§ 9.3. РЕАКТОРЫ-РАЗМНОЖИТЕЛИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ГЕЛИЕВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ
В настоящее время существуют две одинаково прогрессивные концепции воспроизводства ядерного горючего: в газоохлаждаемых высокотемпературных реакторах и реакторах-размножителях с натриевым охлаждением. Сочетание этих концепций создало направление реактора-размножителя на быстрых нейтронах, охлаждаемого гелием, физика которого близка к натриевым реакторам-размножителям на быстрых нейтронах, а технологическая часть во многом соответствует технологии высокотемпературных реакторов.
После того как в 1960 г. в Карлсруэ приступили к разработке реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, в ФРГ наряду с натрием в качестве теплоносителя рассматривался также и гелий. Однако в 1963 г. представлялось более перспективным охлаждение с помощью пара, от которого, правда, в дальнейшем отказались. В связи с успешным развитием реакторов HTR в последние годы вновь возобновились работы по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем.
Ниже описываются развитие этих реакторов в США и совместные работы американских фирм с рядом фирм Швейцарии. Исследования в этой области проводятся также в Англии, Бельгии, Швеции и ФРГ.
В 1968 г. Европейское агентство по атомной энергии было намечено исследование трех концепций реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, которое закончилось в начале 1969 г. и привело к следующим результатам.
В связи с большой степенью неопределенности различных факторов, присущих этим концепциям, в то время нельзя было оценить стоимость производства электроэнергии, соответствующую этим вариантам. Однако по другим показателям реакторы с паровым охлаждением оказались несколько хуже. Время удвоения для них составляет 30 лет против 12—25 лет (или менее) в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым или гелиевым теплоносителями; у них больше удельная загрузка горючего и т. п. Поэтому из рассмотренных реакторов рекомендованы варианты с натриевым и гелиевым охлаждением.
По сравнению с натриевым реактором на быстрых нейтронах гелиевый реактор (БГР) имеет различные преимущества, частично присущие и реакторам HTR, например инертность теплоносителя, который не активируется и практически не поглощает нейтроны. Гелий — плохой замедлитель и слабо влияет на нейтронный спектр. Небольшая реактивность при утечке гелия и большой отрицательный доплеровский коэффициент реактивности значительно повышают безопасность БГР, что выгодно отличает его от натриевого реактора на быстрых нейтронах.
Кроме того, АЭС с БГР имеет лучший к.п.д., обусловленный более высокими температурами; стоимость переработки горючего дешевле; существует потенциальная возможность ее дальнейшего снижения (связанная с общим развитием реакторов HTR и возможным внедрением газовых турбин). Сюда же относятся меньшие удельные капиталовложения для БГР по сравнению с натриевыми реакторами. Все эти факторы позволяют предполагать, что в недалеком будущем реакторы-размножители на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем заменят реакторы, охлаждаемые натрием.
В основных чертах БГР очень похож на реактор HTR. Активная зона БГР также размещена в бетонном корпусе. В связи со значительно большей энергонапряженностью (в частности, из-за исключения замедлителя) давление гелия в БГР должно быть значительно повышено (до 70-120 ат), что, однако, усложняет ликвидацию аварии из-за потери теплоносителя. Для того чтобы обеспечить теплоотвод при аварии, бетонный корпус должен быть окружен стальной оболочкой, рассчитанной па давление в несколько атмосфер [21].
Из этих же соображений в несколько раз должна быть повышена надежность газодувок, поскольку естественной циркуляции гелия для отвода остаточного тепла недостаточно. Для гелиевых реакторов на быстрых нейтронах рассматривается несколько вариантов топлива и твэлов. Наиболее разработанным является топливо из смеси уран-плутониевых окислов в стальной оболочке. Однако смесь карбидов урана и плутония, также в стальной оболочке, с большей плотностью топлива позволяет повысить энергонапряженность и несколько увеличить коэффициент воспроизводства горючего. Благодаря этому время удвоения может быть уменьшено примерно до семи лет. Конечно, при этом предъявляются повышенные требования к системе теплоотвода. Вместо стальных можно использовать ванадиевые оболочки твэлов [21]. Наряду с приемлемыми нейтронно-физическими свойствами они обладают хорошей совместимостью с топливом до 800° С. Температура газа на выходе из активной зоны при стальных оболочках твэлов находится в области 600° С.
Одной из групп в Карлсруэ предложено изостатичё- ское прессование при 1600° С и 800 ат частиц окиси урана с получением керметов в металлических оболочках. В качестве металла оболочек предлагается хром [21].
Другой вариант топлива предусматривает непосредственное использование технологии реакторов HTR, т. е. микротвэлов в виде смеси окислов, покрытых пироуглеродом и карбидом кремния. Это позволяет поднять температуру газа и исключить проблемы, связанные с использованием металлических оболочек, хотя при этом несколько снижается коэффициент воспроизводства топлива. Для уменьшения замедляющего действия покрытий применяют микротвэлы по возможности больших размеров диаметром от 1 до 1,5 мм. При этом микротвэлы не размещаются в графитовой матрице, а непосредственно омываются гелием, что одновременно обеспечивает очень эффективный теплоотвод к теплоносителю. Главные трудности связаны с радиационной стойкостью твэлов при больших дозах быстрых нейтронов.
