CANDU Canada Deuterium Uranium (Тип реактора PHWR).

⇐ ПредыдущаяСтр 8 из 16Следующая ⇒

CANDU — тяжеловодный водо-водяной канальный ядерный реактор (производства Канады), двух контурный, с кольцевой системой обеспечивающей теплоизоляцию между нагретым теплоносителем (H₂O)и холодным замедлителем (D₂O).

По распространенности в мире PHWR занимают третье место после легководных реакторов под давлением типа PWR и BWR. 44 тяжеловодных реактора эксплуатируются в 7 странах: Канада - 18, Аргентина - 2, Китай - 2, Республика Корея - 4, Индия - 15, Румыния - 2, Пакистан - 1.

Из всех тепловых реакторов лучшим нейтронным балансом обладает CANDU. Использование в первом контуре CANDU тяжёлой воды позволяет в качестве топлива использовать природный уран с природным обогащением по изотопу ²³⁵U 0, 7%. D2O в отличие от H2O не является активным поглотителем нейтронов.

В реакторах «CANDU» топливо находится во множестве напорных труб внутри корпуса реактора, называемого «Каландрия» (или «бак-каландр»). Короткие пучки топливных стрежней расположены в горизонтальных каналах. Тяжелая вода в герметичном контуре под давлением прокачивается через напорные трубы и передает теплоту парогенератору. В реакторе CANDU содержится порядка 450 тонн D₂O (стоимость D₂O составляет 10% эксплуатационных расходов).

Тяжелая вода низкого давления также заполняет «Каландрию», окружая напорные трубы, и выполняет функции холодного замедлителя. Все процессы происходят внутри большой бетонной или стальной оболочки.

В CANDU используется естественный уран (в виде UO₂), содержащий 0.7% изотопа ²³⁵U, характерно что реактор CANDU работает с самым высоким коэффициентом нагрузки (84% - 87%) в мире.

Горизонтальные технологические каналы позволяют осуществлять перегрузку топлива непосредственно в процессе работы реактора. Перегрузка ТВС осуществляется проталкиванием пучков во встречных направлениях в соседних каналах. Перегрузка позволяет иметь минимальные потери нейтронов и приемлемое выгорание на природном топливе. Горизонтальность каналов с топливом и бака-каландра с замедлителем играет свою позитивную роль ослабления последствий наиболее тяжелых аварий, при утечке D₂O.

Среди сложностей, связанных с эксплуатацией CANDU следует отметить небольшой положительный паровой эффект реактивности, который трудно устранить, при авариях по утечке D₂O. Это факт привел к необходимости второй системы быстрого аварийного гашения реактора.

Кроме того, D₂O при активации нейтронами образуется тритий, который впоследствии образует в оксид дейтеротрития DTO. Поэтому необходима система контроля эмиссии трития. Эта система дорогостоящая и трудоёмка в обслуживании, и наличие ее на станции вносит весомый вклад в расходы на эксплуатацию реакторов CANDU.

В активной зоне реактора CANDU предусмотрено 1560 соединений с водной и газовой системами. Герметичность каждого из этих соединений требует с особой тщательности в диагносте, во избежании потерь D₂O.

Несмотря на все усилия на CANDU регулярно происходят утечки тяжёлой воды. Большую часть D₂O удаётся собрать, восстановить и вернуть в систему. Однако значимые объёмы D₂O выходят из гермооболочки и попадают в окружающую среду через вентиляционную трубу.

Кольцевая газовая система.

Кольцевая газовая система - система, присущая только реакторам CANDU. Она обеспечивает теплоизоляцию между нагретым теплоносителем и холодным замедлителем. Исходно в кольцевой системе циркулировал азот, однако наличие этого газа приводило к образованию значимых (порядка нескольких кюри) объёмов ¹⁴C в газообразной и твёрдой формах. В начале 90-ых годов во всех канадских CANDU стал использоваться CO₂ вместо азота, однако в результате в газовой системе стали образовываться радиолитические полимеры, забивавшие линии и расходомеры.

ТВС и ТВЭЛ для реакторов PHWR

В тяжёловодных реакторах CANDU и PHWR активная зона состоит из расположенных горизонтально топливных каналов, в каждый из которых загружается 12 и более ТВС.

Топливные сборки для индийских реакторов PHWR были разработаны на основе канадских технологий для реакторов CANDU. В качестве исходного варианта индийцы использовали конструкцию с 19 ТВЭЛами в сборке, но в дальнейшем самостоятельно модифицировали её на 22 ТВЭЛа. В реакторах PHWR-540 используется 37-ТВЭЛьный вариант.

Конструкционный материал в ТВС PHWR-220 сплав Zircaloy-4 (Циркалой-4), слабо поглощающий нейтроны и имеющий удовлетворительные механические характеристики.

