Реакторы, охлаждаемые углекислым газом, страница 3

   Не смотря на определенные положительные результаты достигнутые на первом этапе развития АЭС с газоохлаждаемыми реакторами, их высокая удельная стоимость, ограниченный КПД и, как следствие, высокая стоимость производимой энергии делали их малоэкономичными и не конкурентоспособными по сравнению с легководными.

   Малая активность природного урана, не смотря на простоту получения топлива, оказалась серьезным препятствием, сдерживающий технический прогресс АЭС с газоохлаждающими реакторами. Поэтому вполне естественным  стало использование для газоохлаждаемых реакторов уже известного в реакторостроении  обогащенного двуокисью урана топлива в оболочке из нержавеющей стали. Такое решение привело к созданию так называемых усовершенствованных  газоохлаждаемых реакторов (AGR). Первый усовершенствованный реактор AGRприменен  на АЭС «Уиндскейл» (Англия), введен в действие в 1963г. Топливом для него является двуокись урана с 2.5%-ным обогащением.  Материал защитной оболочки твэлов – нержавеющая сталь, теплоноситель-CO₂. Применение обогащенной двуокиси урана в оболочке из нержавеющей стали в реакторе AGR позволило в несколько раз повысить выгорание топлива (до 20000 МВт*сутки/т) и энергонапряженность АЗ (до 9.8 МВт /м3),  а в итоге существенно снизить стоимость производимой электроэнергии,независимо от удорожания и усложнения топливного цикла. Но, не смотря на внесенные усовершенствования, АЭС с реакторами AGR оказались менее экономичными,чем предполагалось ранее. Сложными для решения оказались вопросы коррозии оборудования в горячей среде двуокиси углерода, герметичности твелов, перегрузки топлива, радиоактивности контура. АЭС с реакторами AGR имеют высокую удельную стоимость,относительно большой расход урана, ограниченную температуру теплоносителя, недостаточно большой КПД  АЭС  (в сравнении с возможностями паротурбинного цикла).

    Для дальнейшего прогресса в развитии АЭС с газоохлаждаемыми реакторами, существенного улучшения нейтронно-физических и энергетических показателей АЭС (глубины выгорания, параметров газа и пара, КПД и удельной стоимости АЭС) необходима была принципиально новая технология и иная концепция в отношении твэлов и теплоносителя. Это получило развитие в высокотемпературных реакторах  HTR. Основные технологические особенности  HTR-применение в АЗ реактора только керамических материалов и инертного газа в качестве теплоносителя. Такое решение позволяет повысить энергонапряженность активной зоны (до 6-10 МВт/м3 ),глубину выгорания (до 100000 МВт*сутки/т), температуру газа на выходе из реактора (1000-1200 К), КПД АЭС (до 42-43 %) и в перспективе получить более низкую топливную составляющую.

   Керамические твэлы реакторов HTR выполняются из микрочастиц карбидов (или окислов) урана (или тория), гиспергируемых в графитовой матрице и покрытых чистым графитом (малопроницаемых для газов). Основным конструкционным материалом является графит, теплоносителем –гелий.

   Первая установка с высокотемпературным реактором HTR «Драгон» построена в Англии и введена в эксплуатацию в 1966г. Из приведенного выше краткого обзора можно видеть, что в развитии АЭС с газоохлаждаемыми реакторами заметно прослеживаются отдельные этапы, характеризуемые применением разных типов газоохлаждаемых реакторов. Первый этап развития данных АЭС характеризуется применением магноксовых реакторов, второй – усовершенствованных реакторов (AGR), третий – высокотемпературных (HTR). На рис.1 наглядно показано изменение по годам показателей АЭС с газоохлаждаемыми реакторами (магноксовыми, AGR и  HTR).

Рисунок 1.2 Изменение  параметров газоохлаждаемых реакторов по годам:

     а – температура газа на выходе из реактора;

     б – КПД АЭС;

     в – энергонапряженность;

     г – давление в первом контуре;

     1 – магноксовые реакторы;

     2 – реакторы типа AGR;

     3 – реакторы HTR;