ГЛАВА 1
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ
§ 1.1. МЕСТО ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ РЕАКТОРОВ
Существенное превосходство АЭС большой мощности по сравнению с обычными электростанциями бесспорно. Это прежде всего относится к экономическим аспектам, а также к возможности решения проблемы долгосрочного энергоснабжения.
Такие широко известные реакторы, как легководные, тяжеловодные, газоохлаждаемые на природном уране и так называемые усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы (Advanced Gas-cooled Reactor, или AGR), можно отнести к реакторам первого поколения. Из них наиболее экономичными оказались легководные реакторы.
Несмотря на известный успех АЭС с реакторами первого поколения, только второе поколение реакторов может эти достижения развить дальше и обеспечить будущее ядерной энергетики.
АЭС первого поколения отличаются относительно большим потреблением природного урана, и в первую очередь это относится к легководным реакторам и реакторам типа AGR, работа которых больше других зависит от запасов урана.
Таким образом, одна из главных задач, стоящих перед реакторами второго поколения, — снижение потребления урана и лучшее использование горючего, что достигается экономией нейтронов. Тем самым увеличивается выгорание и обеспечивается возможность загрузки в активную зону большего количества так называемого воспроизводящего материала, который практически не делится, но может превратиться в делящееся вещество при захвате одного нейтрона на ядро. Такой процесс называется конверсией.
Если в реакторе при делении одного ядра в среднем образуется более одного нового делящегося ядра, то такой реактор называют размножителем. Если же число новых делящихся ядер меньше единицы, то говорят о реакторе-конверторе. Главное преимущество реакторов второго поколения состоит в том, что они являются хорошими конверторами или размножителями и в перспективе позволят существенно улучшить снабжение электроэнергией и снизить стоимость топлива.
Повышение к. п. д. установок и температурного перепада также приводит к снижению стоимости электроэнергии, а в газоохлаждаемых реакторах второго поколения достичь более высоких температур непосредственно на выходе из активной зоны легче, чем в реакторах с жидкими теплоносителями. Ко второму поколению относят в первую очередь реакторы на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы; оба типа находятся в стадии создания, и можно рассчитывать на их промышленное внедрение с 1980 г.
Следует также упомянуть о третьем поколении АЭС [1] с реакторами-размножителями на расплавленных солях и реакторами на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением, технико-экономические показатели которых еще недостаточно обоснованы.
§ 1.2. ОСОБЕННОСТИ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ РЕАКТОРОВ
Характерная особенность высокотемпературного реактора выражена уже в его названии: в реакторе производится тепловая энергия при высокой температуре, а поэтому может быть реализована и другая важная особенность реакторов второго поколения, связанная с повышением к. п. д. установок.
Во всех созданных на сегодня реакторах достигнута относительно низкая температура теплоносителя. В легководных реакторах это обусловливается технически достижимым давлением в контуре, требуемым для предотвращения кипения теплоносителя. Характерное давление здесь 140—160 ат, а температура теплоносителя на выходе из активной зоны не превышает 300—330° С.
Ограничение температуры теплоносителя в газоохлаждаемых реакторах на природном уране зависит от твэлов, поскольку в них уран используется в металлическом виде.
В реакторах типа AGR ограничение температуры теплоносителя обусловлено его взаимодействием с материалами активной зоны. На выходе AGR можно достичь температуры до 690° С (дальнейшее повышение температуры невозможно из-за химической несовместимости СО2 с реакторными материалами).
В реакторах с натриевым охлаждением температура на выходе из активной зоны составляет около 560° С, что определяется свойствами горючего и металлических оболочек твэлов. Поэтому, чтобы достичь температуры теплоносителя на выходе из активной зоны реактора 850° С и более, нужна принципиально новая технология, получившая развитие в реакторах HTR.
При достижимых в активной зоне HTR высоких температурах теплоноситель не должен химически реагировать с реакторными материалами, диссоциировать, активироваться под облучением и изменять свой химический состав. Таким требованиям отвечают только инертные газы. Среди них наиболее пригоден гелий, обладающий отличными теплотехническими свойствами.
При выборе материалов для реакторов HTR определяющим фактором является высокая температура. Топливо должно быть использовано не в металлической, а в керамической форме (в виде карбида или окисла). В качестве замедлителя можно рассматривать керамические материалы. Этот фактор имеет значение и для большинства конструкционных материалов, из которых в первую очередь наиболее пригоден графит. Металлические оболочки твэлов также должны быть заменены керамическими.
