Атомные реакторы История и направления развития

Атомные электрические станции (АЭС) служат для преобразования энергии контролируемой ядерной реакции деления, в электрическую энергию установленного значения нагрузки. Неоспорима значимость формирования ядерной энергетики. Потребность проектирования и строительства новейших АЭС, диктуется уменьшением мировых запасов углеродного, органического топлива, проблемами в экологии и увеличением потребления электроэнергии.

В изначальной поэтому конструкции оборудования работать использовался новое реактор АМ-1 (малым атом вопросы мирный), с мощностью 5 МВт. базу Данный обеспечит объект смог напряженности непрерывно мощность прослужить около 48 лет вплодь до реактор 2002 года.

После большого физического износа и экономической нецелесообразности использования реактора поступило постановление о его закрытии. Первые энергетические сооружения на ядерном топливе проложили путь для строительства более совершенных станций, использующих ресурсы связи атома в поступают мирных целях. Накоплен большой объем инженерно-технических и научных разработок, позволивших проектировщикам, успешно создавать новые сооружения. Первая в мире АЭС была своеобразной кузницей для подготовки и обучения кадров, научных сотрудников и технического персонала, которые нашли свое место на других, вновь созданных объектах.[3]

Первая в мире АЭС и ее успешное функционирование позволило наработать бесценные практические навыки в эксплуатации таких установок. Благодаря ее возведению, инженерно-техническим решениям, получившим развитие по многим направлениям, была построена Белоярская АЭС, мощность которой подошла к 300 мегаватт. Одновременно проходило негласное соревнование СССР с другими странами. Уже в 1956 году завершилось строительство и была запущена в действие первая британская атомная установка, предназначенная для промышленных нужд. Местом ее расположения был выбран населенный пункт Колдер-Холл, а расчетная мощность при запуске составила 46 мегаватт. После этого аналогичные электростанции начали возводиться и в других государствах.

Согласно данным международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), разработчиками атомных энергетических установок заявлено более 50 проектов малой – до 300 МВт и средней – до 700 МВт мощности. Многие страны демонстрируют большой спрос на такие разработки для развития социального и промышленного сектора. В числе таких стран хотелось бы выделить Аргентину, Великобританию, Канаду, Китай, Россию и США.

Главными отличительными особенностями АЭС малой мощности по сравнению с большой энергетикой являются: срок службы (более 50 лет); модульность; возможность работы на MOX-топливе; повышенная безопасность в эксплуатации и компактность. Главным физическим примером таких реакторов является реактор на быстрых нейтронах.

Реактор быстрых нейтронах – ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих охладителей энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый цикл использования ядерного топлива, и позволяя вместо доступных ныне 3%, использовать 30% потенциала является ядерного топлива, что обеспечит перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.

В связи с малым сечением деления U5 совершенных быстрыми нейтронами для поддержания цепной реакции необходимо поддерживать гораздо большие напряженности нейтронных полей по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. В связи с увеличением нейтронных потоков гораздо большая доля U8 вовлекается в процесс трансмутации в плутоний, что значительно расширяет топливную базу этого типа реакторов.

Классификация АЭС может быть произведена по различным основаниям.

С точки зрения организации технологического процесса производства электроэнергии, наибольшее значение для АЭС имеет классификация по числу контуров.

В настоящее время работают и строятся АЭС с различными схемами:

– одноконтурные кипящего типа;

– сравнению с водо-водяным теплоносителем;

–трехконтурные АЭС с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Проблемой одноконтурных АЭС, в отличие от двухконтурных, является необходимость обеспечения надежного водного режима реактора. Первый реактор типа РБМК (реактор большой мощности канальный) получил название Б-190, разработанный в 1965 году общими усилиями Курчатовского института и «Специального института» Доллежаля (НИИ-8/НИКИЭТ). В реактор одноконтурной АЭС поступают большие расходы питательной воды, равные паропроизводительности установки, и продукты коррозии не только реакторного контура, но и всей регенеративной системы турбины. От естественных примесей воды реактор одноконтурной АЭС надежно защищает 100-процентная конденсатоочистка. охладителей Поэтому основное внимание при разработке тепловой схемы паротурбинной установки одноконтурной АЭС уделяется решению проблемы удаления продуктов коррозии из тракта, предшествующего реактору. Эти вопросы решаются по-разному.

На отечественных одноконтурных АЭС с РБМК-1000 подогреватели высокого давления не устанавливают, стремясь уменьшить поступление продуктов коррозии в воду реактора. Все конденсаты греющего пара из ПНД и слив из сепаратора направляют в конденсатор для последующей очистки на конденсатоочистке совместно с турбинным конденсатом. Потеря тепловой экономичности, вызываемая сливом в конденсатор этих потоков компенсируется установкой после каждого подогревателя низкого давления охладителей дренажей, что усложняет схему.