Американской фирмой «Галф дженерал атомик» совместно со Швейцарским ядерным центром в Вюренлингене разработан проект БГР электрической мощностью 1000 МВт, основные характеристики которого приведены в Приложении [22].
В качестве топлива в этом проекте предлагается смесь окислов урана и плутония, которая заключена в металлическую оболочку. 270 стержневых твэлов диаметром 6,8 мм, активной длиной 158 см вместе с окружающим их стальным шестигранным чехлом образуют топливную кассету. Кассеты устанавливаются в нижней и верхней решетках реактора с зазором для компенсации изменения размеров. Твэлы имеют шероховатую поверхность для улучшения теплоотдачи. Максимальная температура оболочек твэлов составляет 800° С, температура газа на выходе не более 650° С, на входе 300° С. Специальная система вентиляции твэлов для удаления продуктов деления создает внутри них такое же давление, как и снаружи, что позволяет уменьшить толщину стенки оболочек твэлов.
Для выравнивания распределения мощности активная зона разделена на несколько зон. Ниже приведен нейтронный баланс гелиевого реактора на быстрых нейтронах электрической мощностью 1000 МВт:
Среднее число нейтронов, образующихся при одном делении 3,118
Поглощение нейтронов с делением.................................... 1,070
Непроизводительное поглощение в топливе. . . 0,166
Непроизводительное поглощение тяжелыми яд рами ...................................................... 0,014
Поглощение в регулирующих стержнях . . . . 0,041
Поглощение конструкционными материалами . . 0,118
Утечка нейтронов ....................................................... 0,148
Поглощение воспроизводящим материалом . . . 1,560
Коэффициент воспроизводства составляет от 1,49 до 1,54, т. е. достаточно высокий; соответственно время удвоения составляет от 10,8 до 11,8 года. Выгорание топлива, как и в реакторах HTR, принято равным 100 000 МВт-сут/т.
Естественно, что строительству такого мощного БГР должно предшествовать сооружение демонстрационного реактора этого типа. Фирма «Галф дженерал атомик» при поддержке 60 электрических компаний подготовила проект демонстрационного БГР электрической мощностью 300 МВт и заявила, что уровень разработки этого реактора позволяет приступить к его строительству уже в ближайшее время 1.
Активная зона, газодувки, парогенераторы и другое оборудование первого контура демонстрационного реактора размещены в одном корпусе из предварительно напряженного железобетона (рис. 9.14). Железобетонный корпус и интегральная компоновка оборудования обеспечивают высокую безопасность реактора, поскольку в этом случае быстрая утечка гелия, что наиболее опасно, исключается конструкцией корпуса, а при небольших или медленных утечках газа реактор можно своевременно остановить. В местах прохода технологического оборудования через корпус предусмотрены специальные уплотнения. Кроме того, корпус реактора окружен герметичной защитной оболочкой, выполненной в форме цилиндра диаметром 36 м и высотой 52 м. Оболочка рассчитана на внутреннее давление, которое может возникнуть при нарушении герметичности бетонного корпуса реактора.
Внутри защитной оболочки находится также реакторный зал, который занимает помещение, расположенное над корпусом реактора. В реакторном зале размещены приводы регулирующих стержней и другое вспомогательное оборудование.
1 См. «J. Brit. Nucl. Energy Soc.», 1973, vol. 12, N 4, p. 387. — Прим. ред.
Активная зона реактора находится в центральной полости корпуса, облицованной внутренней стальной оболочкой. Для снижения температурного и радиационного воздействий на оболочку и корпус реактора предусмотрена тепловая защита. Она состоит из двух слоев, первый из которых выполнен из стальных блоков, а второй из полых стальных блоков, заполненных графитом. Охлаждение тепловой защиты осуществляется гелием, отбираемым на входе в реактор.
Рис. 9.14. Продольный разрез демонстрационного БГР:
1 — тепловая защита; 2 — вспомогательный теплообменник; 3 — газодувка вспомогательного контура; 4 — главная газодувка; 5 — корпус реактора; 6 — парогенератор; 7 — активная зона.
Активная зона реактора состоит из 118 шестигранных топливных кассет и окружена двумя рядами таких же по размерам кассет бокового экрана (всего 93 кассеты). Кассеты свободно подвешены к верхней несущей плите. Их длина 305 см, размер под ключ 16,5 см. Между кассетами предусмотрен зазор 6 мм для компенсации изгиба и распухания кассет при их облучении. Для уменьшения изгиба кассет они могут быть повернуты около продольной оси при частичных перегрузках топлива.