Таким образом, наиболее важные технологические особенности реакторов HTR следующие: температура теплоносителя на выходе из активной зоны не ниже 750° С, в качестве теплоносителя используется преимущественно (а до сих пор исключительно) гелий, в активной зоне применяются только керамические материалы.
§ 1.3. РАЗВИТИЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ РЕАКТОРОВ В НЕКОТОРЫХ СТРАНАХ
Наиболее благоприятные условия для создания H4R имеются в Великобритании, которая обладает огромным опытом по газоохлаждаемым реакторам с графитовым замедлителем. Уже первые реакторы GI.EEP, ВЕРО и более поздние в Уиндскейле были графитовыми реакторами на природном уране. Они охлаждались воздухом и предназначались в основном для производства плутония.
Далее последовали магноксовые реакторы, получившие свое название от магниевых сплавов, которые использовались для оболочек твэлов, содержащих металлический природный уран. В качестве теплоносителя применялся углекислый газ. Первый такой реактор был введен в эксплуатацию в Колдер-Холле в 1956 г. Затем в соответствии с первой программой английского правительства по ядерной энергетике были построены еще десять АЭС с магноксовыми реакторами общей электрической мощностью 5000 МВт. Температура теплоносителя на выходе магноксовых реакторов постепенно была повышена с 345 до 400° С и к. п. д. с 19,1 до 30%, хотя энергонапряженность активной зоны из-за использования природного урана увеличилась лишь от 0,55 до 0,80 МВт/м3.
В 1964 г. стала известна вторая английская программа по ядерной энергетике на 5000 МВт, которая позднее была расширена до 8000 МВт. Программой предусматривалось строительство усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов AGR, прототип которых мощностью 40 МВт работал в Уиндскейле с 1963 г., с существенным снижением стоимости производимой электроэнергии, что достигалось в первую очередь увеличением термического к. п. д. и повышением температуры газа. Ограничение к. п. д. магноксовых реакторов на природном уране связано с температурой топлива, и оно может быть снято, если металлическое топливо и оболочки из магниевых сплавов заменить соответственно на двуокисное топливо и оболочки из нержавеющей стали. Увеличение потерь нейтронов за счет поглощения сталью можно компенсировать применением слегка обогащенного урана. Такой новый твэл позволит поднять температуру газа на выходе активной зоны до 650, максимум до 690° С, и к. п. д. установки до 40% и получить параметры пара, соответствующие современным паровым турбинам. В качестве замедлителя сохраняется графит, в качестве теплоносителя — СО2. Энергонапряженность активной зоны в реакторе AGR повышается примерно до 2,8 МВт/м3. В итоге в реакторах AGR можно существенно снизить затраты на ядерное горючее и стоимость самой АЭС.
Рис. 1.1. Температура газа Т на выходе газоохлаждаемых реакторов разного типа [2].
Корпус (который на магноксовых реакторах был железобетонным), газодувки, теплообменники, системы регулирования и перегрузки топлива на AGR такие же, как на первых магноксовых реакторах.
Реактор HTR является последовательным продолжением магноксовых и усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов, следствием развития новой концепции твэлов и замены СО2 гелием. В реакторах HTR температура газа на выходе может быть повышена до 750—800° С, энергонапряженность активной зоны до 6—8 МВт/м3 и к. п. д. до 42—44%.
Изменение по годам температуры газа на выходе и энергонапряженности активной зоны магноксовых реакторов, реакторов AGR и HTR сравнивается на рис. 1.1 и 1.2.
Всем построенным или запланированным реакторам HTR могут быть противопоставлены по параметрам только английские реакторы AGR.
На основании данных о к. п. д. современных газоохлаждаемых реакторов можно прогнозировать его изменение в последующих реакторах, которое определяется не только температурой газа, но и относительными затратами мощности на привод газодувок, существенно зависящими от физических свойств и давления теплоносителя.
Рис 1.2. Энергонапряженность газоохлаждаемых реакторов разного типа [2].
Рис. 1.3. Давление Р в первом контуре газоохлаждаемых реакторов разного типа [2].
На рис. 1.3 приведены данные по росту давления теплоносителя магноксовых реакторов, реакторов AGR и HTR, которые позволяют судить о развитии технологии корпусов из предварительно напряженного бетона.
На рис. 1.4 представлена относительная мощность газодувок, которая уменьшилась с 13% в первых магноксовых реакторах до 3—4% в реакторах HTR.
Рис. 1.4. Затраты относительной мощности на циркуляцию теплоносителя в газоохлаждаемых реакторах разного типа [2].
