Радиоэкология_ядерная энергетика

ВВЭР — к о р п у с н о й р е а к т о р с в о д о й п о д д а в л е н и е м * . Упрощенная схема АЭС с реактором типа ВВЭР приведена на рис. 2.1.
Активная зона ВВЭР состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС)
и каналов со стержнями СУЗ. В ТВС размещен пучок твэлов, представляющих собой герметичные полые цилиндры из циркониевого сплава (длиной 2,5—3 м и диаметром около 1 см), заполненные таблетками
из UO2. Для передачи тепла из активной зоны использова на двухконтурная схема. Циркулирующая в первом контуре вода находится под
большим давлением (12,3 МПа в ВВЭР-440 и 15,7 .МПа в ВВЭР-1000),
препятствующим ее закипанию. С помсщью главного циркуляционного насоса (ГЦН) вода подается в реактор, проходит через активную
зону, нагревается за счет тепловыделения в твэлах и поступает в парогенератор. Проходя через него, она нагревает воду второго контура
до кипения, при этом охлаждается, и затем ГЦН вновь возвращает ее
в реактор. Пар, образовавшийся в парогенераторе, поступает на турбогенератор. Отработанный пар охлаждается и конденсируется в воду,
которую насос второго контура снова подает в парогенератор. Неко* Аналогичный реактор, сконструированный и эксплуатируемый за рубежом, сокращенно обозначается как PWR (Pressurized Water Reactor).
торые другие характеристики реакторов ВВЭР приведены на рис. 2.1 и
в табл. 2.1.
Первый реактор типа ВВЭР мощностью 210 МВт (эл.) был введен
в эксплуатацию на Нововоронежской АЭС в 1964 г., второй мощностью
365 МВт (эл.) — в 3969 г. в качестве II блока этой же АЭС. Опыт проектирования и эксплуатации этих реакторов позволил перейти к разработке первого серийного реактора ВВЭР-440. Начиная с 1971 г. реакторы этого типа успешно эксплуатируются на ряде отечественных и
зарубежных АЭС.
V блок Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР построен на осно- !
ве реактора более высокой мощности — ВВЭР-1000, который является ;
головным новой серии отечественных водо-водяных энергетических :
реакторов [8].
В о до- г р а ф и т о в ы й к а н а л ь н ы й р е а к т о р РБМК
(рис. 2.2) размещен в бетонной шахте (для реактора РБМК-1000 размером 21,6 X 21,6 X 25,5 м) и опирается на бетон с помощью металлоконструкций. Вместе с кожухом они образуют герметическую полость — реакторное пространство. В нем находится графитовая клад-3*
ка (замедлитель нейтронов) с цилиндрическими отверстиями, в которых расположены технологические каналы (ТК) и каналы СУЗ. В каждом ТК установлено по две последовательно расположенные топливные
сборки со стержневыми твэлами. Графитная кладка продувается
азотно-гелиевой смесью.
Для передачи тепла использована одноконтурная схема. Вода,
проходя через ТК, нагревается до кипения. В барабане-сепараторе
пар отделяется от воды и затем подается на турбогенератор. После
охлаждения пар конденсируется в воду, которую питательный насос
возвращает в барабан-сепаратор.
Конструкция РБМК позволяет производить поканальную перегрузку топлива без остановки реактора. Это обеспечивает высокую надеж-
ность и техническую готовность реактора и дает возможность использовать различные топливные и конструкционные материалы и режимы
работы топливной загрузки.
Выбор РБМК в качестве одного из серийных реакторов для развивающейся ядерной энергетики страны обусловлен его особенностями и опытом отечественного реакторостроения. На Первой АЭС был
сооружен реактор канального типа. Опыт, полученный при ее эксплуатации и эксплуатации Сибирской АЭС и двух реакторов Белоярской
АЭС, пущенных в 60-х годах, был использован при проектировании
и строительстве мощного серийного отечественного реактора РБМК1000. Головными этой серии реакторов являются действующие реакторы I и II блоков Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС).
Проектируются, строятся или уже работают другие АЭС или новые
блоки на действующих станциях с реакторами этого типа. Началось
строительство первой очереди Игналинской АЭС с двумя более мощными реакторами — РБМК-1500 электрической мощностью 1500 МВт
каждый. Пуск этих реакторов положит начало новому поколению
канальных реакторов, которые должны прийти на смену реакторам
РБМК-Ю00. Строительство АЭС с реакторами РБМК-1500 сократит
приведенные затраты на производство электроэнергии*.
Некоторые характеристики АЭС с серийным реактором РБМК-1000
и головным новой серии РБМК-1500 приведены в табл. 2.1.
В реакторе ВВЭР или РБМК герметичный металлический кожух
твэлов (из циркониевого сплава) препятствует выходу радиоактивных
продуктов деления из топлива в теплоноситель. Однако в процессе
эксплуатации реактора в отдельных твэлах вследствие коррозии возникают дефекты (как правило, микротрещины), через которые из топлива в воду выходит часть радиоактивных продуктов деления (в основном летучие вещества). Вместе с продуктами коррозии конструкционных материалов, также радиоактивных, они загрязняют воду
первого контура, увеличивая ее радиоактивность. Для удаления накапливающихся в теплоносителе примесей и поддержания химического
качества воды (рН, концентрации борной кислоты и т. д.) в реакторе
действует байпасная система очистки теплоносителя (рис. 2.1 и
2.2).
