Типы ядерных энергетических реакторов

Большая часть ядерной электроэнергии вырабатывается с помощью реакторов двух типов, которые были разработаны в 1950-х годах и с тех пор усовершенствованы.

Все реакторы первого поколения сняты с эксплуатации, и большинство из действующих - это реакторы второго поколения.

Появляются новые дизайны, большие и маленькие.

Около 10% мировой электроэнергии производится с помощью ядерной энергии.

«Ядерный реактор производит и контролирует высвобождение энергии при расщеплении атомов определенных элементов. В ядерном энергетическом реакторе выделяющаяся энергия используется в качестве тепла для производства пара для выработки электроэнергии. В исследовательском реакторе основная цель - утилизировать фактические нейтроны, производимые в активной зоне. В большинстве военно-морских реакторов пар приводит в движение турбину непосредственно для движения» [5].

«Типы ядерных реакторов:

• PWR – водо-водяной реактор;
• BWR – водо-водяной кипящий реактор;
• PHWR – тяжеловодный реактор;
• GCR – газоохлаждаемый реактор;
• LWGR – водографитовый реактор;
• FBR – быстрый реактор;
• HTGR – высокотемпературный газоохлаждаемый реактор;
• HWGCR – тяжеловодный газоохлаждаемый реактор;
• HWLWR – тяжеловодный водоохлаждаемый реактор;
• SGHWR – кипящий тяжеловодный реактор» [5].

«Принципы использования ядерной энергии для производства электроэнергии одинаковы для большинства типов реакторов. Энергия, выделяющаяся в результате непрерывного деления атомов топлива, используется в виде тепла в газе или воде и используется для производства пара. Пар используется для привода турбин, вырабатывающих электричество (как и на большинстве электростанций, работающих на ископаемом топливе)» [5].

«Первые в мире ядерные реакторы «работали» естественным образом на урановом месторождении около двух миллиардов лет назад. Они находились в богатых ураном рудных телах и смягчались просачивающейся дождевой водой. 17 известных в Окло в Западной Африке, каждая из которых имеет тепловую мощность менее 100 кВт, вместе потребили около шести тонн урана. Предполагается, что они не были уникальными во всем мире» [5].

Сегодня реакторы, разработанные для двигателей подводных лодок и больших военно-морских судов, производят около 85% мировой ядерной электроэнергии. Основная конструкция представляет собой реактор с водой под давлением (рисунок 1), в котором вода с температурой более 300 °

C находится под давлением в первичном контуре охлаждения / теплопередачи и вырабатывает пар во вторичном контуре. Менее многочисленный реактор с кипящей водой (BWR) производит пар в первом контуре над активной зоной реактора при аналогичных температурах и давлении. Оба типа используют воду в качестве охлаждающей жидкости и замедлителя для замедления нейтронов. Поскольку вода обычно кипит при 100 ° C, они имеют прочные стальные сосуды под давлением или трубы для обеспечения более высокой рабочей температуры. В другом типе в качестве замедлителя используется тяжелая вода с атомами дейтерия. Поэтому для различения используется термин «легкая вода» [5].

«На 1 января 2019 года суммарная установленная электрическая мощность атомных электростанций России составляет 11,98  % от установленной мощности электростанций энергосистемы, а доля атомной энергетики в общей выработке объединенных энергетических систем (ОЭС) России в 2018 году составила 18,7 %» [6].

«Россия обладает полным спектром технологий атомной энергетики от добычи урановых руд до выработки электроэнергии. Осуществляет проектирование, строительство и вывод из эксплуатации атомных энергоблоков. Россия является мировым лидером по обогащению урана, владеет технологиями проектирования и фабрикации ядерного топлива, ведет переработку и утилизацию отработанного ядерного топлива. Занимает второе место среди стран Европы по мощности атомной генерации» [6].

«В российской атомной отрасли работает свыше 250 000 человек, на более 400 предприятиях (включая АЭС, машиностроительные, производственные и научные предприятия)» [6].

Последняя на сегодняшний день построенная в России АЭС – Ленинградская АЭС-2

«Ленинградская АЭС является филиалом АО «Концерн Росэнергоатом», расположена в городе Сосновый Бор, в 40 км западнее Санкт-Петербурга на берегу Финского залива. ЛАЭС является крупнейшей в России по установленной мощности 4200 МВт и единственной с двумя типами реакторов: в работе три действующих энергоблока РБМК-1000 (уран-графитовые ядерные реакторы канального типа на тепловых нейтронах электрической мощностью 1000 МВт) и один энергоблок поколения 3+ ВВЭР-1200 (водо-водяной энергетический реактор электрической мощностью 1200 МВт). Первый в стране энергоблок РБМК-1000 остановлен для вывода из эксплуатации 21 декабря 2018 г. Продолжается сооружение энергоблока № 2 ВВЭР-1200. Заказчик-застройщик проекта сооружения замещающих мощностей Ленинградской АЭС - АО «Концерн Росэнергоатом»; генеральный проектировщик - АО «АТОМПРОЕКТ», генеральный подрядчик - АО «КОНЦЕРН ТИТАН-2» [5].