Наконец, на рис. 1.5 показано сравнительное повышение к. п. д. газоохлаждаемых реакторов, который за рассматриваемый период времени практически удвоился.
Рис. 1.5. К.п.д. газоохлаждаемых реакторов разного типа [2].
*Управление по атомной энергии Великобритании.—Прим.ред.
Первые исследования по реакторам HTR в Англии были начаты еще в 1956 г. группой УАЭ*. Образованное в 1958 г. Европейское агентство по атомной энергии (ENEA), — Евратом, задачей которого являлась разработка планов европейского сотрудничества в области исследовательских и прототипных реакторов, одобрило английское предложение о развитии одного из типов газоохлаждаемых высокотемпературных реакторов. 23 марта 1959 г. УАЭ в Париже подготовило основные положения соглашения о проведении совместной исследовательской программы в области высокотемпературных реакторов, о строительстве и эксплуатации экспериментального реактора, получившего название «Драгон». Наряду с Великобританией и странами Евратома в этом проекте участвовали Австрия, Норвегия, Дания, Швеция, Швейцария и позднее США и Канада. Временами над проектом «Драгон» работало до 250 человек. Половина группы специалистов была из Англии, а остальные — из других стран. Место работы — Уинфрит в Южной Англии, где тогда создавался новый исследовательский центр УАЭ. Первоначально договор ограничивался пятью годами, а в дальнейшем был не раз продлен. Реактор «Драгон», рассчитанный на тепловую мощность до 20 МВт без производства электроэнергии, впервые достиг критичности 23 августа 1964 г.
В США по окончании второй мировой войны ситуация для создания АЭС сложилась не совсем благоприятно. В 1946 г. был издан закон об атомной энергии, в соответствии с которым частным фирмам не разрешалось ни изготовлять ядерное горючее, ни владеть такими предприятиями. Это было монополией Комиссии по атомной энергии (КАЭ) США. После некоторой демократизации атомного кодекса в 1954 г. в США в основном создавались легководные реакторы, и в этой области были достигнуты существенные успехи. Промышленное развитие реакторов HTR в США осуществлялось при поддержке КАЭ в основном силами фирмы «Дженерал атомик», а позднее «Галф дженерал атомик» совместно с многочисленными энергетическими предприятиями. Экспериментальные работы проводились в исследовательском центре в Ок-Ридже. Фирма «Дженерал атомик» занимается реакторами с 1956 г., в том числе с 1957 г. высокотемпературными реакторами. С самого начала фирма энергично взялась за разработку реактора HTR с охлаждением СО2 без промежуточного варианта.
На Второй международной конференции по мирному. использованию атомной энергии (Женева, сентябрь 1958 г.) КАЭ представила сообщение о перспективах газоохлаждаемых реакторов HTR. Заказчиком первого американского реактора HTR стала фирма «Филадельфия электрик». Место строительства — Пич-Боттом в девяти милях выше Коноваго-Даймс в Пенсильвании,
В создании этого реактора наряду с КАЭ участвовали еще 53 энергетические компании, которые под руководством фирмы «Филадельфия электрик» образовали совместное предприятие «High Temperature Reactor Development Associates» (HTRDA). Реактор «Пич-Боттом» электрической мощностью 40 МВт начали строить в феврале 1962 г. В январе 1965 г, состоялась первая транспортировка твэлов на корабле из Сан-Диего в Пич-Боттом. 3 марта 1966 г. реактор достиг критичности, а в середине 1967 г. — полной мощности1. Реактор «Пич-Боттом» — опытная установка. Параллельно создавался прототипный промышленный реактор электрической мощностью 330 МВт. Реактор разработан фирмой «Галф дженерал атомик» для компании «Паблик сервиз» около г. Денвера. Реактор построен в Форт- Сент-Врейне.
В ФРГ развитие реакторостроения активизировалось начиная с 1955 г. после первой Международной конференции по мирному использованию атомной энергии в Женеве. Тогда же был поставлен вопрос: стоит ли в перспективе использовать уже известные и отчасти апробированные типы реакторов или осуществлять новые разработки?
Были приняты оба пути. Первый из них, реализуемый совместно с некоторыми американскими предприятиями, привел к появлению в ФРГ легководных реакторов. Что касается нового направления реакторостроения, то в ФРГ наряду с разработкой небольших проектов основное внимание уделялось созданию реакторов на быстрых нейтронах и высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов.
