КЛАССИФИКАЦИЯ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ

Реакторы на тепловых нейтронах обычно классифицируются по типу замедлителя. Практически в реакторах в качестве замедлителя могут использоваться только несколько материалов, обладающих хорошей замедляющей способностью и низким поглощением нейтронов. Среди них водород (в составе обычной, или легкой, воды), дейтерий (в составе тяжелой воды), бериллий и углерод (в виде графита). Все эти замедлители, кроме бериллия, используются в промышленных энергетических реакторах. Бериллий, хотя и обладает преимуществами, связанными с компактностью активной зоны и низким поглощением ней- тронов, слишком дорог, чтобы его можно было использовать в энергетических реакторах. Основные типы реакторов на тепловых нейтронах перечислены в табл. 1.

Таблица 1

Основные типы энергетических реакторов на тепловых нейтронах

Легководные реакторы (LWR) могут быть двух типов – реакторы с водой под давлением (PWR) и реакторы с кипящей водой (BWR). Обе эти системы аналогичны в том смысле, что легкая вода используется в них как замедлитель и как теплоноситель, и необходимо обогатить топливо до 2,0–2,5 % по 235U из-за заметного поглощения нейтронов в во- де, расположенной в активной зоне. Конструктивно в обоих реакторах активная зона размещена в большом стальном корпусе, выдерживающем высокое давление (рис. 1). На этом же рисунке можно увидеть и различие в их конструкции. В PWR контур теплоносителя поддерживается при столь высоком давлении (около 15,8 МПа), что кипение воды при рабочей температуре (около 320 °С) полностью исключается. Теплоноситель, выходящий из активной зоны, поступает в теплообменники, где он передает теплоту воде, циркулирующей во втором контуре, превращая ее в пар с давлением около 5,5 МПа. Пар из парогенераторов поступает в турбину, а затем снова превращается в воду в конденсаторе, который охлаждается водой из внешнего источника, например из реки или озера.

Рис.1. Принципиальная схема реакторов BWR, PWR, HWR и AGR

Если теплопередающая система устроена таким образом, что теплота из первого контура передается в теплообменнике теплоносителю второго контура, то говорят о двухконтурном, или косвенном, цикле.

В BWR давление в первом контуре ниже (около 7,2 МПа), чем в PWR, и в его активной зоне происходит интенсивное кипение теплоно- сителя. Образующийся при этом пар непосредственно поступает в тур- бину. Такой одноконтурный, или прямой, цикл проще, чем система с промежуточным теплообменником (рис. 1).

Энергетические реакторы с тяжеловодным замедлителем (HWR) представляют собой реакторы канального типа, в которых теплоноситель циркулирует в каналах с высоким давлением, а тяжеловодный замедлитель, залитый в корпус реактора, имеет низкое давление. Широкое промышленное использование энергетических реакторов этого типа осуществлено в Канаде на базе реактора CANDU-PHW (Canadian Deuterium-Uranium pressurized heavv water teactor), работающего с двухконтурным циклом, как показано на рис. 1. В качестве варианта в та- ком типе реакторов можно использовать легкую воду как теплоноситель. По этому принципу устроен реактор с кипящей легкой водой CANDU-BLD (Boiling light water) и реактор SGHWR (Steam Generating Heavy Water Reactor), Великобритания.

Развитие газоохлаждаемых реакторов с графитовым замедлителем началось с первых реакторов на естественном уране типа английского реактора Magnox (это название связано с названием сплава, используемого для оболочек твэлов). Затем был создан усовершенствованный газоохлаждаемый реактор на обогащенном уране (AGR – Advanced gas- cooled reactor) и, наконец, высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGR-High-temperature gas-cooled reactor), в котором используется дисперсное топливо в виде, частиц с покрытием. На рис. 1 приведена принципиальная схема AGR с интегральной компоновкой, в которой теплообменники расположены внутри корпуса реактора, изготовленного из предварительно напряженного бетона. Эти реакторы развиваются в направлении увеличения температуры газового теплоносителя на выходе из активной зоны и, следовательно, увеличения термодинамического КПД энергоустановки. Высокая температура газа в HTGR сделала необходимой замену СO₂-теплоносителя на гелий.

Принципиальная конструктивная схема типичного жидкоме-тал- лического реактора-размножителя на быстрых нейтронах (LMFBR- Liquid metal fast breeder reactor) изображена на рис. 2. Относительно не- большая активная зона окружена зоной воспроизводства, содержащей
топливные элементы с естественным или обедненным ураном. Для то- го, чтобы предотвратить возможность радиоактивного загрязнения си- стемы, которое может возникнуть при контакте активированного теплоносителя первого контура с водой, циркулирующей через парогенераторы, эти контуры разделены промежуточным контуром с натриевым теплоносителем. Конструкция, изображенная на рисунке, представляет собой систему «бассейнового типа», в которой активная зона, насосы первого контура и промежуточные теплообменники погружены в большой объем с жидким натрием.

Рис. 2. Принципиальная схема реактора на быстрых нейтронах

с жидкометаллическим теплоносителем: 1 – насос первого контура; 2 – кожух реактора; 3 – промежуточный теплообменник; 4 – канал с горячим натрием; 5 – теплообменник «натрий-вода»; 6 – пар; 7 – конденсатор; 8 – вода; 9 – насос; 10 – канал с холодным натрием; 11 – бетонная защита; 12 – корпус реактора; 13 – активная зона

Г.Н. Колпаков, О.В. Селиваникова
Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования
«ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»
КОНСТРУКЦИИ ТВЭЛОВ, КАНАЛОВ И АКТИВНЫХ ЗОН ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

Обсудить на форуме