвь тяжеловодных технологий зародилась в Канаде с некоторым участием технической мысли США, где в 1963 году был пущен небольшой реактор похожей конструкции. Сегодня подобные реакторы используются в семи странах мира: самой Канаде, а также в Индии, Аргентине, Румынии, Пакистане, Китае, Южной Корее.
Исследовательские реакторы, созданные в 1940–1950-х годах в Канаде, были непохожи на современные энергетические реакторы этого типа. Настоящим родоначальником таких конструкций можно считать последний, радикально переделанный вариант проекта реактора NPD, построенного и пущенного в 1962 году на АЭС «Ролфтон», провинция Онтарио. Проект реализовали совместно несколько компаний: федеральная Atomic Energy of Canada Limited (AECL), энергокомпания провинции Онтарио — Ontario Hydro и инжиниринговая компания Canadian General Electric.
Реакторная установка АЭС «Ролфтон» обладала фамильными чертами большинства последующих представителей линейки канадских энергетических реакторов, известных под собирательной аббревиатурой CANDU (сокращенно от Canada Deuterium Uranium — канадский дейтериевый урановый), а также «отпочковавшейся» от них индийской ветви реакторов PHWR.
В реакторах с каналами давления и тяжеловодным теплоносителем последний используется в первом контуре, а во втором применяется легкая вода. В противоположность корпусным тяжеловодным реакторам, в CANDU замедлитель и теплоноситель физически полностью разграничены уже в первом контуре, а в отличие от тяжеловодных реакторов с легководным охлаждением, вода первого контура никогда не используется в качестве рабочего тела турбины. В этих реакторах первый контур состоит из множества труб давления, пронизывающих каландр с замедлителем. За пределами каландра, со стороны входа и выхода из него, каналы объединяются и в конечном итоге собираются у впускных и выпускных труб первого контура парогенераторов. В каландре трубы вставлены в технологические каналы, образующие в поперечном разрезе квадратную решетку (со стороной 286 мм для современных действующих CANDU). Между трубами и каналами каландра поддерживается минимальный зазор, заполняемый газом (в современных моделях — углекислым).
Помимо циркуляции теплоносителя двух изотопных составов в двух контурах и разных агрегатных состояниях, в таких реакторах также организован отдельный контур охлаждения замедлителя. Его циркуляция преследует цель поддержания относительно низких, по сравнению с теплоносителем, температур (ниже 100 °С) и давления замедлителя (несколько атмосфер).
В конструкциях этого рода технологические каналы и трубы — горизонтальные. Это облегчает загрузку и выгрузку топлива из отдельных каналов, которая осуществляется в процессе работы реактора, одновременно с двух торцевых сторон каландра. В таких реакторах применяются короткие тепловыделяющие сборки, вставляемые в каналы последовательно. Такая архитектура сродни компоновке первых уран-графитовых реакторов-наработчиков, построенных в 1940 – 1950‑х годах в Хэнфорде (США) и Виндскейле (Великобритания). Ее использование позволяло обеспечить непрерывность загрузки-выгрузки облучаемых рабочих блоков, то есть оптимизировать наработку оружейных материалов. Канадская ядерная программа, выросшая из совместных с США и Великобританией ядерно-оружейных НИОКР, очевидно, учла этот полезный опыт.
В противоположность канадской модели, в вертикальных корпусных тяжеловодных реакторах перегрузка на мощности сопряжена с дополнительными сложностями. Для их преодоления могут применяться изощренные устройства механической перегрузки, наподобие упомянутых внутрикорпусного перегрузочного устройства в шведском реакторе или внешней перегрузочной машины — в немецких тяжеловодных конструкциях. Однако они осуществляют последовательную выгрузку-загрузку топлива. Другой пример — гидротранспортная система для облучаемых рабочих блоков, которая в свое время была впервые создана в Озерске под российским тяжеловодным реактором-наработчиком типа ОК. В последнем случае потребовалось строительство сложных коммуникаций в подземном пространстве под реактором. При этом система работала со сбоями.