В противоположность Великобритании и США, где развитие реакторов HTR более тесно связывалось с опытом создания активных зон уже действовавших реакторов, в ФРГ в основу была положена новая концепция Шультена реактора с шаровыми твэлами. Главные ее моменты прорабатывались начиная с 1957 г. фирмой «Браун-Бовери» (ВВС) совместно с фирмой Круппа под руководством самого Шультена. В том же году удалось заинтересовать ряд частных и государственных электрокомпаний в совместной работе над реактором AVR (Arbeitsgemeinschaft Versuchsreactor). Все это в конце концов привело к заказу на проведение исследовательских работ в объединении фирм «ВВС/Крупп реакторбау» (ВВК). В августе 1959 г. объединение получило заказ на строительство опытного реактора AVR электрической мощностью 15 МВт (рис. 1.6).
Рис 1.6. Общий вид здания опытного реактора AVR.
Реактор был построен вблизи г. Юлиха, недалеко от исследовательского центра, что дало существенные преимущества и в дальнейшем сыграло важную роль. Реактор AVR достиг критичности 26 августа 1966 г., впервые включен в сеть 18 декабря 1967 г. и в феврале 1968 г. выведен на проектную мощность. На реакторе осуществлена обширная экспериментальная программа, в том числе по изучению ядерно-физических свойств воздуха и гелия.
Параллельно с созданием AVR в ФРГ было начато проектирование промышленного прототипного реактора с шаровыми твэлами, которое осуществлялось в рамках пятилетнего соглашения между Евратомом, исследовательским центром в Юлихе и объединением ВВК. В начале 1968 г. был заключен контракт на строительство АЭС электрической мощностью 300 МВт с так называемым реактором TНTR1 (Thorium-Hochieni- peraturreactor), который сооружался по поручению фирмы HKG («Hochtemperatur-Kernki aftwerksgeseil- schaft»).
Наряду с реакторами HTR с шаровыми твэлами в ФРГ разрабатываются HTR со стержневыми и призматическими твэлами. Их создание осуществляет фирма GHH («Gutehoffnungshiitte Sterkrade»), которая заключила в 1960 г. лицензионное соглашение с фирмой «Дженерал атомик». Фирма GHH занималась в первую очередь комбинированием реактора HTR с гелиевой газовой турбиной, и в 1966—1970 гг. ею был составлен проект опытной АЭС электрической мощностью 22 МВт (сокращенно ННТ-22), которую предполагалось построить в Геестахте близ Гамбурга. Решение о строительстве этой АЭС пока отсрочено. Созданию реакторов HTR во многом способствовало Министерство образования и науки ФРГ. В третьей атомной программе ФРГ, рассчитанной до 1972 г., реакторы HTR занимали одно из двух главных направлений развития реакторостроения. В частности, это министерство осуществляет финансирование работ по проекту реактора HTR электрической мощностью 600 МВт с гелиевым замкнутым контуром (проект ННТ).
Как и в программе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, в области создания реакторов HTR образовался ряд объединений фирм из разных стран Европы. В августе 1968 г. в Брюсселе образовалось объединение «Inter Nuclear S. А.» из четырех европейских компаний. Цель объединения — перспективное развитие HTR и строительство АЭС с такими реакторами. Объединение предлагает реакторы HTR с призматическими твэлами.
1 В дальнейшем наметилось некоторое различие в больших установках THTR
В 1971 — 1972 гг. ведущая в США фирма по высокотемпературным реакторам «Галф дженерал атомик» (с 1974 г. «Дженерал атомик») получила заказы на шесть реакторов HTR для коммерческих АЭС мощностью 1160 (два реактора) и 770 МВт (четыре реактора) с вводом в эксплуатацию в 1978—1981 гг.1 В ближайшие годы ожидаются заказы на коммерческие АЭС с такими реакторами в ФРГ и Японии. Фирма «Дженерал атомик» заключила договор с электроэнергетической компанией «Америкен электрик пауэр» о разработке стандартной АЭС с высокотемпературным реактором электрической мощностью 1500 МВт. Фирмы рассчитывают начиная с 1983 г ввести в эксплуатацию ряд таких АЭС, Электрическая мощность реактора выбрана исходя из установленной КАЭ США предельной тепловой мощности реактора, равной 3800 МВт. Интересно отметить, что с учетом этого ограничения единичная электрическая мощность легководных реакторов составляет не более 1300 МВт2.
1 В 1974 г. этой фирме заказаны еще два реактора HTR мощностью 1160 МВт для коммерческих АЭС. — Прим. ред.
2 См. «Eurospektra», 1973, Bd. 12, N 2, S. 34; «Atomwirtschaft», 1974, Bd. 19, N 2, S. 52. — Прим. peд.
