Электрические сети энергосистем Турбины тепловых и атомных электростанций Развитие атомной энергетики Анализ мирового энергетического рынка Воздействие радиации на человека Машиностроение для энергетики

Сегодня, когда главные трудности преодолены, на передний план вышли фундаментальные преимущества кипящих реакторов:

- отсутствие второго контура с его трубопроводами, насосами, арматурой, предохранительными клапанами, приборами контроля и т.п.

- отсутствие такого сложного, дорогого и металлоемкого оборудования, как парогенераторы, компенсатор давления, борная система регулирования; соответственно, нет нужды в помещениях, требуемых для размещения этого оборудования (сокращается объем строительных работ), отпадает необходимость в его обслуживании, контроле и ремонте, что положительно сказывается и на надежности, и на экономике энергоблока;

- вдвое меньшее, по сравнению с PWR, давление в корпусе реактора способствует повышению безопасности реакторной установки;

- при меньшем давлении в корпусе реактора обеспечивается лучшее качество пара, идущего на турбину, а, следовательно, и более высокий КПД энергоблока.

Все эти преимущества объективно выдвигают вперед кипящие реакторы в конкурентной борьбе с реакторами типа PWR. Особенно наглядно это видно на примере Японии, обладающей третьей по масштабам атомной энергетикой в мире (54 энергетических реактора). Пример Японии показателен тем, что, во-первых, в отличие от США строительство энергоблоков в этой стране не прерывалось, во-вторых, в отличие от Франции, Япония располагает примерно равным количеством реакторов типа PWR и BWR и, наконец, в третьих, уровень развития обоих направлений одинаково высок – в Японии спроектированы (совместно с США) и построены усовершенствованные (Advanced) реакторы третьего поколения APWR мощностью 1500 МВт(э) и ABWR мощностью 1400 МВт(э). Эта страна имеет реальную возможность выбирать между двумя типами легководных реакторов.

Так вот, из девяти реакторов, введенных в эксплуатацию в Японии с 1996 г, шесть реакторов - кипящие (2 BWR и 4 ABWR) и только 3 реактора с водой под давлением. Комиссия по атомной энергетике в период с 2007 по 2011 г. планирует начать строительство еще 11 реакторов общей мощностью 13 407 МВт(э), из которых 10(!) будут усовершенствованными легководными реакторами с кипящим теплоносителем типа ABWR.

В США планируется начать строительство двух реакторов ABWR на площадке в Беллафонте, штат Алабама, и кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя мощностью 1500 МВт(э) на площадке Брюно, Айдахо. Уже второй блок с реактором ABWR достраивается на Тайване.

Тенденция отчетливо обозначилась − в легководной технологии кипящие одноконтурные реакторы выходят сегодня на лидирующие позиции. Это связано не только с перечисленными выше преимуществами этого типа реакторов, но и еще с одним очень важным обстоятельством - оказалось, что у кипящих легководных реакторов существенно больший, чем у PWR, потенциал развития, который заключается в следующем.

1) Естественная циркуляция теплоносителя. Именно в кипящем режиме эффективнее всего реализуется естественная циркуляция теплоносителя. Уже сегодня разработаны и лицензированы проекты упрощенных кипящих реакторов (SBWR – Simplified Boiling Water Reactor) мощностью 600 МВт(э). В настоящее время в США спроектирован и проходит лицензирование экономичный упрощенный кипящий легководный реактор ESBWR (Economic Simplified BWR) c естественной циркуляцией теплоносителя мощностью 1500 МВт(э). Естественная циркуляция сообщает этому реактору уникальные свойства безопасности - вероятность тяжелой аварии с плавлением активной зоны для такого реактора оценивается величиной 3∙10-8 реактор/год, что значительно ниже, чем для реакторов EPR и AP1000.

2) Быстрый нейтронный спектр. Главный недостаток легководных реакторов, как и других реакторов на тепловых нейтронах, − это низкая эффективность использования топлива. Тепловые реакторы способны использовать всего около 0.5% энергетического потенциала урана. При широкомасштабном развитии атомной энергетики и такой эффективности использования урана можно очень быстро столкнуться с его дефицитом. Выход из этой ситуации один – создание реакторов на быстрых нейтронах. Оказывается, что технология кипящих легководных реакторов позволяет достичь условий, необходимых для получения быстрого спектра. Расчеты показывают, что если перейти от стандартной квадратной решетки твэлов реакторов BWR к тесной треугольной решетке (расстояние между твэлами ~1-1.3 мм) и ввести воспроизводящие бланкеты, то коэффициент воспроизводства в таком легководном кипящем реакторе превысит 1. Концепция уплощенной активной зоны, аналогичной БН, обеспечивает отрицательный пустотный эффект реактивности.

В настоящее время активные работы по проекту такого реактора с уменьшенным замедлением (Reduced-moderation water reactors − RMWR) ведутся в Японии. Намечено строительство прототипной установки мощностью 300 МВт(э). Расчеты, выполненные в ГНЦ РФ-ФЭИ, подтверждают возможность получения коэффициента воспроизводства больше 1 в таком реакторе. Это резко снижает расход природного урана по сравнению с действующими легководными реакторами и надолго отодвигает проблему его дефицита. Разумеется, на водоохлаждаемом быстром реакторе нельзя осуществить расширенное воспроизводство вторичного ядерного горючего, но ведь и быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением БН-1800 или БРЕСТ с их коэффициентом воспроизводства ~1.1-1.2 отнюдь не являются размножителями, это тоже всего лишь режим самообеспечения.

В 80-е годы прошлого века активно рассматривалась концепция PWR с тесной решеткой твэлов. Оказалось, однако, что получить коэффициент воспроизводства больше 0.8-0.85 с водой под давлением нельзя. Это, конечно, лучше, чем 0.6 в стандартном PWR, но принципиально проблемы топливообеспечения не решает.

В те же годы активно прорабатывалась концепция быстрого реактора с паровым охлаждением. Это уже ближе к кипящему быстрому реактору, предлагаемому японцами. Но есть и принципиальная разница – схема охлаждения. У кипящего быстрого реактора это классическая схема BWR, когда на вход активной зоны подается вода (которая закипает в нижнем торцевом воспроизводящем бланкете). Работоспособность этой схемы подтверждена тысячами реакторо-лет успешной эксплуатации кипящих реакторов. В быстром пароводяном реакторе, в отличие от BWR, внутри корпуса осуществляется рециркуляция пара, а не воды. Питательная вода подается из подогревателя высокого давления на вход в струйные компрессоры пара, которые засасывают часть перегретого пара с выхода активной зоны и образуют пароводяную смесь с массовым паросодержанием 35% при давлении ~16 МПа. Такая схема охлаждения реактора еще никогда и нигде не применялась и ее работоспособность требует подтверждения. Именно схема охлаждения, как уже говорилось, делает одну реакторную концепцию реализуемой и работоспособной, а другую нет.


На главную