Я решил немного расширить тему интересного в атомной энергетике и рассказать «на пальцах» то, о чем вы, возможно, не знали. Речь пойдет о тяжёловодном реакторе CANDU, который монополизировал рынок атомной энергетики Канады.
Краткая расшифровка терминов
CANDU – Canada Deuterium Uranium (reactor) — канадский дейтериевый реактор
PWR – Pressurized Water Reactor -реактор с водой под давлением. Зарубежный аналог ВВЭР
Обогащение – доля определенного изотопа в составе топлива, большая в сравнении с природным составом.
Тяжёлая вода (D₂O) – вода, в которой атомы водорода представлены тяжёлым нерадиоактивным изотопом — дейтерием.
Дейтерий – тяжёлый изотоп водорода. Содержит в ядре один протон и один нейтрон
Автор статьи: Николай Вододохов, магистр в области атомной энергетики и теплофизики НИУ «МЭИ», McMaster University PhD student в области надежности реакторов малой мощности четвертого поколения.
Реактор CANDU — сердце атомной энергетики Канады
Канада имеет свою уникальную конструкцию реактора — CANDU. Более того, для генерации энергии Канада использует только этот тип реакторов и никакой другой. Он, на первый взгляд, даже кажется чем-то абсурдным, если сравнить его с российским ВВЭР. Реактор горизонтальный, парогенератор вертикальный, дополнительного обогащения топлива нет, и каналы почти как у РБМК. Всё «с ног на голову», «наоборот» и «противоестественно», но это работает, и конкретно в момент написания статьи 57,13% электроэнергии в провинции Онтарио генерируется на АЭС с реакторами CANDU (9,55 ГВт из 13 ГВт доступных). Как же так вышло?
Атомная энергетика Канады построена вокруг тяжёловодного реактора. Выбору данной технологии в качестве флагманской способствовали большие природные запасы урана и огромные ресурсы ГЭС. Последние можно использовать для добычи тяжёлой воды. Основой экономической составляющей концепции CANDU является использование природного урана. Это называется открытым ядерным циклом. При данной концепции ядерное топливо попадает в реактор лишь один раз, после чего захоранивается. Открытый топливный цикл выгодно отличается тем, что в нем отстутствуют обогащение и переработка отработавшего топлива. Это позволяет снизить экономические затраты. При этом в расчётах не учитывается стоимость плутония в отработавшем топливе. Однако, в случае переработки, он будет довольно ценным ресурсом.
CANDU отличается большой долей капитальных затрат. Это связано с тем, что используемый в качестве замедлителя дейтерий заметно бьет по карману, а топливо само по себе дешево. Система CANDU на тяжёлой воде достаточно дорога. Однако, потребность в природном уране для этого реактора примерно вдвое меньше, нежели для водных реакторов аналогичной мощности типов PWR и BWR. При росте потребности в уране за счет низкой топливной составляющей CANDU может получить серьезное преимущество.
Рождение канадского тяжёловодного реактора
Началось всё в 1949 году, когда канадцы решили использовать энергию деления ядра для производства электричества. Разработка проекта и постройка первой АЭС заняла 13 лет, как итог в 1962 году первый реактор типа CANDU увидел свет. Это был NPD (Nuclear Power Demonstration), установка, которая выдавала в сеть 20 МВт электроэнергии. Отличительными особенностями этого реактора были расположение топлива в горизонтальных каналах и тяжёлая вода в качестве замедлителя и теплоносителя. У них есть вполне естественные причины:
1) Горизонтальные каналы можно перегружать с двух сторон, в отличии от реакторов других типов, которые перегружать можно только сверху из-за вертикального расположения
2) Тяжёлая вода является наилучшим замедлителем и позволяет использовать природный уран без обогащения, с исходным содержанием изотопа U-235 0,71% (для сравнения, ВВЭР использует уран с обогащением около 4%)
В 1967 году свет увидел энергоблок мощностью 200 МВт, а в 1971-1973 годах на станции Пикеринг заработали 4 энергоблока по 500 МВт каждый. Канада вступила в эпоху реакторов большой мощности весьма успешно и с тех пор построила свои реакторы в Аргентине, Китае, Румынии и Южной Корее. Дальше Канада продвинуться не смогла из-за того, что не смогла провести грамотную маркетинговую кампанию на международной арене.
Особенности использования тяжёлой воды в качестве замедлителя
В современных реакторах в качестве основного ядерного топлива применяется U-235, который делится преимущественно медленными нейтронами, то есть такими, которые замедлены до тепловых энергий (тепловые нейтроны двигаются со скоростями, сопоставимыми со скоростями движения молекул газов). В мире используются только 3 относительно доступных вещества в качестве замедлителя – графит (примеры: реакторы РБМК и газоохлаждаемые в Великобритании), легкая вода (очищенная обычная вода, используется в реакторах PWR, ВВЭР, BWR) и тяжёлая вода (в CANDU). Легкая вода является самой доступной из этой троицы, но и замедляет она хуже всех. Следовательно, для того, чтобы нейтроны чаще попадали в атомы, способные к делению, требуется относительно высокое обогащение топлива, 3-4%. Графит на втором месте – хотя стоит он дороже, зато замедляет лучше, поэтому топливо для графитовых реакторов имеет более низкое обогащение, 2-3%. D₂O – самый эффективный замедлитель, он позволяет использовать естественный уран содержанием U-235 0,7 %.
