10.3. Нейтронно-физические особенности тяжеловодных реакторов

Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR)) — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D₂O — тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, 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.

Особенности тяжеловодных реакторов.

1. Высокая стоимость тяжелой вода увеличивает капитальные затраты при сооружении АЭС.

2. Однако, большой запас реактивности тяжеловодного реактора позволяет достигать глубокого выгорания самого дешевого природного урана, что снижает топливную составляющую стоимости электроэнергии.

3. В тяжеловодных реакторах можно использовать диоксид урана вместо металла, кластер вместо одного твэла в канале и при этом получать глубину выгорания 7500-8000 МВт сут/кг, что соответствует сжиганию в тонне топлива до 8 кг тяжелых атомов при исходном coдержании урана-235 только 7 кг. Следовательно, сжигается почти весь урана-235 и еще некоторое количество урана-238 после обращения в плутоний-239.

Правда, достигла достаточной конкурентоспособности в производстве электроэнергии и получила распространение только одна тяжеловодная система CANDU, разработанная в Канаде - стране, имеющей большой опыт строительства тяжеловодных реакторов. АЭС с реакторами CANDU дают около 4 % мирового производства электроэнергии. Объем тяжелой воды, необходимый для замедления нейтронов, много больше объема, требуемого для отвода тепла. И если тепло отводится также тяжелой водой, нецелесообразно замедлитель де­лать и теплоносителем, так как из-за высокого давления насыщенного пара пришлось бы помещать активную зону в толстостенный корпус. Поэтому тяжеловодный реактор обычно канальный. А тепло, выделяющееся в тяжелой воде-замедлителе и поступающее в нее из технологических каналов, сбрасывается при низкой температуре через специальный теплообменник и для энергетических целей не используется. В реакторах CANDU тепло отводится тяжелой водой, схема отвода - двухконтурная, параметры пара на турбине 2500С, 4 МПа, электрическая мощность - от 200 до 730 МВт, КIД АЭС 29-30 %. При использовании в первом контуре тяжелой воды требуется особенно большое ее количество (в реакторе на 200 МВт - 144 т). Есть реакторы и с отводом тепла обыкновенной кипящей водой, но в этом случае запас реактивности существенно ниже из-за поглощения нейтронов водой. Активная зона размещается в тонкостенном стальном цилиндре (D = 5 - 7 м, Н = 5 - 6 м в зависимости от мощности реактора) с закрытыми днищами и горизонтальной осью - каландре, являющемся емкостью тяжелой воды, температура которой поддерживается на уровне 450С. Несущие давление 9-9,4 МПа трубы для пропуска теплоносителя (на входе 250°С, на выходе 300ОС) изготовлены из сплава циркония, циркалоя, и отделены от холодного замедлителя прослойкой газа во второй трубе. В каналах разных реакторов размещается от 19 до 37 полутора сантиметровых в диаметре твэлов из диоксида урана в циркалоевых оболочках. Полная загрузка урана в300-500 каналах составляет 50-120 т. Теплоноситель через половину каналов про пускается в одном направлении, а через другую – в противоположном, отдавая тепло воде второго контура в одном из двух теплообменников. Непрерывную перегрузку топлива выполняют две перегрузочные машины, расположенные по обоим торцам каландра. Каждый канал заменяется раз в год.