Горизонтальное расположение топливных каналов также позволяет пространственно развести их патрубки на выходе из каландра и приводы стержней СУЗ: последние вставляются вертикально сверху вниз, то есть перпендикулярно технологическим каналам. В противном случае их совместная компоновка в торцевой части каландра потребовала бы очень сложных технических решений, в том числе учитывающих соображения безопасности (как отмечалось, в немецкой концепции корпусного реактора для решения этой проблемы каналы СУЗ направлены в активную зону под углом). Помимо этого, при такой компоновке надежность срабатывания СУЗ в случае аварии повышается за счет гравитации, как в реакторах PWR и ВВЭР.
Наряду с компенсирующими и аварийными стержнями из кобальта и кадмия в системе безопасности CANDU предусмотрено искусственное «отравление» реактора, в частности, введение под давлением в замедлитель раствора — поглотителя нейтронов. В современных моделях канадской линейки для этой цели используется не борный раствор, а нитрат гадолиния.
К основным средствам регулирования реактивности в ходе нормальной работы реактора относятся трубные камеры, расположенные в активной зоне и заполняемые естественной водой для снижения реактивности в случае необходимости. В реакторе проекта CANDU 6 имеется 14 таких камер.
Мировые вариации
Ряд концепций тяжеловодных реакторов не дожили до сегодняшнего дня в виде действующих конструкций. Однако заложенные в некоторых из них идеи нашли воплощение в современных разработках в тяжеловодной нише, и не исключено, что в дальнейшем они могут возродиться в ином качестве.
Историческое первенство в этом ряду принадлежит газоохлаждаемым тяжеловодным реакторам. К ним относится, во‑первых, разработанный в Советском Союзе (ИТЭФ им. А. И. Алиханова) реактор типа КС. Строительство двух энергоблоков с таким реактором мощностью 200 МВт каждый на Урале было предусмотрено первой программой развития атомной энергетики, одобренной правительством СССР в 1956 году. Однако лишь план сооружения Белоярской АЭС с графитовыми реакторами, предусмотренный этой программой, был реализован. Впрочем, проект АЭС с газоохлаждаемым реактором нашел иное воплощение: реактор КС-150 мощностью свыше 127 МВт был построен в период с 1958 по 1972 год в Чехословакии, как основа атомной станции А1 в Богунице. Это был первый инициированный в мире проект сооружения атомной электростанции на основе тяжеловодной конструкции, хотя впоследствии само строительство затянулось, в том числе из-за известных политических событий 1968 года в Чехословакии. Энергоблок был окончательно остановлен в 1977 году после двух аварий, наиболее серьезная из которых была вызвана незначительными ошибками персонала, приведшими к эскалации неблагоприятных событий.
Другими реализованными концепциями с газовым теплоносителем стали: реактор EL 4 электрической мощностью 75 МВт, построенный во французском Бренилисе и функционировавший в 1972 –1981 годах; разработанный Siemens реактор мощностью 100 МВт, построенный недалеко от Мюнхена, в Нидерайхбахе, и проработавший лишь полтора года, в 1973 –1974 годах; реактор мощностью 8 МВт, пущенный в 1968 году в швейцарском Люсенсе, между Лозанной и Берном, и закрытый спустя несколько месяцев в результате серьезной аварии.
Во всех перечисленных концепциях применялся углекислый газ в качестве теплоносителя, в остальном конструкции отличались по форме исполнения. Применение газа в качестве теплоносителя позволяло существенно увеличить температуру и давало принципиальную возможность в дальнейшем использовать прямой турбинный цикл и повысить термический КПД. Однако более высокие температуры в активной зоне требовали применения иных конструкционных материалов, а также повышали риски. Не случайно на этих проектах произошло несколько довольно серьезных аварий. В общем, это направление по факту оказалось не особенно успешным и не получило дальнейшего продолжения именно с тяжеловодным замедлителем.