«По сравнению с традиционными энергоблоками (ВВЭР-1000) проект, по которому построен блок поколения «3+» ЛАЭС, обладает рядом преимуществ, существенно повышающих его экономические характеристики и безопасность. Так, электрическая мощность реакторной установки повышена на 20%, с 1000 до 1200 МВт; срок службы основного оборудования увеличен в два раза, с 30 до 60 лет. При этом энергоблок отвечает самым высоким международным требованиям в области ядерной безопасности» [5].

Проект ЛАЭС-2 (рисунок 3). является референтным для таких международных проектов Госкорпорации «Росатом» как Белорусская АЭС, АЭС «Пакш-2», АЭС «Эль-Дабаа», АЭС «Ханхикиви-1» и т.д.

Для большинства типов реакторов характерно несколько компонентов.

«Топливо. Уран является основным топливом. Обычно таблетки оксида урана (UO ₂ ) размещаются в трубках, образуя топливные стержни. Стержни размещены в тепловыделяющих сборках в активной зоне реактора. * В PWR класса 1000 МВт может быть 51 000 топливных стержней с более чем 18 миллионами таблеток» [11].

«В новом реакторе с новым топливом необходим источник нейтронов для запуска реакции. Обычно это бериллий в смеси с полонием, радием или другим альфа-излучателем. Альфа-частицы в результате распада вызывают высвобождение нейтронов из бериллия, когда он превращается в углерод-12. Для перезапуска реактора с использованием некоторого количества отработанного топлива этого может не потребоваться, поскольку нейтронов может быть достаточно для достижения критичности при удалении регулирующих стержней» [11].

«Замедлитель. Материал в активной зоне, который замедляет нейтроны, выделяющиеся при делении, так что они вызывают большее деление. Обычно это вода, но может быть тяжелая вода или графит» [11].

«Управляющие стержни или лопасти. Они изготовлены из поглощающего нейтроны материала, такого как кадмий, гафний или бор, и вставляются или извлекаются из активной зоны для управления скоростью реакции или для ее остановки. используется, чтобы ядро могло эффективно поддерживать низкий уровень мощности. (Вторичные системы управления включают другие поглотители нейтронов, обычно бор в теплоносителе - его концентрацию можно регулировать со временем по мере сгорания топлива.) Управляющие стержни PWR вставляются сверху, а крестообразные лопасти BWR - снизу активной зоны» [11].

При делении большинство нейтронов высвобождаются быстро, но некоторые задерживаются. Они имеют решающее значение для того, чтобы система (или реактор) с цепной реакцией могла быть управляемой и иметь возможность удерживать ее в критическом состоянии.

Охлаждающая жидкость. Жидкость, циркулирующая через активную зону для передачи тепла от нее. В легководных реакторах водяной замедлитель действует также как теплоноситель первого контура. За исключением BWR, есть вторичный контур теплоносителя, где вода становится паром. (См. Также следующий раздел о характеристиках теплоносителя первого контура.) PWR имеет от двух до четырех контуров теплоносителя первого контура с насосами, приводимыми в действие паром или электричеством - в китайской конструкции Hualong One их три, каждый из которых приводится в действие электродвигателем мощностью 6,6 МВт, с каждым насосным агрегатом. весом 110 тонн.

Резервуар высокого давления или трубы высокого давления. Обычно это прочный стальной корпус, содержащий активную зону реактора и замедлитель / теплоноситель, но это может быть ряд труб, удерживающих топливо и транспортирующих теплоноситель через окружающий замедлитель.

Парогенератор. Часть системы охлаждения реакторов с водой под давлением (PWR и PHWR), где теплоноситель первого контура высокого давления, приносящий тепло из реактора, используется для производства пара для турбины во вторичном контуре. По сути, это теплообменник, подобный радиатору автомобиля. * Реакторы имеют до шести «контуров», каждый с парогенератором. С 1980 года более чем у 110 реакторов PWR были заменены парогенераторы после 20-30 лет эксплуатации, более половины из них в США.

Это большие теплообменники для передачи тепла от одной жидкости к другой - здесь от первичного контура высокого давления в PWR ко вторичному контуру, где вода превращается в пар. Каждая конструкция весит до 800 тонн и содержит от 300 до 16000 трубок диаметром около 2 см для теплоносителя первого контура, который является радиоактивным из-за азота-16 (N-16, образованного нейтронной бомбардировкой кислорода, с периодом полураспада 7 секунд).

