Александр Кардаполов (akardapolov) wrote,
Александр Кардаполов
akardapolov

Categories:

Экономические войны в атомной энергетике. Часть 3. Технологии в атомной энергетике II

Содержание:
Часть 1. Введение.
Часть 3. Технологии в атомной энергетике.
          I. Ядерный топливный цикл
          II. Ядерный реактор
Часть 6. Росатом и другие.
          I. АЭС «Белене» и «Темели́н»
          II. АЭС «Хурагуа»

Теперь рассмотрим главный элемент любой АЭС — ядерный реактор, т.е. устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова. К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. [Источник]


Рис. 1 Реактор (вид сверху).


Рассмотрим наиболее распространенные типы реакторов по классификации МАГАТЭ (
Международное агентство по атомной энергии):
PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением); — реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Давление необходимо для предотвращения образования пара;


Рис. 2 Схема реактора PWR. [Источник]
BWR (boiling water reactor) — (т.н. "кипящий реактор") — тип корпусного водо-водяного ядерного реактора, в котором пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину. В отличие от PWR не поддерживается давление для предотвращения парообразования - тем самым нет необходимости в парогенераторе, но при этом необходимо поддерживать определенный режим работы - так чтобы пар, который занимает больше объёма чем вода, не вытеснял воду из активной зоны реактора;


Рис. 3 Схема реактора BWR. [Источник]
LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор  - серия различных реакторов, использующих в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя — обычную воду. По уран-графитовой схеме были сделаны первые экспериментальные и промышленные реакторы, наиболее известным примером является серия реакторов РБМК (например, стоял на Чернобыльской АЭС и вообще широко применялся ранее в Советском Союзе, в настоящее время реакторы РБМК не уступают по безопасности и экономическим показателям другим АЭС того же периода постройки и на сегодняшний день приемлемый уровень безопасности РБМК подтверждён международными экспертизами);


Рис. 4 Схема реатора LWGR. [Источник]
PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор  — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощениянейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов.


Рис. 5 Схема реатора PHWR. [Источник]
GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор; В общем смысле: реактор в котором теплоносителем служит газ. Газ практически не поглощает нейтроны, поэтому изменение содержания газа в реакторе не влияет на реактивность. В настоящее время ведутся работы по созданию высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) с гелиевым теплоносителем. Активная зона таких реакторов представляет собой засыпку шаровых ТВЭЛов, внутри графитовой оболочки которых равномерно вкраплено ядерное топливо.


Рис. 6 Схема реактора GCR. [Источник]
FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БН); использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ, такие нейтроны, не замедленные до более низких энергий, близких к теловому движению, замедляясь (ударяясь о ядра замедлителя) обогащают этот замедлитель, который как раз делается из неиспользуемого "природного" (т.е. часто втречаемого или лежащего на отвалах) урана U-238 и тория Th-232;


Рис. 7 Схема реатора FBR. [Источник]

Тем самым реакторы данного типа производят тепловую энергию и одновременно подготавливают новое топливо для АЭС. Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах производят энергию при более полном использовании U-238 в реакторных топливных сборках путем сжигания плутония, вместо расщепляющегося изотопа U-235, применяемого в тепловых реакторах. Если такие реакторы используются для производства большого количества плутония (большего, чем они потребляют), их называют реакторами-размножителями (бридерами) на быстрых нейтронах. Многолетний интерес к таким реакторам как раз и обусловлен их способностью производить больше топлива, чем они потребляют и тем самым обеспечить энергией АЭС на столетия вперед.

С преимуществами и недостатками основных типов реакторов можно ознакомиться в публикации jucharahohotun в Краткий обзор типов реакторов по классификации МАГАТЭ

Таблица 1. Типы ядерных реакторов, находящиеся в эксплуатации и их суммарная тепловая мощность.

Тип реактора

Основные страны

Количество

P ,

ГВт

Топливо

Теплоноситель

Замедлитель

Герметичный водяной реактор  высокого давления

США, Франция, Япония, Россия

252

235

Обогащенный UO2

Вода

Вода

Кипящий реактор

США, Япония, Швеция

93

83

Обогащенный UO2

Вода

Вода

Реактор с газовым охлаждением

Великобритания

34

13

Естественный U, обогащенный UO2

СО2

Графит

Герметичный реактор на тяжелой воде "CANDU"

Канада

33

18

Естественный UO2

Тяжелая вода

Тяжелая вода

Легко-водный реактор с графитовым замедлителем

Россия

14

14

Обогащенный UO2

Вода

Графит

Реактор на быстрых нейтронах

Япония, Франция, Россия

4

1.3

PuO2  и UO2

Жидкий натрий

Нет

Другие

Россия, Япония

5

0.2


Ядерным топливом для реакторов чаще всего является уран. Поэтому все стадии и процессы ядерного топливного цикла определяются физико-химическими свойствами этого элемента.

Для атомной энергетики различают два вида ЯТЦ — открытый (разомкнутый) и закрытый (замкнутый).