Особняком стоит концепция тяжеловодного реактора с органическим теплоносителем, имеющим высокую температуру кипения. Действовала лишь одна тяжеловодная конструкция такого рода — исследовательский реактор WR-1 тепловой мощностью 60 МВт, построенный на площадке канадского ядерного центра Вайтшел, провинция Манитоба. К особенностям реактора относятся: применение вертикальных каналов, высокая температура (425 °C) и низкое давление теплоносителя, в качестве которого использовалась смесь углеводородов с высокой температурой кипения (около 400 °C); применение карбидного топлива с ураном природного изотопного состава.
Концепция, которая эволюционировала из идеи построить реакторную установку с органикой в качестве теплоносителя и замедлителя (первая подобная была пущена в США в 1957 году), оказалась технически вполне реализуемой: WR-1 проработал около 20 лет, с 1965 по 1985 год. Проект показал хорошие перспективы по целому ряду направлений: расход тяжелой воды мог сократиться примерно в пять раз, существенно повышался КПД, уменьшались риски, связанные с радиационной безопасностью, увеличивалась глубина выгорания. В то же время большая энергонапряженность, в полтора раза более высокие температуры эксплуатации каналов предъявляли новые требования к стойкости конструкционных материалов. В дальнейшем подобный дизайн не применялся.
В другой концепции — в тяжеловодных реакторах с легководным теплоносителем — была сделана попытка преодолеть недостаток канальных конструкций с тяжеловодным охлаждением: установки последнего типа имеют двухконтурную схему, поскольку использование одноконтурной компоновки, в которой тяжелая вода применялась бы одновременно в качестве рабочего тела турбины, сопряжено с техническими и экономическими проблемами, в частности, с бóльшими объемами и потерями тяжелой воды, необходимостью изменения ее водно-химического режима и так далее.
Использование легкой воды в первом контуре позволяет создать кипящий реактор, сэкономив на втором контуре и, в частности, на таких дорогостоящих элементах, как парогенераторы. Кроме того, это существенно (на 40–50 %) сокращает потребность в тяжелой воде. Привлекательностью этой идеи можно объяснить появление целого ряда конструкций такого рода, воплощенных в реальные проекты. К ним относятся: реактор SGHWR электрической мощностью около 100 МВт, который был построен в Уинтрите, Великобритания, и работал с 1967 по 1990 год; реактор CBLW мощностью 250 МВт, на основе которого в канадской провинции Квебек была построена одноблочная (в то время) АЭС «Джентили», проработавшая с этим реактором с 1972 по 1977 год; реактор CIRENE мощностью около 40 МВт, построенный в 1970-х — 1980-х годах на итальянской АЭС «Латина», но никогда не использовавшийся; реактор ATR, построенный в Фуджене, Япония, и функционировавший с 1978 по 2003 год. Каждый из этих реакторов планировался в качестве возможного родоначальника последующих, более мощных конструкций такого типа, но ни одна установка не получила развития. Несмотря на это, идея использования легководного теплоносителя жива и нашла воплощение в некоторых новых концепциях тяжеловодных реакторов.
Современная ситуация
Конкуренция тяжеловодных концепций на протяжении нескольких десятилетий привела к абсолютному преобладанию канадской ветви. Для этого есть несколько причин.
К достоинствам шведско-немецкой концепции относятся более умеренные требования к топливным каналам (они тонкостенные), отсутствие необходимости их объединения в сложные системы труб высокого давления. Физическая эффективность корпусных конструкций может быть также несколько выше. Например, КПД немецких реакторов АЭС «Атуча» составляет 29–32 %, что для установок, работающих на естественном уране и с низкими параметрами пара, хороший показатель. Для сравнения, КПД действующих моделей канадских и созданных на их базе индийских реакторов не превышает 30 %.