Простым языком можно сказать так: молекулы тяжёлой воды почти не поглощают нейтроны из-за того, что атомы водорода в них уже «нагружены» лишними нейтронами, поэтому тяжёлая вода только замедляет нейтроны и не препятствует цепной реакции. Доля замедленных нейтронов, достигших топлива, получается намного выше по сравнению с ВВЭР и РБМК, поэтому ему достаточно естественного обогащения топлива, но цена замедлителя очень высока. Эта особенность канадских реакторов позволяет использовать отработавшее топливо PWR реакторов, где доля урана-235 существенно снижена по сравнению со свежим топливом и составляет около 1%. К тому же, в составе такого отработанного топлива находится около 1,2% плутония-239, тоже пригодного для «сжигания» в CANDU. Благодаря низкому проценту поглощенных нейтронов в тяжёлой воде эффективность использования урана-235 возрастает: из одного и того же количества урана-235 в CANDU получается вдвое больше энергии, нежели в водяном реакторе. Помимо прочего, 50% энерговыделения происходит при делении плутония-239, образующегося в реакторе из урана-238. В отработавшем ядерном топливе тяжёловодных реакторов содержится вдвое больше плутония-239, чем в топливе с реакторов с обычной водой в виде замедлителя. Также, за счет эффективного баланса нейтронов CANDU можно рассматривать как кандидата для конверсии тория-232 в уран-233 в ториевом топливном цикле.
Технические особенности реактора CANDU
Канальная структура реактора позволяет ему не иметь корпуса, но работать при высоком давлении. Давление воды в канале 11 МПа, или примерно 110 атмосфер, что помогает создать оптимальные условия для теплообмена при относительно низкой энергонапряжённости. Каналы находятся в «баке», который называется каландрия. Она заполнена тяжёлой водой и удерживает каналы. Если очень грубо проводить аналогию с РБМК, то это аналог его кожуха. Давление тяжёлой воды в объёме каландрии ниже, чем в каналах, вода в каландрии непрерывно циркулирует, но в производстве электроэнергии не участвует.
При этом необходимо обеспечить соотношение объема топлива к объёму замедлителя примерно 1/20, это делает реактор огромным по сравнению с водо-водяными реакторами.
Регулирующие и защитные стержни расположены вертикально, в случае возникновения аварийной ситуации работают независимо и могут быть сброшены под действием гравитационных сил.
Преимущество горизонтальной конструкции реактора ещё и в том, что перегрузку можно осуществлять с двух концов активной зоны, и ТВС (тепловыделяющие сборки, упаковки герметичных трубочек, содержащих ядерное топливо) представляют из себя не длинные стержни, как у вертикальных реакторов, а короткие пакеты, загружаемые друг за другом паровозиком.
В целях безопасности реакторы CANDU являются двухконтурными, как ВВЭР или PWR, поскольку тяжёловодный пар может оказаться значительно более радиоактивным, чем пар на легкой воде, в которой содержание радиоактивного трития значительно ниже после пребывания в реакторе.
Конструкционные особенности реактора позволяют канадцам не строить новые атомные станции, поскольку основные элементы атомного реактора можно заменить по цене примерно в половину себестоимости нового реактора (по словам инженеров, занимающихся CANDU), поэтому Канаде не потребуется закрывать атомные станции после окончания срока эксплуатации. В то же время, реакторы других типов после окончания срока службы требуют закрытия и постепенного демонтажа оборудования.
Особенностью реактора является положительный температурный паровой коэффициент реактивности, то есть чем больше пара появляется в каналах – тем сильнее разгоняется реактор. Это контролируется автоматикой, CANDU изначально задумывался как реактор с системой автоматизированного управления. (В McMaster даже есть курс на тему автоматизации реактора.)
Итог
Канада построила собственный тип реакторов, используя максимально рационально географическое положение, доступность ресурсов, техническую базу и нейтралитет. Уникальное сочетание этих факторов в своё время позволило этой стране разработать свой уникальный тип энергетических реакторов и активно их применять. Ключевыми особенностями являются дешёвизна топлива для АЭС, отсутствие необходимости в закрытии атомных станций по окончании срока эксплуатации и уникальный технологический путь. Слабый маркетинг и политическая обстановка в мире в XX веке не позволили CANDU получить широкое распространение, но у него ещё есть шанс стать главной печкой для дожигания отработавшего топлива с PWR.
Читайте также статью о развитии альтернативной энергетики в Советском союзе:
Другие мои статьи и заметки вы можете читать:
В группе нашего коллектива ВКонтакте, под хэштегом #Вододохов@century_arch
Также, чтобы не пропускать новые статьи, советую подписаться на нашу рассылку в Телеграм:
Пишем для вас
Источники:
http://energetika.in.ua/ru/books/book-4/part-1/section-2/2-4/2-4-1
https://unene.ca/essentialcandu/
https://canteach.candu.org/
Изображения взяты из открытых источников и использованы в образовательных целях.