CANDU Канада деутериев уран (тип реактор PHWR).

CANDU - ядрен реактор с водно охлаждане с тежка вода (произведен в Канада), двуконтурен, с пръстеновидна система, осигуряваща топлоизолация между нагрятата охлаждаща течност (H2O) и студения модератор (D2O).

По отношение на разпространението в света PHWR се нареждат на трето място след реактори с леко водно налягане като PWR и BWR. 44 реактора с тежка вода работят в 7 държави: Канада - 18, Аржентина - 2, Китай - 2, Република Корея - 4, Индия - 15, Румъния - 2, Пакистан - 1.

От всички термични реактори CANDU има най-добрия баланс на неутроните. Използването на тежка вода в първичния кръг на CANDU дава възможност да се използва като гориво естествен уран с естествено обогатяване от 0,7% в изотопа 235 U. D2O, за разлика от H2O, не е активен абсорбатор на неутрони.

В реакторите CANDU горивото се съхранява в множество тръби под налягане в реакторния съд, наречен Calandria (или „резервоар за каландър“). Къси снопове горивни пръти са разположени в хоризонтални канали. Тежката вода в запечатан кръг под налягане се изпомпва през напорни тръби и предава топлина към парогенератора. Реакторът CANDU съдържа около 450 тона D2O (цената на D2O е 10% от оперативните разходи).

Тежката вода с ниско налягане също така изпълва Calandria, заобикаляйки напорните тръби и действа като модератор на студа. Всички процеси се извършват в голяма бетонна или стоманена обвивка.

CANDU използва естествен уран (под формата на UO2), съдържащ 0,7% от 235 U изотопа и е характерно, че реакторът CANDU работи с най-високия коефициент на натоварване (84% - 87%) в света.

Хоризонталните технологични канали позволяват презареждане директно по време на работа на реактора. Претоварването на горивните възли се извършва чрез избутване на гредите в противоположни посоки в съседните канали. Претоварването позволява минимални загуби на неутрони и приемливо изгаряне на естествено гориво. Хоризонталното положение на каналите с гориво и резервоарът за каландър с модератор играе положителна роля за смекчаване на последиците от най-тежките аварии в случай на изтичане на D2O.

Сред трудностите, свързани с работата на CANDU, трябва да се отбележи малък положителен ефект на реактивност на парите, който е трудно да се елиминира в случай на изтичане на D2O. Този факт доведе до необходимостта от втора система за бързо аварийно гасене на реактора.

В допълнение, когато D2O се активира от неутрони, се образува тритий, който впоследствие образува DTO в деутетротриев оксид. Следователно е необходима система за контрол на емисиите на тритий. Тази система е скъпа и отнема много време за поддръжка, а разполагането й в централата допринася значително за експлоатационните разходи на реакторите CANDU.

В сърцевината на реактора CANDU има 1560 връзки към водната и газовата системи. Херметичността на всяка от тези връзки изисква специални грижи от диагностика, за да се избегнат загубите на D2O.

Въпреки най-добрите си усилия, CANDU редовно изпитва големи течове на вода. Повечето от D2O могат да бъдат събрани, възстановени и върнати в системата. Значителни количества D2O обаче напускат контейнера и навлизат в околната среда през вентилационната тръба.

Пръстенна газова уредба.

Пръстеновидната газова система е система, уникална за реакторите CANDU. Той осигурява топлоизолация между нагрятата охлаждаща течност и забавителя на студа. Първоначално азотът циркулира в пръстеновидната система, но присъствието на този газ води до образуването на значителни (от порядъка на няколко кюри) обеми от 14 С в газообразни и твърди форми. В началото на 90-те години всички канадски CANDU започват да използват CO2 вместо азот, но в резултат на това в газовата система започват да се образуват радиолитични полимери, запушващи линии и разходомери.

Горивни възли и TVEL за реактори PHWR

В реакторите за тежка вода CANDU и PHWR сърцевината се състои от хоризонтално разположени горивни канали, всеки от които е натоварен с 12 или повече горивни възли.

Горивните възли за индийски PHWR са разработени въз основа на канадска технология за реактори CANDU. Като първоначална версия индийците са използвали дизайн с 19 горивни пръти в сглобката, но по-късно са го модифицирали независимо за 22 горивни пръти. Версията с 37 горива се използва в реакторите PHWR-540.

Структурен материал в горивни възли PHWR-220 Сплав Циркалой-4 (Циркалой-4), слабо абсорбиращ неутрони и имащ задоволителни механични характеристики.

В реакторите с тежка вода високите температури на горивото водят до по-високи нива на изтичане на отпадъци в пространството между горивото и облицовката, в сравнение с PWR и BWR, но отрицателните последици от това се компенсират от много ниското изгаряне.