В схеме одноконтурной АЭС обязательно включение в тепловую схему испарителя для получения нерадиоактивного пара, подаваемого на уплотнения турбин, использование промежуточного водяного контура между греющим паром и сетевой в водой при отпуске теплоты от АЭС.[4]

В настоящее время, малое количество АЭС с реакторами типа РБМК обусловлено малым значением доверия, после произошедших аварий на Чернобыльской АЭС и Фукусиме-1.

Наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС.

На данный момент в мире насчитывается около 235 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и ещё около 40 энергоблоков планируют построить.

В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. схеме Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах – PWR (Pressurised water reactor), они являются основой мировой мирной ядерной энергетики.[1]

Основными отличительными особенностями реакторов ВВЭР по сравнению с другими пароводяными реакторами (ПВР) являются:

– горизонтальные парогенераторы;

– гексагональные тепловыделяющие сборки (ТВС);

– в сосуде высокого давления нет донных отверстий;

–наддувы большой мощности, обеспечивающие большой запас теплоносителя реактора.

По сравнению с реакторами типа РБМК, которые были установлены на Чернобыльской АЭС – ВВЭР использует по своей сути более безопасную конструкцию, поскольку теплоноситель также является замедлителем и по своей природе имеет отрицательный коэффициент пустоты, как и все ПВР. У РБМК с графитовым замедлителем отсутствует риск повышенной реактивности и переходных процессов большой мощности в случае аварии с потерей теплоносителя. Реакторы РБМК также строились без защитных конструкций по соображениям стоимости из-за их размеров; активная зона ВВЭР значительно меньше.

Преимуществами реакторов ВВЭР являются:

– Природная доступность замедлителя и теплоносителя;

– Высокая безопасность из-за двухконтурности по сравнению с РБМК и BWR (boiling water reactor). Четыре барьера безопасности: топливная матрица, оболочка твэла, главный циркуляционный насос, система защитных герметичных оболочек;

– Отрицательный паровой коэффициент реактивности (при вскипании или утекании воды реакция замедляется);

– Высокий опыт использования. Современный уровень технического оборудования дает гарантию безопасной работы реактора в течение 60–80 лет и более;

– Малые габариты реактора по отношению к другим типам такой же мощности;

–Меньшее количество персонала по сравнению с РБМК (если сравнить Калининскую АЭС (ВВЭР) с Курской, то окажется что на Курской работает на 900 человек больше, а электроэнергии было выработано меньше);

– Дешевизна топлива. Есть возможность иметь несколько поставщиков из разных стран. В среднем одна ТВС используется 5–6 лет. Раз в год заменяется 15–20 % «выгоревшего» топлива;

– Простота хранения отработавшего топлива.

Относительная простота очищения воды первого контура при выводе из эксплуатации (с помощью выпаривания количество радиоактивных отходов (РАО) можно сократить в 50–70 раз).[2]

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения осатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000- е годы. Каждый параметр реактора постарались улучшить, а также внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения - контейнмента. В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ) (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.[5]

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 –такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, - позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. Интересны проектные решения системы аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ). Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

Последующим этапом в развитии АЭС с реакторами ВВЭР, стал проект «ВВЭР-ТОИ». «ВВЭР-ТОИ» (водо-водяной энергетический реактор типовой оптимизированный информатизированный) – это эволюционная разработка. Он основан на технических решениях проекта «АЭС-2006М». Большинство характеристик улучшены до уровня, позволяющего создавать конкуренцию реакторам мирового уровня, как по техническим, так и по экономическим параметрам. Такими параметрами являются: уменьшение сроков строительства станции до 40 месяцев, понижение капитальных и эксплутационных затрат, на этапе строительства и работы АЭС, на 20% и 10% соответственно. В техническом решении было указано изменение схемы установки парогенераторов в реакторном отделении, оптимизации компоновки зданий и сооружений АЭС, уменьшении площади под застройку и т.д. Был увеличен срок службы блока до 60 лет. В проекте «ВВЭР-ТОИ» выполнены дополнительные меры по увеличению безопасности в сейсмостойкости и тяжелых авариях. Кроме этого, без каких-либо доработок блок может работать на МОКС-топливе (Mixed Oxide fuel). В 2019 году проект «ВВЭР-ТОИ» был признан соответствующим требованиям EUR (European Utility Requirements).[4]

В 2022 году атомная энергетика России претерпела большие изменения в сравнении с прошлым веком и определила три главные направления развития:

– Атомные станции малой и средней мощности;

– Выработка водорода для дальнейшего его использования в большой и малой промышленности, а также в энергетике;

– Переход к замкнутому ядерному топливному циклу, посредством работы реакторов на быстрых нейтронах и двухконторных АЭС с ВВЭР.

В таблице 1 указаны технические характеристики реакторов типа ВВЭР.