Характеристики легководных реакторов

На первом этапе развития энергетических ядерных реакторов ориентировались в основном на использование естественного урана. Это требовало выбора высокоэффективного замедлителя с низким сечением захвата нейтронов: или графита, как в реакторе Magnox, или тяжелой воды, как в реакторе CANDU. Однако США уже на раннем этапе развития ядерной энергетики обладали достаточным количеством обогащенного урана, производимого на обогатительных заводах, построенных в свое время для военных целей. Высокое сечение деления обогащенного урана позволяет достигнуть высокого коэффициента теплового использования даже при таком замедлителе с высоким сечением захвата нейтронов, как обычная вода. Выбрав воду в качестве замедлителя благодаря ее хорошим замедляющим свойствам и широкой доступности, естественно было использовать воду и в качестве теплоносителя, поскольку вода обладает хорошими теплофизическими свойствами.

Первая АЭС с реактором PWR была построена в Шиппингпорте. Реактор вышел на номинальную мощность 141 МВт (эл.) в декабре 1957 г. Основные особенности конструкции PWR связаны с высоким давлением в контуре, значение которого выше точки кипения теплоносителя при рабочих температурах. Производство пара осуществляется во втором контуре, что делает необходимым установку теплообменников и связанного с ними вспомогательного оборудования. Отказ от организации кипения теплоносителя в самой активной зоне был вызван желанием исключить непредсказуемые изменения эффективности теплопередачи и внезапные изменения реактивности при изменении паросодержания в активной зоне. Однако более поздние экспериментальные исследования, проведенные на испытательном реакторе BO- RAX-1 в Айдахо, показали, что в действительности можно совершенно

безопасно работать с реактором, в активной зоне которого происходит кипение. Это привело к развитию второй ветви легководных реакторов – реакторов с кипящей водой (BWR), в которых давление ниже, чем в PWR, и насыщенный пар генерируется непосредственно в активной зоне реактора. Это упрощение позволяет использовать прямой цикл, при котором генерируемый пар поступает сразу в турбину. Первой АЭС с реактором типа BWR стала АЭС Dresden-1 мощностью 210 МВт (эл.), которая начала работать в августе 1960 г. Отличия между этими типами реакторов показаны на рис. 1. Оба типа легководных реакторов имеют ряд общих особенностей. Ниже перечислены основные из них.

1) Активная зона с обогащенным топливом заполнена водой, которая выполняет функцию замедлителя и циркулирует вдоль твэлов, отводя теплоту. Во всех реакторах этого типа, за исключением реакторов с относительно низкой мощностью, используется принудительная циркуляция теплоносителя, чтобы обеспечить необходимую скорость теплоотвода.
2) Высокая замедляющая способность воды и ее лучшие удельные теплопередающие характеристики, чем у газового теплоносителя, позволяют создать относительно компактную активную зону. На- пример, в современных BWR типичная плотность энерговыделения составляет 55 МВт/м3, а в PWR около 100 МВт/м3, в то время как у AGR она не превышает 2,7 МВт/м3. Доля мощности, потребляемая на прокачку теплоносителя в первом контуре, также значительно меньше в легководных реакторах обоих типов.
3) Высокое давление, необходимое для производства пара при температуре, достаточной для получения приемлемого КПД (для BWR) или для подавления кипения воды в активной зоне (для PWR), требует, чтобы активная зона была заключена в прочный корпус. Типичный Рабочий режим PWR характеризуется давлением 15,7 МПа и температурой теплоносителя около 320 °С. Для BWR эти параметры составляют 7,3 МПа и 285 °С, соответственно. Вода при рабочих температурах в реакторе обладает высокой коррозионной активностью. Существующий большой опыт решения проблем коррозии в тепловых электростанциях, работающих при таком же уровне температур, имеет малое отношение к очень ограниченной номенклатуре материалов с достаточно низкими сечениями поглощения нейтронов, которые можно использовать в активной зоне реактора. Кроме коррозионного воздействия на собственно материалы реактора, очень важно снизить вынос активированных продуктов коррозии во внешнюю часть первого контура, в теплообменники или даже в случае BWR в саму турбину.
4) По сравнению с параметрами пара, вырабатываемого в парогенераторах тепловых электростанций, пар на АЭС с LWR производится с относительно низкими давлением и температурой, и, несмотря на использование перегрева, КПД здесь не превышает 32 %.
5) Разрыв первого контура может привести к быстрой потере тепло- носителя. Чтобы предотвратить в этом случае повреждение активной зоны, необходимо предусмотреть высоконадежную аварийную систему охлаждения, которая должна быть в состоянии отвести остаточное тепловыделение.