Между тем в современном мире преобладает спрос на реакторы мощностью свыше 1 ГВт, расширяется рынок реакторов производительностью порядка 1,5 ГВт. Для увеличения мощности тяжеловодного реактора, работающего на природном уране, до хотя бы сравнимых уровней необходимо пропорциональное наращивание активной зоны — большее (в расчете на единицу мощности), чем для легководных реакторов, работающих с обогащенным топливом, не говоря о быстрых или высокотемпературных конструкциях. Это особенно проблематично для шведско-немецкой тяжеловодной концепции, которая в буквальном смысле упирается в размеры корпуса реактора: увеличение объема корпуса давления сопряжено с прогрессирующим ростом сложностей его изготовления и, соответственно, стоимости. Кроме того, увеличение объема корпуса требует больших объемов дорогостоящей тяжелой воды, несмотря ни на какие ухищрения (в корпусных тяжеловодных реакторах применяется отгораживание «ненужных» выпуклостей вокруг активной зоны для экономии тяжелой воды).
Выходом из этого противоречия может стать использование обогащенного топлива, но в таком случае теряется основное преимущество тяжеловодной технологии перед остальными. В качестве компромисса в подобных реакторах (части аргентинских и современных индийских) стали использовать слабообогащенный уран, который повышает эффективность, но позволяет экономить на услугах изотопного разделения.
В общем, недаром в 1970-х годах, когда в мире начали строиться гигаваттные реакторы и получил развитие рынок конверсии и обогащения, в Швеции и Германии был сделан выбор в пользу легководных технологий. Так же поступили и некоторые другие государства: США, Франция, Швейцария, Чехословакия. К ним можно добавить СССР и Великобританию, которые прежде разрабатывали тяжеловодные конструкции и связывали с ними определенные надежды в энергетике, но потом отказались от них в пользу не только легководных, но и других технологий.
АЭС «Чернавода»
Рынок тяжеловодных реакторов сохранился, но на нем возобладала канадская концепция, которая оказалась самой гибкой и функциональной, допускала бóльшую свободу маневра. В перспективе соединение достоинств канальной архитектуры с рядом новых или хорошо забытых старых идей может дать второе дыхание тяжеловодной технологии. Именно в этом направлении пытаются идти ведущие поставщики таких технологий.
Среди подобных разработок можно назвать конструкцию AHWR, созданную индийским Центром ядерных исследований им. Х. Бабы. Это одноконтурный кипящий реактор мощностью около 300 МВт с легкой водой в качестве теплоносителя. К отличительным чертам конструкции относятся вертикальные каналы давления, использование естественной циркуляции на мощности, современных средств пассивной и активной безопасности. Реактор может быть приспособлен для работы на разном обогащенном оксидном топливе: уран-плутониевом MOX, смеси оксидов тория и урана-233, либо плутония и тория. В частности, предложен экспортный вариант этой конструкции (AHWR300-LEU), предназначенный для работы на смеси оксидов тория и урана, обогащенного до 19,75 %. По утверждению поставщика, ОЯТ такого реактора имеет сравнительно «неблагоприятный» изотопный состав с точки зрения извлечения оружейных материалов (в частности, содержание Pu-239 ~42 %, а Pu-238 ~9,5 %), но пригодно для последующей утилизации в реакторах после соответствующей переработки: повышенное, по сравнению с легководными реакторами, содержание U-232 и U-236 в ОЯТ AHWR300-LEU компенсируется высокой совокупной концентрацией U-235 и U-233 (около 8 %).
Реактор в разных модификациях имеет 444–452 топливных канала, образующих в поперечном разрезе квадратную решетку со стороной 225 мм. Топливные каналы проходят вертикально через технологические каналы каландра с кольцевым зазором между ними, заполненным углекислым газом, что напоминает конструкцию с горизонтальными каландрами. Однако, в отличие от них, каждый канал AHWR заполняется одной ТВС круглого сечения с длиной активной части 3,5 метра. Каждая топливная сборка включает твэлы с различным по элементной пропорции топливом. В отличие от тяжеловодных реакторов с горизонтальными каналами, выгрузка-загрузка топлива осуществляется последовательно с одной (верхней) торцевой части реактора. Продолжительность нахождения топлива в реакторе и глубина выгорания у AHWR разной модификации значительно больше (38–64 МВт сут/кгU), чем у действующих тяжеловодных реакторов.
