Article

17.3. АЭС с гелиевым теплоносителем

В сравнении с СO2 гелий имеет существенные преимущества. Гелий инертен и даже при очень высокой температуре не вступает в химические соединения, не агрессивен по отношению к карбидам, в форме которых возможно использование ядерного горючего в реакторах на быстрых нейтронах. В сравнении с жидкометаллическим теплоносителем (см. гл. 16) гелий упрощает эксплуатацию АЭС на быстрых нейтронах, удешевляет оборудование такой АЭС, ускоряет ее строительство. Теплофизические свойства гелия позволяют получать в активной зоне, особенно при давлении 30,0 МПа, существенно большие теплосъемы, чем при углекислоте. Поэтому гелий рассматривается в настоящее время как возможный теплоноситель для реакторов на быстрых нейтронах, хотя в сравнении с жидкометаллическим теплоносителем интенсивность теплосъема в реакторе на гелии относительно невелика. Динамические особенности и меньшая теплоемкость активной зоны на быстрых нейтронах на гелиевом теплоносителе усложняют ее создание. Соответствующие разработки ведутся, но еще не доведены до промышленной реализации.

Более проработано применение гелия для АЭС с реактором на тепловых нейтронах. Как указывалось в 17.1, при этом возможны как двухконтурная, так и одноконтурная схемы АЭС. Для одноконтурной схемы рекомендуется давление гелия, равное 9,0 МПа, но при этом усложняется забота по снижению утечки теплоносителя (повышенная текучесть — один из недостатков гелия наряду с его дороговизной), поэтому гелий является пока теплоносителем только для двух-контурной АЭС. В сравнении с водным теплоносителем преимущества гелия заключаются в возможности достижения очень высокой температуры газа (см. 17.1). На рис. 17.5 представлены основные варианты использования высокотемпературного газового реактора (ВТГР) с гелиевым охлаждением.

Как видно из рисунка, ВТГР рассматриваются в качестве источника комплексного производства различных видов энергии. Особое значение они приобретают для вытеснения органического топлива из энергоемких технологических процессов, причем требующих часто высокопотенциальной теплоты (ВПТ). Некоторые технологические процессы используют высокую температуру, равную 950 — 1050 ℃. Получить соответствующие температуры гелия на выходе из реактора пока невозможно. В настоящее время двухконтурная схема позволяет получать после реактора температуру гелия до 750 ℃. При этом можно рассматривать подогрев теплоносителя до более высокой температуры за пределами АЭС, например, в электродуговых установках. В этом случае органическое топливо окажется вытесненным не полностью, но в очень большой мере.

Рис. 17.5. Варианты использования ВТГР в составе АЭС:
Рис. 17.5. Варианты использования ВТГР в составе АЭС:

а, б — выработка только электроэнергии турбинами на СКП (а) и ДКП (б); в — выработка электроэнергии и отпуск низкопотенциальной теплоты; г — выработка электроэнергии и отпуск высокопотенциальной теплоты; д — выработка электроэнергии и отпуск низкопотенциальной и высокопотснциальной теплоты; е — отпуск низкопотенциальной и высокопотенциальной теплоты без выработки электроэнергии;
1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — газодувка; 4 — паровая турбина; 5 — конденсатор; 6 — питательный насос; 7 — низкопотснциальный теплообменник; 8 — высокопотенциальный теплообменник

Вытеснение органического топлива за счет АЭС с ВТГР улучшает чистоту воздушного бассейна. Выбор места расположения АЭС с ВТГР зависит от их назначения. При выработке ими ВПТ и низкопотенциальной теплоты (НПТ) следует

располагать ВТГР по возможности ближе к потребителям теплоты. Высокий КПД АЭС с ВТГР способствует уменьшению расхода пара на турбину и в конденсатор, то есть уменьшает потребные расходы циркуляционной охлаждающей воды конденсаторов. Соответственно, с одной стороны, уменьшается тепловое "загрязнение" водоемов и, с другой стороны, облегчается выбор участка для размещения АЭС. Большое преимущество ВТГР — практическое отсутствие активации теплоносителя при поддержании его высокой чистоты в норма ной эксплуатации, что облегчает проведение ремонтных работ и не требует систематической сложной дезактивации элементов контура.

Отличительная особенность ВТГР — относительно низкая энергонапряженность активной зоны реактора, составляющая около 5 — 8 МВт/м3. Реактор тепловой мощностью 3000 МВт имеет объем активной зоны 400 — 500 м3. В связи с этим мощные реакторы такого типа можно размещать только в корпусах из предварительно-напряженного железобетона. В монолитном железобетонном цилиндре, предварительное напряжение которого достигается с помощью натянутых домкратами тросов, предусмотрено несколько полостей, в которых располагают основное оборудование первого контура: активную зону, стержни СУЗ, отражатель, парогенераторы, теплообменники, газодувки — интегральная компоновка. С точки зрения возможного растрескивания корпус из предварительно напряженного железобетона предпочтительнее стального. В стальном корпусе возможен внезапный (типа взрывного) разрыв, в бетонном корпусе такой разрыв исключается. К другим преимуществам такого корпуса можно отнести повышенную сейсмическую стойкость, а также возможность использования его в качестве биологической защиты и склонность к "самозалечиванию" трещин, возникающих в процессе работы.

