Атомная энергетика: преимущества водо-графитовых реакторов

Рейтинг:   / 2

Подробности

Родительская категория: Атомная энергия

Категория: АЭС

Традиционным для энергетического реакторостроения является направление развития, связанное с созданием и широким использованием уран-графитовых канальных реакторов с охлаждением активной зоны обычной водой, пароводяной смесью и даже перегретым паром. Различные конструктивные разновидности реакторов этого класса работают на Сибирской, Белоярской, Ленинградской, Курской, Билибинской АЭС.

Отличительные особенности канальных реакторов заключаются в широких возможностях варьирования и выбора физических и конструктивных решений по реактору и по топливу в зависимости от требований к назначению установки, условиям эксплуатации и использованию топлива. Последнее обстоятельство весьма существенно, поскольку для АЭС, в отличие от ТЭС, выбор топлива может быть обусловлен не только экономическими соображениями, но и требованиями его воспроизводства. Мы уже писали о существующих типах ядерных реакторов. Остановимся на преимуществах графитовых реаторов.

Преимущества канального графитового реактора состоят в возможности использования графита одновременно в качестве замедлителя и конструкционного материала активной зоны, что допускает применение технологических каналов в сменяемом и несменяемом вариантах, использование твэлов в стержневом или трубчатом исполнении с односторонним или всесторонним охлаждением их теплоносителем. Конструктивная схема реактора и активной зоны позволяет организовать перегрузку топлива на работающем реакторе, применить зональный или секционный принцип построения активной зоны, допускающий профилирование энерговыделения и теплосъема, широкое использование типовых конструкций, реализацию ядерного перегрева пара, т. е. перегрева пара непосредственно в активной зоне.

Канальная конструкция реактора и секционный принцип построения активной зоны позволяют практически неограниченно увеличивать мощность реактора на базе стереотипных модульных конструкций каналов и секций и, что особенно важно, без обязательного укрупнения диаметров трубопроводов в контурах охлаждения реактора и без применения корпусов высокого давления, работающих под облучением. Последнее обстоятельство позволяет обеспечить высокую надежность и живучесть установки в целом при увеличении единичкой мощности блока, хотя разветвленность контура, характерная для канальных реакторов, делает их менее компактными и несколько более капиталоемкими в сравнении, например, с водо-водяными реакторами корпусного типа.

Возможность наращивания единичных мощностей канальных реакторов весьма существенна также при строительстве АЭС и использовании производственных мощностей в машиностроении. Уменьшение числа одновременно возводимых энергоблоков за счет укрупнения их мощности, сокращение объема монтажных работ и улучшение использования машиностроительных мощностей путем повышения уровня стандартизации и применения секционно-блочных конструкций заводского изготовления, повышение экономичности вследствие как указанных факторов, так и возможности использования ядерного перегрева и более эффективного использования тепла — все это делает уран-графитовые канальные реакторы весьма перспективными для развития ядерной энергетики в настоящее время и в ближайшие десятилетия.

В силу физических свойств графита как замедлителя водо-графитовые канальные реакторы допускают широкие вариации в использовании различных топливных композиций. В качестве ядерного топлива может быть использован слабообогащенный уран (1 — 3%) в виде для наработки плутония для реакторов на быстрых нейтронах, в режиме дожигания обедненного урана из отвалов разделительного производства, а в перспективе при необходимости — в режиме повторного использования плутония в смеси с природным или обедненным ураном или торием. Такие возможности топливного цикла наряду с ядерным перегревом и отсутствием принципиальных трудностей по укрупнению единичной мощности открывают большие перспективы дальнейшего всестороннего совершенствования реакторов этого типа (с учетом требований научно-технического прогресса и повышения эффективности использования топлива, а также прогнозируемых условий потребления энергии) в направлении повышения экономичности АЭС и производительности труда в сфере производства топлива и энергии, металлического урана или его сплавов, двуокиси урана в виде таблеток или порошка, диспергированного в теплопроводной матрице (высокотемпературная композиция для ядерного перегрева). Если оболочки твэлов и канальные трубы водо-графитового реактора выполнены из слабо поглощающих нейтроны материалов, его можно использовать в режиме конвертора.

Подготовлено по материалам книги:

• Атомная наука и техника в СССР. Мостква. Атомиздат. 1977 год Под редакцией: И.Д.Морохова, А.А.Задикяна, А.К.Круглова.