Параметры AHWR позволяют получать насыщенный пар с температурой 285 °C и давлением 7 МПа, что выше аналогичных параметров действующих тяжеловодных конструкций. В результате его КПД также несколько выше — 30,9 %.
Внедрение реакторов типа AHWR в Индии предполагается долгосрочной ядерной программой страны. Строительство первой станции с таким реактором предусмотрено текущим двенадцатым государственным пятилетним планом, однако площадка пока не объявлена.
Другая концепция реактора с легкой водой в качестве теплоносителя — ACR-1000 мощностью 1200 МВт — была разработана в Канаде компанией AECL до продажи в 2011 году ее реакторного бизнеса инжиниринговой компании SNC–Lavalin. В отличие от индийской конструкции, в ACR-1000 сохранены традиционная горизонтальная компоновка каландра и каналов, а также двухконтурная схема. Таким образом, речь идет не о кипящем реакторе, а об установке с легкой водой под давлением в обоих контурах и тяжеловодным замедлителем. Детальный проект так и не был разработан. Новый поставщик линейки канадских реакторов фактически заморозил его развитие, отдав приоритет готовой к внедрению модели EC6 — фактически эволюционной модификации реактора CANDU-6, действующего на ряде АЭС в разных странах.
Иного рода перспективы связаны с использованием тяжеловодных реакторов для утилизации ОЯТ других реакторных установок. Это в принципе не требует создания новых тяжеловодных конструкций, необходима лишь адаптация существующих. Такие планы серьезно рассматриваются, в частности, в Индии, Великобритании, Китае, Южной Корее.
Великобритания несколько лет изучает предложение использовать канадский реактор EC6 для утилизации накопленных в Соединенном Королевстве запасов плутония, около 100 тонн которого принадлежат самой Великобритании. Однако наряду с канадским предложением рассматриваются варианты использования для этой цели легководных реакторов или быстрых (конструкции PRISM консорциума GE-Hitachi). Выбор до сих пор не сделан.
Южная Корея, в которой имеется четыре действующих энергоблока с CANDU-6, давно исследует возможность прямого использования ОЯТ легководных реакторов в канадских тяжеловодных реакторных установках. Корейский институт KAERI совместно с канадскими компаниями разработал технологию DUPIC, которая предусматривает изготовление топлива для CANDU путем механической переработки ОЯТ легководных реакторов без химического выделения урана, плутония и прочих компонентов. Однако перспективы промышленного использования этой технологии пока не ясны.
Другие проекты продвигаются в Китае. Они заключаются в том, чтобы приспособить технологии CANDU для утилизации ОЯТ китайских легководных реакторов, а также для использования тория, которым достаточно богат Китай. С этой целью с конца 2000-х годов был заключен ряд меморандумов и рамочных соглашений. Они предусматривали, во‑первых, возможность адаптации действующих реакторов CANDU на АЭС «Циньшань» для полного перехода на топливо на базе регенерированного урана. Во-вторых, возможность совместной разработки и продвижения в Китае и за его пределами реактора AFCR — по сути модификации EC6, специально приспособленной для использования разных видов топлива, включая торий и смесь из 70 % регенерированного и 30 % обедненного урана. Тестовые сборки с твэлами, включающими продукты переработки ОЯТ, а также с торием загружались в реакторы CANDU на АЭС «Циньшань». Эти опыты подтвердили принципиальную реализуемость проекта. В конце прошлого года SNC–Lavalin и CNNC (контролирующая внедрение тяжеловодных технологий в Китае и значительную часть ЯТЦ этой страны) подписали рамочное соглашение о создании совместного предприятия для реализации проекта AFCR.
АЭС «Циньшань»
В общем, несмотря на то что некоторые ветви тяжеловодных технологий «засохли», а в Канаде наблюдается определенный застой в развитии ядерной энергетики, говорить о закате этих технологий рано. Они продолжают находить свои ниши на разных рынках, так что нельзя исключить появления в дальнейшем новых жизнеспособных конструкций с тяжелой водой.