Една от основните разлики между горивните възли за реактори CANDU и PHWR е свързана с използването на графитен подслой в горивна пелета.

Слой графит с дебелина около 5 микрона се нанася върху вътрешната повърхност на облицовката на горивните пелети, която служи като бариера между фрагментите на делене, излизащи от горивото - предимно йод - и облицовката Zircaloy-4. Това минимизира нежеланите химически реакции върху черупката, които допринасят за корозията.

Тази практика беше потвърдена след инцидента в първия блок на АЕЦ "Нарора" с реактора PHWR-220 през 1992 г., когато рязък спад на мощността с 25% доведе до разхерметизиране на 28 горивни блока наведнъж. Всички те бяха без графитен подслой, докато касетите с подслой, стоящи в зоната, претърпяха инцидента без видими последици.

MOX и ториеви горивни възли

Следващият тип касети, разработени за PHWR, е сглобката MOX-7, която позволява използването на смесено уран-плутониево гориво.

Дизайнът MOX-7 се копира от 19-горивния уран PHWR-220 със следното изключение - вътрешните 7 горивни пръти съдържат, освен естествен уран диоксид, добавка под формата на 0,4% (тегловни) плутоний.

Широкото въвеждане на MOX-7 в индийската ядрена индустрия би намалило значително потреблението на естествен уран за обслужване на флота PHWR. Така че, PHWR-220 за естествен уран изисква грим в размер на 9 касети на ден работа при номинална мощност. При преминаване към MOX-7 този брой ще бъде намален до 7 касети.

Въвеждането на MOX-гориво на индийски език ще изисква PHWR да преработи сериозно схемата за претоварване.

В Индия беше тествана пилотна партида от 50 касети MOX-7 в първия блок на АЕЦ „Какрапар“ с реактор PHWR-220.

Освен това в Индия, поради недостига на уран и наличието на богати на торий залежи, също се провежда програма за преминаване към ториево гориво. Над 200 ториеви касети са тествани в различни устройства с PHWR. Най-високите постигнати показатели са както следва:

максимална мощност на горивните възли - 408 kW;
максимална дълбочина на изгаряне - 130 MW ден/кг.

Ползи:

експлоатация на реактор с естествен уран. (42% за гориво)
Подмяната на отработени горивни възли може да се извърши без изключване на реактора. (канален реактор)
дизайнът на горивния монтаж е най-прост.
използване в затворен ядрен горивен цикъл. Реакторът може да работи на ОЯГ от PWR реактори (VVER), съдържащи 0,9% 235 U и 0,6% плутоний.

Недостатъци:

положителен коефициент на реактивност.
голям брой горивопроводи и тръби и връзки.
D2O цена.
D2O изтича.
необходимостта от системи за възстановяване на D2O и контрол на тритий.
наличие на значителен брой персонал. (0,79 - 1,75 души/MW.)

Забележка: CANDU-6, експлоатиран от Румъния, има нулев коефициент на реактивност.

Magnox и AGR.

Реакторът Magnox е двуконтурен газово охлаждаем реактор с графитен модератор, в който въглеродният диоксид е охлаждащата течност, а естественият уран се използва като ядрено гориво. Името "magnox" идва от името на материала за облицовка на гориво - магнезиева сплав. Реактор Magnox от второ поколение британски RP (първи пуснат в експлоатация - 1956 г.).

Ядрото на реактора се състои от няколко графитни пръчки, всяка от които има охлаждащ канал вътре. Името Magnox идва от ядреното гориво, използвано в тези реактори. Като гориво се използва естествен уран метал, който се поставя в обвивка от магнезиев оксид.

Газовата охлаждаща течност се движи през сърцевината, отдолу нагоре. След това нагретият газ през парогенератора произвежда нагревателна вода във вторичния кръг и я превръща в пара, която след това влиза в парната турбина.

Парно охлаждане и кондензация се извършва както при всички видове реактори с водно охлаждане в охладителните кули. Повечето реактори от типа Magnox имаха големи кръгли реакторни съдове за намаляване на налягането вътре в реактора. Резервоарът е вграден в бетонен корпус за радиационна защита. Един от недостатъците на тези реактори е, че те, както много руски, нямат вторична външна обвивка - задържане.

Реакторите Magnox са построени главно за производството на оръжеен плутоний.

Мощността на АЕЦ с реактора Magnox е само 50 MW (e). Реакторите Magnox имат ниско производство на енергия за единица обем на активната зона и голям брой горивни пръти. При температура на газа, достигаща 400 ° C, се получава пара с по-ниски параметри, отколкото в ТЕЦ на въглища. Общата топлинна ефективност е 30%.