К настоящему времени в мире построено и испытано три опытных реактора на тепловых нейтронах электрической мощностью до 40 МВт. Кроме того, в США действует прототипная АЭС "Форт-Сент-Врейн" на 330 МВт и проектируется аналогичный реактор большей мощности. В ФРГ действует прототипная АЭС THTR на 300 МВт на ториевом топливе. Два реактора запроектированы в СССР. Один из них только энергетического назначения, другой — комбинированный — с отпуском теплоты для технологических целей и выработкой электроэнергии. Для всех этих реакторов давление гелия не превышает 5,0 МПа. Более высокое давление, учитывая текучесть гелия, не применяется, а для интенсификации теплоотдачи предлагается вводить в гелий графитовые частицы различной степени дисперсности.

Гелий во всех создаваемых и проектируемых реакторах циркулирует через активную зону сверху вниз. Пройдя через

щели в нижнем отражателе и опорной графитовой конструкции, гелий через отверстия (газоходы в железобетонном корпусе) попадает в полости, где размещены парогенераторы. После парогенераторов гелий возвращается в активную зону реактора. Потоки гелия организованы таким образом, что все поверхности железобетонного корпуса омываются гелием с наименьшей температурой — температурой входа в активную зону, 250 — 350 ℃.

Для обеспечения циркуляции гелия установлены одноступенчатые газодувки со степенью сжатия около 1,03, то есть давление в контуре 5,0 МПа, создаваемый ими напор равен 0,15 МПа, около 0,05 МПа теряется в активной зоне, а остальное — в теплообменниках и газоходах реактора. В качестве привода газодувок используют паровую турбину (США) или электродвигатель (ФРГ).

Активная зона реактора располагается в центральной полости корпуса с примерно равными диаметром и высотой, составляющими 8-12 м в зависимости от мощности реактора. Создаются и разрабатываются реакторы с активными зонами двух типов: с призматическими (США) и шаровыми (ФРГ) тепловыделяющими элементами.

Основой обоих типов тепловыделяющих элементов является микротвэл: шарик из UO2 (ThO в случае ториевого цикла) диаметром от 200 до 600 мкм, покрытый несколькими слоями пиролитического углерода и карбида кремния общей толщиной 150-200 мкм (для обычных реакторов микротвэлы имеют только одно металлическое покрытие), такое покрытие обеспечивает существенное снижение выхода продуктов деления из керна микротоплива.

Возможно загрязнение гелиевого теплоносителя за счет продуктов деления ядерного топлива, примесей в исходном гелии, протечки в контур теплоносителя из пароводяного контура, продуктов эрозионного износа конструкционных материалов и в основном графита, коррозии графита и конструкционных материалов (при наличии примесей в гелии и в меру протечек из пароводяного контура). Система очистки включает установку химической очистки (окислительный блок, влагоотделитель, адсорбер выдержки, адсорбер цеолитовый, теплообменники, механические фильтры), криогенную установку, дожимающий компрессор, регулятор расхода гелия на очистку, контроль чистоты гелия.

Для расхолаживания ВТГР используется основная система отвода теплоты, которая обычно представляет собой модульную систему с возможностью работы лишь ее части. Кроме того, предусматривают и отдельную, специальную автономную систему расхолаживания (АСР), которая состоит из петель с идентичным оборудованием (теплообменником, газодувкой). Аварийное охлаждение зоны обеспечивается

аналогичными установками, но с приводом газодувки от дизель-генератора.

Создание АЭС с ВТГР имеет и ряд недостатков и проблем: необходимость дорогостоящих сталей, высоколегированных никелем, хромом и молибденом; дороговизна теплоносителя (гелия); производство новых видов оборудования — газодувок, высокотемпературных теплообменников, специальной гелиевой арматуры и др. Тем не менее сооружение АЭС с ВТГР безусловно перспективно, кроме указанных в начале § 17.3 их преимуществ следует иметь в виду, что комбинация гелия в качестве газообразного теплоносителя и графита как конструкционного материала активной зоны обеспечивает исключительно благоприятные условия с точки зрения достижения высокой температуры и ядерной безопасности. Это связано со стойкостью топлива при повышенной температуре; нерасплавляемостью активной зоны даже в случае полной утечки гелия; отсутствием коррозии в первом контуре; постоянством фазового состояния теплоносителя во всем используемом диапазоне температуры; постоянством фазового состояния замедлителя и, следовательно, отсутствием влияния фазовых переходов на размножающие свойства реактора; большой теплоемкостью активной зоны, обусловливающей незначительные отклонения температуры в случае нарушения режима работы, саморегулированием системы вследствие отрицательного температурного коэффициента реактивности.