Интересные факты
• Под тяжелой водой в ядерной физике подразумевают лишь одну ее разновидность — диоксид дейтерия. Между тем, возможно множество различных комбинаций изотопов водорода и кислорода, некоторые из которых образуют воду тяжелее тяжелой.
• Тяжелая вода (диоксид дейтерия) весит приблизительно на 10 % больше обычной, замерзает при температуре 3,8 °C, кипит при 101,4 °C при атмосферном давлении.
• Стоимость тяжелой воды для заправки современного тяжеловодного реактора средней мощности равна цене 10–15 тонн золота. Впрочем, во времена создания атомного оружия тяжелая вода была в несколько раз дороже: 1 тонна стоила в среднем 1,2 млн тогдашних долларов.
• Стакан тяжелой воды, выпитый по ошибке, пройдет практически незамеченным для организма. Но садиться на тяжеловодную диету не стоит.
• Когда в США и СССР создавали атомную отрасль, по соображениям секретности многие понятия и объекты назывались иносказательно, часто даже во внутренней переписке. Так, в советском проекте уран назывался, среди прочего, «А-9» или просто «металл», а тяжелая вода — «гидроксилин» или «продукт 180»; у американцев ее называли «P-9». Подобные обозначения настолько прижились, что порой переходили в официальные названия. Так, построенный в Чехословакии тяжеловодный реактор KS-150 (а по-русски КС-150) расшифровывается как «котел селеновый». Селеном в советском атомном проекте именовали торий, а котлами — реакторы. Большинство советских концепций тяжеловодных реакторов того времени предусматривали, как вариант, возможность работы в ториевом цикле.
• На некоторых пляжах океанских побережий, например, в Бразилии или Скандинавии, можно найти все необходимые компоненты для создания атомной бомбы или тяжеловодного реактора — в песке, скалах и морской воде. Проблема лишь в том, чтобы извлечь их в необходимой концентрации и соединить нужным образом.
28.08.2015 Ингард Шульга
Комментарии
Что-то я совсем химию подзабыл. Тяжёлая вода это реально ДИоксид дейтерия? Точно не оксид?
Гон. Обычная формула воды. По другому -- оксигена-ДИ-гидрид. Видимо запутались, где ДИ, а где неДИ....
Тяжёловодородная вода имеет ту же химическую формулу, что и обычная вода, но вместо двух атомов обычного лёгкого изотопа водорода (протия) содержит два атома тяжёлого изотопа водорода — дейтерия, а её кислород по изотопному составу соответствует кислороду воздуха[1]. Формула тяжёловодородной воды обычно записывается как D2O или 2H2O.
У автора: D2O2- диоксид дейтерия.
> У автора: D2O2- диоксид дейтерия.
Это у автора, а в реакторах то что? D2O или таки D2O2? Если судить по аналогии с пероксидом водорода Н2О2, то пероксид дейтерия должен быть не очень устойчивым соединением.
D2O в реакторе, автор ошибся с диоксидом.
Спасибо.
Какая замечательная статья.
Что же является "узким местом, этой технологии?
Тонким местом является принципиальная ориентация на топливо с низкой плотностью энергии — природный или слабообогащённый уран. Пытаются его "зажечь" с использованием слабо поглощающего нейтроны материала — тяжёлой воды. Низкая плотность энергии требует частых перегрузок топлива и больших размеров ядерных установок для получения той же мощности, что и в установках типа ВВЭР.
Установки к жилью приблизить тоже сложно, например, из-за частых перегрузок топлива, чреватых проблемами нераспространения ядерных материалов.
Неправильная терминология и не является это "тонким местом". Проблемой является низкое топливоиспользование, т.к. минимальная концентрация U235 поддерживающая СЦР в тяжеловодных замедлителях порядка 0,4%, и если загружать природный уран, то 70% 5 изотопа пойдет в ОЯТ.