Рис. 8 Ядерный топливный цикл. Источник

В разомкнутом (открытом) ЯТЦ отработанное ядерное топливо считается высокоактивными радиоактивными отходами и вместе с остаточными делящимися изотопами исключается из дальнейшего использования — поступает на хранение или захоронение. Поэтому разомкнутый ЯТЦ характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (до 1 %). Широкое применение открытого типа ЯТЦ обусловлено достаточно невысокими ценами на уран.

В замкнутом ЯТЦ на радиохимических предприятиях осуществляется переработка отработанного ядерного топлива (ОЯТ) с целью возврата в цикл невыгоревшего урана-235, почти всей массы урана-238, а также изотопов энергетического плутония, образовавшихся при работе ядерного реактора. Из ядерного топлива выделяют ценные компоненты, которые используют для изготовления нового ядерного горючего. При этом активность отходов, подлежащих окончательному захоронению, минимизируется.

Технологии замкнутого ЯТЦ России
Во всем мире есть понимание того, что замкнутый цикл использования ядерного топлива является чрезвычайно перспективным и может кардинально увеличить эффективность использования природного урана и, что немаловажно, решить вопрос с переработкой отработанного ядерного топлива. Наиболее продвинулись в этом направлении Россия и Франция, которые имеют богатый практический опыт эксплуатации подобных систем. В отличии от других стран, где подобные разработки находятся пока еще в экспериментальной стадии.

В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и осуществления проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем, что, по планам, должно привести к осуществлению проекта БРЕСТ.



Рис. 9 Схема реактора БРЕСТ. [Источник]

БРЕСТ — разрабатывающийся в настоящее время в России проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара. Этот проект разрабатывается с конца 80-х годов после специального конкурса, объявленного ГКНТ СССР, однако до сих пор находится в стадии поиска оптимальных решений в области систематизации, организации проектных работ и в части конструкции отдельных элементов реакторной установки и её оборудования. Главный конструктор реакторной установки — НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля.

Первоначально проектировалась установка БРЕСТ, обеспечивавшая в составе энергоблока электрическую мощность 300 МВт, позже возник и проект с мощностью энергоблока 1200 МВт, однако на данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на менее мощном БРЕСТ-ОД-300 ("опытный демонстрационный"), в связи с отработкой большого количества новых в этой области конструктивных решений и планами опробования их на относительно небольшом и менее дорогом в реализации проекте. Кроме того, выбранная мощность 300 МВт (эл.) и 700 МВт (тепл.) является минимально необходимой для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне, равного единице.
Реактор является установкой бассейнового типа, то есть корпус реактора конструктивно исключается — в шахту из теплоизоляционного бетона (изнутри покрытого металлическим лайнером) залит свинец (теплоноситель), в который опущены активная зона, парогенератор, насосы и другие системы. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счет создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней.
К особенностям реактора следует также отнести конструкцию ТВЭЛ-ов. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счет изменения обогащения урана в ТВЭЛ-ах, то в реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра (9,1мм, 9,6мм, 10,4мм). В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80 кг как «собственных» актиноидов, так и полученных из облученного ядерного топлива других АЭС. Другой особенностью проекта является примыкание комплекса по переработке облученного топлива непосредственно к реактору. Это даёт возможность передавать топливо на переработку, исключая дорогостоящую и небезопасную дальнюю его транспортировку.
Кроме БРЕСТ-а в России уже есть работающие системы на быстрых нейтронах, которые приблизились к замкнутому ЯТЦ: реакторы серии БН. Работающий в полную мощность БН-600, которому в 2010 году продлили срок службы до 2020 года и реактор БН-800, который сейчас проходит опытную эксплуатацию. Также ведутся работы по окончанию проектирования реактора БН-1200. Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах (серии БН) могут существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла.[Источник]



Рис. 10 Белоярская АЭС. [Источник]

Отдельно хотелось бы отметить проект реактора «АНГСТРЕМ». АТЭЦ «Ангстрем» — проект блочно-модульной атомной теплоэлектроцентрали. Её проект разработан ОКБ «Гидропресс» под научным руководством Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского. В настоящий момент действующей станции не создано.
Особенность данной станции в том, что она рассчитана не только на выработку электроэнергии, но и на использование получаемого тепла. Реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут. Весь комплекс создаётся на заводе, с последующей доставкой поблочно, на выбранное место любым видом транспорта. Перегрузка активной зоны выполняется через 5-6 лет.

Итак, в последних 3х постах мы рассмотрели некоторые теоретические и технологические аспекты атомной энергетики, описали вкратце основные технологии по производству ядерной энергии, этапы ядерного топливного цикла, характеристики основных реакторов (их преимущества и недостатки) и перспективные разрабоки новых типов реакторов - тот базовый минимум, необходимый нам в дальнейшем для рассмотрения ведущихся в мире экономических войн в атомной отрасли.

Кафедра Экономической войны - Екатеринбург


Tags: Атомная энергетика, БН-1200, БН-600, БН-800, Брест, Россия, Технологии, Экономика, Экономическая война
Subscribe

  • Post a new comment

    Error

    Anonymous comments are disabled in this journal

    default userpic

    Your IP address will be recorded 

  • 0 comments