В тяжёловодных реакторах высокие температуры топлива приводят к большим, по сравнению с PWR и BWR, скоростям выхода осколков в пространство между топливом и оболочкой, но негативные последствия этого компенсируются за счёт очень низкого выгорания.

Одно из главных отличий между ТВС для реакторов CANDU и PHWR, связано с использованием графитового подслоя в топливной таблетке.

На внутреннюю поверхность оболочки топливной таблетки наносится слой графита толщиной порядка 5 микрон, служащий барьером между выходящими из топлива осколками деления - в первую очередь, йодом - и оболочкой из Zircaloy-4. Это позволяет свести к минимуму нежелательные химические реакции на оболочке, способствующие развитию коррозии.

Подобная практика получила своё подтверждение после инцидента на первом блоке АЭС " Нарора" с реактором PHWR-220 в 1992 году, когда резкое падение мощности на 25% привело к разгерметизации сразу 28 ТВС. Все они были без графитового подслоя, в то время, как стоявшие в зоне кассеты с подслоем перенесли инцидент без видимых последствий.

MOX и ториевые ТВС

Следующий тип кассет, разработанных для PHWR - сборка MOX-7, позволяющая использовать смешанное уран-плутониевое топливо.

Конструкция MOX-7 скопирована с 19-ТВЭЛьной урановой сборки PHWR-220 за следующим исключением - внутренние 7 ТВЭЛов содержат, помимо диоксида природного урана, добавку в виде 0, 4% (по весу) плутония.

Широкое внедрение MOX-7 в индийской атомной отрасли позволило бы существенно сократить расход природного урана на обслуживание парка PHWR. Так, PHWR-220 на природном уране требуется подпитка в объёме 9 кассет на день работы на номинальной мощности. При переходе на MOX-7 это количество снизится до 7 кассет.

Внедрение MOX-топлива на индийских потребует PHWR серьёзной переделки схемы перегрузок.

В Индии опытная партия из 50 MOX-7 кассет прошла испытания на первом блоке АЭС " Какрапар" с реактором PHWR-220.

Кроме того в Индии, в связи с дефицитом урана и наличием богатых месторождений тория осуществляется также программа по переходу на ториевое топливо. В различных блоках с PHWR прошли испытания свыше 200 ториевых кассет. Наибольшие достигнутые при этом показатели таковы:

максимальная мощность ТВС - 408 кВт;
максимальная глубина выгорания - 130 МВт сут/кг.

Преимущества:

работа реактора на природном уране. (42% на топливе)
замена отработанных ТВС можно осуществлять без остановки реактора. (реактор канальный)
конструкция ТВС является наиболее простотой.
использование в замкнутом ЯТЦ. Реактора может работать на ОЯТ реакторов PWR(ВВЭР) содержащим 0.9% ²³⁵U и 0.6% плутония.

Недостатки:

положительный коэффициент реактивности.
большое количество топливных каналов и труб и соединений.
стоимость D₂O.
утечки D₂O.
необходимость систем восстановления D₂O и контроля за тритием.
присутствия значительного количества персонала. (0, 79 - 1, 75 чел. /МВт.)

Примечание: CANDU-6, эксплуатируемые Румынии имеют нулевой коэффициент реактивности.

Magnox и AGR.

Magnox reactor – двух контурный газоохлаждаемый с графитовым замедлителем, в котором теплоносителем является углекислый газ, а в качестве ядерного топлива используется природный уран. Наименование " магноксовый" произошло от названия материала топливной оболочки - сплава магния. Magnox реактор второго поколения британских РУ (пуск первого – 1956).

Активная зона реактора состояла из нескольких графитовых стрежней, внутри каждого из которых имелся канал охлаждения. Название Magnox происходит от ядерного топлива, применявшегося в этих реакторах. В качестве топлива использовался природный металлический уран, который помещался в оболочку из оксида магния.

Газовый теплоноситель движется через активную зону, снизу вверх. Далее нагретый газ через парогенератор производит нагревав воды во вторичном контуре и превращает её в пар, который затем поступает в паровую турбину.

Охлаждении пара и конденсация производится, как и во всех типах водоохлаждаемых реакторах в градирнях. Большинство реакторов типа Magnox для уменьшения давления внутри реактора имели большие круглые реакторные баки. Бак встроен в бетонный кожух для защиты от радиации. Одним из недостатков этих реакторов является то, что они, подобно многим российским, не имеют вторичной внешней оболочки - контэйнмента.

Реакторы Magnox строились в основном для нароботки оружейного плутония.

Мощность АЭС с реактором Magnox - всего 50 МВт(э). Магноксовые реакторы имеют низкую выработку электроэнергии на единицу объема активной зоны и большое число ТВЭЛов. При температуре газа, достигающей 400^оС, производится пар с более низкими параметрами, чем на ТЭС на угле. Общий тепловой КПД составляет 30%.

⇐ Предыдущая 3 4 5 6 789 10 11 12 Следующая ⇒