Более двух десятилетий в СССР ведутся исследования и разработки тяжеловодных реакторов различных типов. В 1964 г. на Международную конференцию по мирному использованию атомной энергии в Женеве был представлен доклад с описанием канального тяжеловодного реактора на природном уране с охлаждением органической жидкостью. В докладе, в частности, отмечались высокая радиационная и эксплуатационная безопасность такого реактора, что весьма существенно при использовании его в установках, размещенных вблизи промышленных предприятий и населенных пунктов. Органический теплоноситель химически почти не взаимодействует с ураном и конструкционными материалами и имеет достаточно высокую температуру кипения при атмосферном давлении. Возможно, реакторы этого класса еще найдут применение в будущем.
Значительно шире разработано другое направление в тяжеловодном реакторостроении — энергетические тяжеловодные реакторы канально-корпусной конструкции с металлическим ураном и газовым (СО-) охладителем. В 1972 г. введена в строй первая чехословацкая АЭС с реактором этого типа — КС-150 (рис. 1.27). Сооружение и пуск станции осуществляли специалисты ЧССР и СССР. Технический проект реактора в основном был разработан в СССР, так же как и твэлы из природного металлического урана с покрытием из сплава на основе магния. Промышленное производство твэлов налажено в СССР. Опыт эксплуатации АЭС показал ее высокую радиационную безопасность (теплоноситель слаборадиоактивен), надежность и работоспособность оборудования, контуров и систем. Впервые в мире при массовой нормальной эксплуатации кассет достигнута глубина выгорания металлического урана ≈9000 Мвт-сугки/г при максимальной температуре покрытия 500°С и удельной тепловой нагрузке ~ 50 Мвт/т. В испытаниях, проведенных в радиационной петле, была достигнута глубина выгорания 1800 Мвт сутки/т.
В процессе физического пуска и эксплуатации АЭС были подтверждены расчетные нейтронно-физические характеристики реактора. Запас реактивности этого сравнительно небольшого реактора (утечка нейтронов ~5%) оказался достаточным для обеспечения средней глубины выгорания топлива ~6000 Мвт сутки/т. Таким образом, можно считать экспериментально доказанной нейтронно-физическую и инженерно-техническую возможность достижения средней глубины выгорания природного металлического урана в подобных реакторах порядка 10—12 тыс. Мвт-сутки/т.
В зарубежной практике наилучшие результаты использования природного урана были достигнуты в канадских тяжеловодных реакторах CANDU-PHW, охлаждаемых тяжелой водой под давлением. В аналогичных реакторах на природном уране и с охлаждением кипящей легкой водой CANDU-BLW обнаружены трудности в управлении, поэтому в них можно использовать либо слабообогащенный уран, либо эквивалентную ему смесь урана с плутонием. В табл. 1.8 приведены некоторые оптимизированные характеристики реакторов CANDU-PHW и КС с использованием природного урана. Видно, что в реакторах КС глубина выгорания топлива в 1,5 раза выше при вдвое меньшей удельной загрузке тяжелой воды. Это объясняется высокими физическими показателями реакторов КС, замедлитель, теплоноситель и материал покрытия твэлов которых слабо поглощают нейтроны, а канально-корпусная конструкция объединяет достоинства корпусных (компактная конструкция) и канальных (возможность перегрузки топлива на ходу и поканального контроля) реакторов и обеспечивает эффективное использование газового теплоносителя (высокие удельные тепловые нагрузки на уран и D2О) при минимальном количестве конструкционных материалов в активной зоне. Реакторы типа КС обладают уникальным свойством к повышению единичной мощности канала без потерь в запасе реактивности и ухудшения его теплотехнических и газодинамических характеристик, что существенно при создании реакторов большой единичной мощности.
Практическое отсутствие замедления и поглощения нейтронов газовым теплоносителем и уменьшение плотности замедлителя (D2O) при нагревании обеспечивают отрицательный мощностной коэффициент реактивности, что облегчает управление реактором и повышает его ядерную и радиационную безопасность.
Важной отличительной чертой реакторов типа КС является возможность вовлечения в топливный цикл отвалов обогатительных заводов. В зависимости от режима работы реактора, изменяя глубину выгорания горючего при совместной загрузке природного и отвального урана, можно регулировать скорость производства плутония. Масштаб эффекта можно оценить по данным, приведенным в табл. 1.9. При необходимости реактор КС можно перевеса с режима использования только природного урана на режим с добавкой отвалов и резко увеличить выдачу плутония в топливный цикл бридеров на быстрых нейтронах, что облегчает решение проблемы создания экономичных бридеров и повышает темпы их ввода.
Рис. 1.27.
В реакторном зале АЭС А-1 в Ясповске-Богунице (МССР)
Таблица 1.8
Характеристики реакторов CANDU-PHW и типа КС при работе на природном уране
Таблица 1.9
Характеристики режима производства плутония на реакторах типа КС при коэффициенте нагрузки АЭС, равном 0,8
Таблица 1.10
Характеристики использования этапов обогатительных заводов в реакторах типа КС
В реакторах типа КС можно использовать 835U из отвального урана для производства электроэнергии в цикле с регенерацией плутония. Для этого к отвальному урану следует добавлять плутоний, извлеченный из топливе реакторов на обогащенном уране или из циклов реакторов типа КС. В зависимости от глубины выгорания и добавки плутония изменяется концентрация 235U и Рu в отработавшем топливе реактора КС (табл. 1.10). Как следует из данных табл. 1.10, в реакторах типа КС можно использовать отвалы для одновременного производства энергии и плутония или для производства только энергии, не расходуя плутоний, который играет роль своеобразного «ядерного катализатора». В комбинированном цикле, основанном на использовании реакторов на обогащенном уране и реакторов типа КС, можно утроить эффективность использования природного урана, ввести в цикл более дорогие сырьевые ресурсы урана и на порядок увеличить выработку энергии в реакторах на тепловых нейтронах в период перехода от химического топлива к ядерному.
Таковы возможности практического использования высоких физических характеристик тяжеловодных канально-корпусных реакторов на металлическом уране с газовым теплоносителем, разработка которых продолжается.
Одной из проблем в разработке экономичных реакторов большей мощности является создание прочного корпуса, способного выдерживать высокое давление. Возможный путь решения этой задачи — сооружение железобетонных корпусов с многополостной интегральной компоновкой оборудования, допускающей ремонт и замену основного оборудования I контура и повышающей безопасность АЭС. От создания такого корпуса на давление до 100 ат во многом зависит дальнейшее развитие этого направления в энергетическом реакторостроении.