В одноконтурных реакторах типа РБМК на турбину поступает
пар, образующийся при кипении воды в активной зоне. Он сам радиоактивен из-за нейтронной активации кислорода. Кроме того, в него
переходит часть радиоактивных веществ, попавших в теплоноситель.
По этой причине в турбинном зале АЭС с кипящим реактором прини* В практике зарубежного энергетического реакторостроения нет реакто ра, аналогичного РБМК. По некоторым своим свойствам (одноконтурность,
кипящий теплоноситель и др.) он близок к зарубежным корпусным кипящим
реакторам с водой в качестве теплоносителя и замедлителя, обозначаемым сокращенно BWR (Boiling Water Reactor) и широко используемым наряду с реактором PWR в качестве энергетического реактора.
мают соответствующие меры по обеспечению радиационной безопасности.
В двухконтурной схеме ВВЭР первый и второй контуры изолированы друг от друга, поэтому радиоактивные вещества не переходят
во второй контур и не вызывают его радиоактивного загрязнения.
На практике из-за дефектов коррозионного происхождения в теплообменнике парогенератора могут возникнуть небольшие, допустимые
условиями нормальной эксплуатации течи радиоактивной воды из
первого контура во второй. Для удаления примесей и поддержания
химического качества воды второго контура на АЭС с реакто ром ВВЭР предусмотрена система очистки. Как показывают радиометрические измерения на действующих АЭС, радиоактивность
воды во втором контуре на несколько порядков меньше, чем в первом [12].
Проектируемые и прогнозируемые ядерные реакторы. Необходи-
мость расширения областей применения ядерной энергии и вовлечения новых видов ядерного топлива в энергопроизводство требует
создания реакторов нового типа. Важное значение в СССР и других
странах придается разработке и использованию в ядерной энергетике
реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, имеющих высокий
коэффициент конверсии 238U -> 239 Ри ИЛИ 232Th ->• 233U. Как показывают
теоретические и экспериментальные исследования, в таких реакторах
могут быть созданы условия для расширенного воспроизводства
ядерного топлива (KB > 1)*.
Среди различных вариантов реакторов-размножителей наибольшее
внимание уделяется разработке и совершенствованию реактора на
быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. В СССР он получил
сокращенное название реактор БН**. Использование натрия в качестве
теплоносителя обусловлено такими его свойствами, как высокая темБература кипения (900—1000° С), высокие удельная теплоемкость и
теплопроводность, малое сечение захвата быстрых нейтронов, низкая
стоимость. Эти свойства натрия позволяют осуществлять охлаждение
активной зоны при относительно высокой температуре (500—550° С
на выходе из зоны), очень низком рабочем давлении (0,6—1 МПа),
умеренных скоростях теплоносителя в активной зоне (2—5 м/с) и малой мощности, требуемой на его прокачку по первому контуру
113—15].
Основной недостаток натрия как теплоносителя —• его высокая
химическая активность при взаимодействии с кислородом воздуха и
особенно с водой. Циркулируя через активную зону, натрий становится радиоактивным за счет активации нейтронами. Кроме того, теплоно* В действующих реакторах на тепловых нейтронах KB < 1; например для
ВВЭР-440 KB » 0,41 -f 0,42 [11].
** Быстрый натриевый. Его аналог за рубежом — реактор LMFBR (.Liquid
Metal Fast Breeder Reactor).
ситель загрязняется за счет активированных продуктов коррозии к
протечек продуктов деления из твэлов, потерявших герметичность.
Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой при возможных нарушениях нормального режима работы теплообменника, в реакторах типа БН применяется трехконтурная система теплоотвода
(рис. 2.3). В промежуточном контуре с натриевым теплоносителем
создается более высокое давление, чем в первом, чтобы предотвратить
протечку радиоактивного теплоносителя из первого контура через
возможные дефекты в теплообменнике.
Первая промышленная (демонстрационная) АЭС с реактором
БН-350 была построена в СССР в 1973 г. в г. Шевченко. Она вырабатывает электроэнергию [мощность 125 МВт (эл.)] и пресную воду
(8,5 • 10* тв сутки). В 1979 г. введена в строй АЭС с энергетическим
реактором БН-600 мощностью 600 МВт (эл.). Ожидается, что KB реактора БН-600 будет равен 1,3 [9, 15].
На основании опыта строительства и эксплуатации действующих
реакторов на быстрых нейтронах, а также многочисленных исследовательских и испытательных работ ведутся разработки и проектирование
усовершенствованных реакторов БН-800 и БН-1600 электрической
мощностью соответственно 800 и 1600 МВт. Эти реакторы предназначаются для серийного внедрения [13—15].
Для поиска альтернативных вариантов реакторов-размножителей
исследуются возможности применения газовых теплоносителей, в частности гелия, и создания газовых реакторов на быстрых нейтронах
(БГР). В реакторах этого типа ожидается получить KB больший, чем
в БН, что позволит уменьшить время удвоения топлива [13].