Одно из главных различий между этими двумя типами реакторов связано с возможностью организации в BWR более простого контура те- плоотвода благодаря использованию прямого (одноконтурного) цикла. Более низкое давление в BWR также можно рассматривать как преимущество с точки зрения требований к прочности корпуса реактора и к удержанию радиоактивности. Кипение воды в активной зоне улучшает естественную конвекцию теплоносителя, так что требования к системе принудительной циркуляции в BWR менее жестки, чем в PWR. Кроме того, теплоотвод кипящим теплоносителем создает дополнительные ограничения на уровень мощности реактора, чтобы исключить возможность повреждения твэлов при образовании паровой пленки на их поверхностях. Другой недостаток BWR связан с более высоким уровнем радиоактивности в турбине и другом внешнем оборудовании из-за выноса радиоактивных веществ из активной зоны. Система регулирования BWR должна быть сконструирована таким образом, чтобы подавлять изменение реактивности, возникающее при изменении паросодержания в активной зоне. Однако этот эффект дает и определенные преимущества, если его использовать для создания установки с автоматически регулируемыми нагрузочными характеристиками, т. е. с саморегулированием.

Следует отметить, что различия между BWR и PWR сегодня уже не так сильны, как в первоначальных конструкциях, поскольку некоторая степень кипения сейчас допускается и в PWR.

BWR может работать в энергоустановках с одноконтурной (прямой цикл) и с двухконтурной (косвенный цикл) схемой преобразования энергии. В первой схеме весь пар генерируется в корпусе реактора, за- тем поступает в турбину и после конденсации возвращается в реактор. В простейшей форме прямой цикл BWR не саморегулируем, поскольку при увеличении отбора пара давление в реакторе снижается, а паросодержание увеличивается. Это приводит к быстрому уменьшению реактивности вместо желаемого ее увеличения. Использование двухконтурной схемы позволяет обеспечить саморегулируемость системы. В такой схеме пар, поступающий в турбину, только частично генерируется непосредственно в активной зоне. Кроме того, горячая вода из парового барабана-сепаратора перед тем, как вернуться в активную зону, проходит через теплообменник, в котором дополнительно генерируется пар. Этот пар питает ступень низкого давления турбины (рис. 3). Регулятор турбины управляет потоком вторичного пара в турбину. В этом случае увеличение отбора пара приводит к переохлаждению воды, поступающей в активную зону, и, следовательно, к уменьшению объемной доли пара и увеличению реактивности. Хотя саморегулирование достигается здесь ценой усложнения системы циркуляции теплоносителя, это может оказаться проще, чем модификации прямого цикла BWR таким об- разом, чтобы увеличение отбора пара привело к увеличению скорости циркуляции теплоносителя через активную зону с соответствующим уменьшением паросодержания.

Рис. 3. Двухконтурная схема преобразования энергии для реактора с кипящей водой: 1 – реактор; 2 – паровой барабан;

3 – пар высокого давления; 4 – пар низкого давления; 5 – турбина; 6 – регулятор турбины; 7 – конденсатор

Низкий КПД, связанный с относительно низкой температурой насыщенного пара, генерируемого в BWR и PWR, ограничен тем, что при увеличении температуры пара сильно увеличивается коррозия лопаток турбины из-за большого содержания влаги. Поэтому появились попытки перегревать пар в реакторе. Перегрев пара может осуществляться или внешним, вспомогательным, источником теплоты, который не обязательно должен быть ядерным, или в специальных пароперегревательных каналах внутри самого реактора (интегральная схема перегрева). Типичным примером такой системы может служить пуэрториканский кипящий реактор с ядерным перегревом (BONUS). В этом реакторе активная зона разделена на две области. В центральной области генерируется насыщенный пар, который затем проходит через периферийную область, где перегревается. Использование интегральной схемы перегрева создает много технических проблем. Ниже приведены главные из них.

Необходимо тщательно поддерживать соотношение между мощностью, затрачиваемой на испарение воды и на перегрев пара. Из- за менее интенсивной теплоотдачи в области перегрева пара по сравнению с теплопередачей к воде в других каналах плотность энерговыделения в зоне перегрева должна быть существенно ниже, чем в зоне кипения.
Пар, используемый для теплоотвода из зоны перегрева, должен быть изолирован от водяного теплоносителя в остальной части активной зоны. Конструкция реактора должна обеспечивать минимальные перетечки теплоты из пароперегревательных каналов к воде в центральной части активной зоны, и при внезапном попадании воды в эти каналы не должно происходить внезапного увеличения реактивности. Обычно выполнение этих требований достигается созданием двухстеночных труб перегревателей с теплоизоляцией межстеночного пространства. Предложена также конструкция с кольцевой геометрией топливных элементов.
Более жесткие коррозионные условия из-за высокой температуры пара в каналах перегрева требуют использования более жаростойких материалов (например, нержавеющая сталь) как для труб теплоносителя, так и для оболочек твэлов в этих каналах. При этом, естественно, ухудшается баланс нейтронов в реакторе.

Вообще говоря, в последние годы использованию перегрева пара уделялось мало внимания в основном из-за технических трудностей, перечисленных выше. Возможно, что с возрастанием требований к уве- личению КПД по экологическим причинам интерес к перегреву пара снова возрастет.

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