Вторичная вода должна протекать через опорные конструкции для труб. Все это должно быть спроектировано таким образом, чтобы трубки не вибрировали и не трогались, работать так, чтобы не накапливались отложения, препятствующие потоку, и поддерживать химический уход во избежание коррозии. Трубки, которые выходят из строя и протекают, закупориваются, и избыточная пропускная способность предназначена для этого.

Защитная оболочка. Конструкция вокруг реактора и связанных с ним парогенераторов, предназначенная для защиты реактора от проникновения извне и защиты тех, кто находится снаружи, от воздействия излучения в случае серьезной неисправности внутри. Обычно это бетонная и стальная конструкция метровой толщины.

Более новые российские и некоторые другие реакторы устанавливают устройства локализации расплава активной зоны или «ловители активной зоны» под сосудом высокого давления для улавливания расплавленного материала активной зоны в случае крупной аварии.

Как показано в следующей таблице, существует несколько различных типов реакторов.

Таблица 1 – Мировые атомные электростанции в промышленной эксплуатации или в рабочем состоянии

Тип реактора	Основные страны	Число	GWe	Топливо	Охлаждающая жидкость	Модератор
Реактор с водой под давлением (PWR)	США, Франция, Япония, Россия, Китай, Южная Корея	299	284	обогащенный UO 2	вода	вода
Реактор с кипящей водой (BWR)	США, Япония, Швеция	65	66	обогащенный UO 2	вода	вода
Реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR)	Канада, Индия	48	24	природный UO 2	тяжелая вода	тяжелая вода
Усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (AGR)	Великобритания	14	8	природный U (металл), обогащенный UO 2	CO 2	графит
Легководный графитовый реактор (LWGR)	Россия	13	9	обогащенный UO 2	вода	графит
Реактор на быстрых нейтронах (FBR)	Россия	2	1.4	PuO 2 и UO 2	жидкий натрий	-
	ВСЕГО	441	392

Большинство реакторов необходимо остановить для перегрузки топлива, чтобы корпус реактора можно было открыть. В этом случае перегрузка производится с интервалом в 12, 18 или 24 месяца, когда от четверти до трети ТВС заменяются свежими. Типы CANDU и РБМК имеют напорные трубы (а не сосуд высокого давления, в котором находится активная зона реактора) и могут заправляться под нагрузкой путем отсоединения отдельных напорных труб (рисунок 4).

Если в качестве замедлителя используется графит или тяжелая вода, можно запустить энергетический реактор на природном уране вместо обогащенного. Природный уран имеет тот же элементный состав, что и при его добыче (0,7% U-235, более 99,2% U-238), в обогащенном уране доля делящегося изотопа (U-235) увеличена с помощью процесса, называемого обогащением, обычно до 3,5 - 5,0%.

В этом случае замедлителем может быть обычная вода, и такие реакторы собирательно называются легководными реакторами. Поскольку легкая вода поглощает нейтроны, а также замедляет их, она менее эффективна в качестве замедлителя, чем тяжелая вода или графит. Некоторые новые конструкции реакторов малой мощности требуют высокообогащенного низкообогащенного уранового топлива, обогащенного почти до 20% по U-235.

Во время работы часть U-238 заменяется на плутоний , и Pu-239 в итоге обеспечивает около одной трети энергии из топлива.

В большинстве реакторов топливом является керамический оксид урана (UO ₂ с температурой плавления 2800 ° C), и большая часть его является обогащенным. Топливные таблетки (обычно диаметром около 1 см и длиной 1,5 см) обычно размещаются в длинной трубке из циркониевого сплава (циркалоя), образуя топливный стержень, причем цирконий является твердым, коррозионно-стойким и прозрачным для нейтронов. * Многочисленные стержни образуют топливный стержень. тепловыделяющая сборка, представляющая собой открытую решетку, которую можно поднимать в активную зону реактора и из нее. В наиболее распространенных реакторах их длина составляет около 4 метров. Топливная сборка BWR может весить около 320 кг, а топливная сборка PWR - 655 кг, и в этом случае они содержат 183 кг урана и 460 кгU соответственно. В обоих задействовано около 100 кг циркалоя.

* Цирконий - важный минерал для ядерной энергетики, где он находит основное применение. Поэтому торговля подлежит контролю. Обычно он загрязнен гафнием, поглотителем нейтронов, поэтому для производства циркалоя используется очень чистый Zr «ядерной чистоты», который содержит около 98% Zr плюс около 1,5% олова, а также железо, хром и иногда никель для повышения его прочности.

Важной отраслевой инициативой является разработка аварийно-устойчивых видов топлива, которые более устойчивы к плавлению в таких условиях, как авария на Фукусиме, и с повышенной устойчивостью к окислению с образованием водорода при очень высоких температурах в таких условиях.