Установки к жилью не приблизить из-за эвакуационных мероприятий, определяемых запроектными авариями. А эвакуация накладывает ограничение на плотность населения в 30-ти километровой зоне. Перегрузки на ходу несут как минусы, так и плюсы, но к нераспространению никаким боком.
А само получение тяжелой воды...
Насколько критична эта составляющая?
Стоимость тяжелой воды в CANDU - сотни две миллионов долларов, если правильно помню. Нужна высокая чистота от протия. Технологически ничего запредельного нет, но дорого.
С другой стороны DUPIC с работой на ОЯТ PWR с вибропереупаковкой твэлов вроде как может серьезно экономить деньги на топливном обеспечении. Такая альтернатива ЗЯТЦ для бедных.
Индусы?
Не, индусы берегут плутоний. Южная Корея, Китай, м.б. еще кто-то.
Южная Корея не имеет мощностей для выделения плутония из РАО, а сжигать в Канду ОЯТ не так уж и эффективно, когда земли мало)))). Китай очень хочет торий включить и Индия тоже, у нее в обще вся атомка в сторону тория не ровно дышит из-за больших месторождений.
У вас, как обычно все в кучу :). Я говорил только про DUPIC. У юж. кореии есть проблемы с соглашением 123, но дупик не предусматривает раздельного извлечение плутония из ОЯТ, а только мех Про торий, AHWR и ЗЯТЦ на эпитепловом спектре вообще отдельная тема.
А я не заявляю что я спец в атомной отрасли)))Дупик так по мне вообще тупиковая ветка, хоть корейцы и пытаются топливо из ОЯТ делать для своих Канду ( не знаю на сколько успешно). Там ведь смысл в том что в некоторых ОЯТ урана 235 больше чем в природном уране, ну а так как степень выгорания в новых сборках легководных реакторах постоянно повышается, экономическая эффективность всей этой затеи все бледнее и бледнее.
Добавка - Из-за частых перегрузок получается ЗНАЧИТЕЛЬНО большее количество радиоактивных отходов, пусть и с меньшим радиационным излучением. А так как перерабатывать РАО могут не только лишь все, то РАО являются большой проблемой. Вся совокупность недостатков приводит к тому, что тяжеловодные реакторы для урана малоперспективны (дохлый номер).
В принципе тяжеловодные реакторы очень перспективны для использования тория, именно поэтому их и развивают пытаются этот торий включить в ядерный цикл. Минус же технологии это более высокая цена за ээ чем на ВВЭР. Так же минус это пока что достаточно низкое выгорание урана. Если эту проблему решить, то уменьшится количество РАО, и в целом вырастет эффективность тяж. реакторов.
благодарю за материал
тема современных промышленных не раскрыта, хотя пиндосам все давно показали.
А в целом, зачем с тяжелой водой так возятся? Технология обогащения для "папуасов" настолько не подъемная штука? Или просто большие дяди из "ядерного клуба" не дают этим самым "папуасам" развивать технологии обогащения из-за их двойного назначения?
Действительно, "всеядность" тяжеловодных реакторов... исключает "послепродажную" привязку к существующим лидерам (с развитым производстве циклом по обогащению топлива).
Может ли таким "поводком" быть экономически обоснованно производство тяжелой воды и поставка её "папуасам"?
На парочку пробных canDU даже "папуасы" найдут замедлитель.
А на серию...
Насколько критична эта составляющая?
По личной оценке... стоимость тяжеловодного замедлителя составляет около 10% стоимости проекта. Так ли это?
Ласково и нежно описаны забугровские достижения, наши вскользь. Бе-бе.
А физику можно и без таких статеечек почитать.
Провокатор?
Кто? Ты?
Не надо идиота из себя строить. Ты, дружок, провокатор, если спрашиваешь подробности про отечественные реакторы с тяжеловодным замедлителем. Легко ищется на каком предприятии они установлены и чем занимаются.
Так... клановость наших... сравнима с седыми монастырскими стенами
За чаем... расскажут, но что бы написать...
Красиво названо, органический теплоноситель. А ведь по факту тяжелая нефть или битумы в качестве теплоносителя это мощно.