Топливная кассета состоит из 271 стержневого твэла диаметром 7,2 мм в стальной оболочке с толщиной стенки 0,5 мм. Поверхность оболочек твэлов выполнена шероховатой, что примерно вдвое увеличило коэффициент теплопередачи и позволило повысить энергонапряженность активной зоны. Максимальная температура оболочки 700° С, максимальное выгорание выгружаемого топлива 100 000 МВт-сут/т, максимальная линейная мощность твэлов 410 Вт/см. Эти характеристики приняты такими же, как для демонстрационного реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. В качестве топлива используется смесь окислов урана и плутония, а в торцовых экранах кассет — окись обедненного урана.
В демонстрационном БГР принята вентилируемая конструкция твэлов, что позволило разгрузить оболочку как от внешнего, так и от внутреннего давления. Газообразные продукты деления отводятся из твэлов через угольный фильтр в систему очистки гелия. Поскольку давление в твэлах примерно на 2 ат меньше, чем в контуре теплоносителя, ожидается относительно небольшая активность гелия даже при повреждении твэлов.
Для выравнивания мощностей топливных кассет в демонстрационном реакторе предусмотрено профилирование загрузки по радиусу активной зоны. Для этого активная зона разбивается на четыре примерно одинаковые по объему концентрические области с разным обогащением. Содержание плутония возрастает от 14,7% в центральной области до 22,1% в последней периферийной области. Благодаря профилированию загрузки коэффициент неравномерности мощностей топливных кассет удалось снизить до 1,3, причем его значение в процессе эксплуатации реактора практически не меняется. Выравнивание мощности позволило увеличить такие важные средние характеристики реактора, как энергонапряженность активной зоны, температура газа на выходе, глубина выгорания топлива.
Регулирование реактора осуществляется с помощью 27 поглощающих стержней, довольно равномерно расположенных по активной зоне в центральных каналах отдельных топливных кассет.
Первый контур реактора состоит из трех самостоятельных петель, которые дополняют еще три вспомогательные петли, предназначенные для отвода остаточного тепла остановленного реактора. Газодувки и парогенераторы как главных, так и вспомогательных петель размещены в вертикальных боковых полостях в толще степ бетонного корпуса. В каждой такой полости газодувка расположена над парогенератором. Циркуляция гелия через активную зону осуществляется сверху вниз при давлении около 85 ат. Из активной зоны гелий направляется в парогенераторы, которые он проходит снизу вверх, и при температуре около 300° С поступает в газодувки, которыми он вновь нагнетается в активную зону. Привод главных газодувок осуществляется от паровых турбин высокого давления. Максимальная мощность такой турбины около 16 500 кВт. Газодувки вспомогательных петель приводятся в действие электродвигателями мощностью по 370 кВт каждая.
Основная особенность второго контура демонстрационного реактора — последовательное включение секций парогенератора с турбиной газодувки (рис. 9.15). Пар из пароперегревателя вначале направляется в турбину газодувки, после чего вновь возвращается в пароперегреватель и уже затем поступает в главную турбину. Такая схема обеспечивает получение пара высоких параметров, при которых не требуется промежуточная сепарация пара в главной турбине. Термодинамический к.п.д. цикла составляет 36,5%.
Ниже приведены основные характеристики демонстрационного БГР:
Тепловая мощность, МВт................................................ 826
Электрическая мощность,МВт........................................ 300
Высота активной зоны, см............................................... 99,6
Эквивалентный диаметр активной зоны, см . . 199
Средняя энергонапряженность, кВт/л....................... 235
Толщина бокового экрана, см..................................... 33
Толщина торцовых экранов, см......................................... 45
Время работы топливных кассет, год.................................. 1
Пусковая загрузка делящихся материалов, кг . 1320
Загрузка делящегося плутония в установившемся режиме перегрузок, кг; в активной зоне 1280
в боковом экране.............................................................. 253
в торцовых экранах ............................................................ 84
Среднее обогащение топлива, %........................................ 18
Удельная мощность плутония, МВт/кг .... 0,625
Полный коэффициент воспроизводства........................... 1,33
Максимальное выгорание топлива, МВт-сут/т . 100 000
Давление гелия, ат................................................................ 85
Температура гелия на входе, °C....................................... 313
Температура гелия на выходе, °C ...... 543
Давление пара, ат................................................................. 80
Температура пара, °C ....................................................... 493
Рис. 9.15. Тепловая схема демонстрационного БГР:
1 — реактор; 2 — цилиндр высокого давления; 3 — цилиндр низкого давления; 4 — генератор; 5 — конденсатор; 6 — конденсатный насос; 7, 9 — промежуточные подогреватели; 8 — питательный насос; 10 — парогенератор; 11 — перегреватель; 12 — турбина газодувки; 13 — газодувка.
Интерес к реакторам-размножителям на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением как в США, так и в Европе очень велик и продолжает расти. Создание БГР поддерживается в США многочисленными электрическими компаниями. В Европе в конце 1969 г. ведущие в разработке высокотемпературных реакторов фирмы объединились для подготовки широкого внедрения гелиевых реакторов на быстрых нейтронах.
