УДК 621.039.52.034.3
D. BEDENIG
Gasgekuhlte Hochtemperaturreaktoren
Gas-cooled High-temperature Reactor
Бедениг Д. Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы. Пер. с нем. (ФРГ, 1972). Под ред. Ю. И. Митяева. М., Атомиздат, 1975.
Книга посвящена различным аспектам весьма перспективных высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением. Рассмотрены место, основные особенности высокотемпературных реакторов и их развитие в разных странах. Подробно анализируются виды топлива и твэлов высокотемпературных реакторов, результаты испытаний твэлов, их перегрузка и химическая переработка. Приведены теплотехнические и ядерно-физические характеристики высокотемпературных реакторов, обсуждается безопасность и регулирование таких реакторов. Даны основные характеристики и конструкции всех действующих и сооружаемых высокотемпературных реакторов, а также рассматриваются перспективы их использования с газовыми турбинами с МГД-генераторами и применение для производства технологического тепла. Кратко обсуждаются реакторы на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением.
Книга рассчитана на широкий круг специалистов, занятых в области ядерной энергетики.
ПРЕДИСЛОВИЕ К РУССКОМУ ИЗДАНИЮ
В настоящее время ядерная энергетика в большинстве стран базируется в основном на двух типах энергетических реакторов: кипящих реакторах и реакторах с водой под давлением. Наряду с усовершенствованием этих реакторов во всех ведущих странах разрабатываются и испытываются реакторы других типов. Таких реакторов практически тоже два типа. Это реакторы на быстрых нейтронах и высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением.
Рассмотрение многочисленных вариантов развития ядерной энергетики, основанное на анализе возможностей реакторов разного типа, свидетельствует, что к 2000 г. доля высокотемпературных реакторов должна значительно возрасти, а их мощность составит, по данным разных авторов, 20—25% мощности всех АЭС. Такое значительное место высокотемпературных реакторов в ядерной энергетике обусловлено их привлекательными особенностями и высокими характеристиками.
Действительно, в таких реакторах в качестве замедлителя и конструкционного материала активной зоны применяется исключительно графит, что обеспечивает хорошее использование нейтронов, а в качестве ядерного топлива — микрочастицы карбида или двуокиси урана (или тория) с многослойными покрытиями, позволяющие достичь очень высоких выгораний — до 100000 МВт-сут/т при температуре горючего до 1300° С. Инертный гелиевый теплоноситель при давлении 40—60 ат и температуре на выходе 750—850° С обеспечивает высокий к. п. д. паротурбинной установки, а хорошее удержание твэлами продуктов деления, неактивируемость и возможность повышения температуры гелия дают реальные предпосылки для использования таких реакторов в сочетании с газовыми турбинами, а в будущем — с МГД-установками. Высокотемпературные реакторы характеризуются наиболее благоприятными условиями для использования уран-ториевого топливного цикла, что повышает коэффициент воспроизводства горючего и расширяет топливные ресурсы ядерной энергетики. Наряду с высокими теплотехническими и энергетическими характеристиками они выгодно отличаются небольшими удельными потребностями в природном уране и среди реакторов на тепловых нейтронах незначительно уступают по этому показателю только тяжеловодным реакторам.
Большинство преимуществ высокотемпературных реакторов подтверждено успешной многолетней работой опытных реакторов такого типа в США, ФРГ и Великобритании, продемонстрировавшей также их высокую надежность и готовность. Сейчас в США, ФРГ, Японии сооружаются энергетические высокотемпературные реакторы средней мощности (на 300 МВт), в США заказано несколько коммерческих АЭС с высокотемпературными реакторами электрической мощностью 770 и 1160 МВт.
По высокотемпературным реакторам имеется большое количество разрозненных публикаций в виде статей, докладов и т. п., но до сих пор не было каких-либо обобщающих сборников или монографий. Предлагаемая книга в значительной степени ликвидирует этот недостаток, хотя она и не претендует на полноту рассмотрения выбранной темы, поскольку рассчитана на весьма широкий круг читателей. Книга дополнена некоторыми, в основном новыми материалами, появившимися в последнее время в периодической литературе. В частности, приводятся описание и характеристики реактора электрической мощностью 1160 МВт, высокотемпературного реактора с шаровыми твэлами, разрабатываемого для химической промышленности, демонстрационного реактора на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением и несколько более мелких дополнений. Для всех дополнений указан литературный источник.
Ю. И. Митяев
ПРЕДИСЛОВИЕ
Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы приобретают все большее значение в производстве электроэнергии. В настоящее время после широких исследовательских работ, проведенных в Англии, США и ФРГ, можно говорить о промышленном использовании этих реакторов.
Несмотря на то что по высокотемпературным реакторам и связанным с ними частным аспектам имеются многочисленные публикации и доклады конференций, обобщенных материалов еще недостаточно. Поэтому автор охотно согласился написать один из томов серии книг по ядерной физике и реакторной технике (Thiemig-Taschenbiicher), посвященный газоохлаждаемым высокотемпературным реакторам.
Относительно большое место в книге уделено топливу, твэлам и физике высокотемпературных реакторов (HTR). Обширные разделы посвящены первому контуру, оборудованию второго контура, перегрузочным устройствам и безопасности реактора. Предпоследняя глава после небольшого описания современных установок с высокотемпературными реакторами содержит обзор состояния этой области реакторостроения. В последней главе показаны перспективы использования тепла, получаемого с помощью реакторов HTR, для химических и металлургических процессов.
Выпуску предлагаемой работы во многом способствовали дискуссии с проф. М. Поллерманном, а также с многочисленными коллегами из фирмы «Браун-Бовери-Крупп реакторбау», Института ядерных исследований в Юлихе и другими специалистами. Всем им выражаю благодарность, и прежде всего профессорам
Баммерту и Баусту, Бему, Боону, Элерсу, Энгелю, Хардеру, Хеннингсу, Кугелеру, Массимо, Раушу и Штюрмеру.
По своему содержанию книга в основном базируется на результатах совместной работы Евратома, исследовательского центра в Юлихе и фирмы «Браун-Бовери- Крупп реакторбау», проводимой при финансировании правительственных органов ФРГ.
г. Франкфурт-на-Майне, январь 1972. Д. Бедениг
