CANDU — тяжеловодный водо-водяной канальный ядерный реактор (производства Канады), двух контурный, с кольцевой системой обеспечивающей теплоизоляцию между нагретым теплоносителем (H2O)и холодным замедлителем (D2O).
По распространенности в мире PHWR занимают третье место после легководных реакторов под давлением типа PWR и BWR. 44 тяжеловодных реактора эксплуатируются в 7 странах: Канада - 18, Аргентина - 2, Китай - 2, Республика Корея - 4, Индия - 15, Румыния - 2, Пакистан - 1.
Из всех тепловых реакторов лучшим нейтронным балансом обладает CANDU. Использование в первом контуре CANDU тяжёлой воды позволяет в качестве топлива использовать природный уран с природным обогащением по изотопу 235U 0,7%. D2O в отличие от H2O не является активным поглотителем нейтронов.
В реакторах «CANDU» топливо находится во множестве напорных труб внутри корпуса реактора, называемого «Каландрия» (или «бак-каландр»). Короткие пучки топливных стрежней расположены в горизонтальных каналах. Тяжелая вода в герметичном контуре под давлением прокачивается через напорные трубы и передает теплоту парогенератору. В реакторе CANDU содержится порядка 450 тонн D2O (стоимость D2O составляет 10% эксплуатационных расходов).
Тяжелая вода низкого давления также заполняет «Каландрию», окружая напорные трубы, и выполняет функции холодного замедлителя. Все процессы происходят внутри большой бетонной или стальной оболочки.
В CANDU используется естественный уран (в виде UO2), содержащий 0.7% изотопа 235U, характерно что реактор CANDU работает с самым высоким коэффициентом нагрузки (84% - 87%) в мире.
Горизонтальные технологические каналы позволяют осуществлять перегрузку топлива непосредственно в процессе работы реактора. Перегрузка ТВС осуществляется проталкиванием пучков во встречных направлениях в соседних каналах. Перегрузка позволяет иметь минимальные потери нейтронов и приемлемое выгорание на природном топливе. Горизонтальность каналов с топливом и бака-каландра с замедлителем играет свою позитивную роль ослабления последствий наиболее тяжелых аварий, при утечке D2O.
Среди сложностей, связанных с эксплуатацией CANDU следует отметить небольшой положительный паровой эффект реактивности, который трудно устранить, при авариях по утечке D2O. Это факт привел к необходимости второй системы быстрого аварийного гашения реактора.
Кроме того, D2O при активации нейтронами образуется тритий, который впоследствии образует в оксид дейтеротрития DTO. Поэтому необходима система контроля эмиссии трития. Эта система дорогостоящая и трудоёмка в обслуживании, и наличие ее на станции вносит весомый вклад в расходы на эксплуатацию реакторов CANDU.
В активной зоне реактора CANDU предусмотрено 1560 соединений с водной и газовой системами. Герметичность каждого из этих соединений требует с особой тщательности в диагносте, во избежании потерь D2O.
Несмотря на все усилия на CANDU регулярно происходят утечки тяжёлой воды. Большую часть D2O удаётся собрать, восстановить и вернуть в систему. Однако значимые объёмы D2O выходят из гермооболочки и попадают в окружающую среду через вентиляционную трубу.
Кольцевая газовая система.
Кольцевая газовая система - система, присущая только реакторам CANDU. Она обеспечивает теплоизоляцию между нагретым теплоносителем и холодным замедлителем. Исходно в кольцевой системе циркулировал азот, однако наличие этого газа приводило к образованию значимых (порядка нескольких кюри) объёмов 14C в газообразной и твёрдой формах. В начале 90-ых годов во всех канадских CANDU стал использоваться CO2 вместо азота, однако в результате в газовой системе стали образовываться радиолитические полимеры, забивавшие линии и расходомеры.
ТВС и ТВЭЛ для реакторов PHWR
В тяжёловодных реакторах CANDU и PHWR активная зона состоит из расположенных горизонтально топливных каналов, в каждый из которых загружается 12 и более ТВС.
Топливные сборки для индийских реакторов PHWR были разработаны на основе канадских технологий для реакторов CANDU. В качестве исходного варианта индийцы использовали конструкцию с 19 ТВЭЛами в сборке, но в дальнейшем самостоятельно модифицировали её на 22 ТВЭЛа. В реакторах PHWR-540 используется 37-ТВЭЛьный вариант.
Конструкционный материал в ТВС PHWR-220 сплав Zircaloy-4 (Циркалой-4), слабо поглощающий нейтроны и имеющий удовлетворительные механические характеристики.
В тяжёловодных реакторах высокие температуры топлива приводят к большим, по сравнению с PWR и BWR, скоростям выхода осколков в пространство между топливом и оболочкой, но негативные последствия этого компенсируются за счёт очень низкого выгорания.
Одно из главных отличий между ТВС для реакторов CANDU и PHWR, связано с использованием графитового подслоя в топливной таблетке.
На внутреннюю поверхность оболочки топливной таблетки наносится слой графита толщиной порядка 5 микрон, служащий барьером между выходящими из топлива осколками деления - в первую очередь, йодом - и оболочкой из Zircaloy-4. Это позволяет свести к минимуму нежелательные химические реакции на оболочке, способствующие развитию коррозии.
Подобная практика получила своё подтверждение после инцидента на первом блоке АЭС "Нарора" с реактором PHWR-220 в 1992 году, когда резкое падение мощности на 25% привело к разгерметизации сразу 28 ТВС. Все они были без графитового подслоя, в то время, как стоявшие в зоне кассеты с подслоем перенесли инцидент без видимых последствий.
MOX и ториевые ТВС
Следующий тип кассет, разработанных для PHWR - сборка MOX-7, позволяющая использовать смешанное уран-плутониевое топливо.
Конструкция MOX-7 скопирована с 19-ТВЭЛьной урановой сборки PHWR-220 за следующим исключением - внутренние 7 ТВЭЛов содержат, помимо диоксида природного урана, добавку в виде 0,4% (по весу) плутония.
Широкое внедрение MOX-7 в индийской атомной отрасли позволило бы существенно сократить расход природного урана на обслуживание парка PHWR. Так, PHWR-220 на природном уране требуется подпитка в объёме 9 кассет на день работы на номинальной мощности. При переходе на MOX-7 это количество снизится до 7 кассет.
Внедрение MOX-топлива на индийских потребует PHWR серьёзной переделки схемы перегрузок.
В Индии опытная партия из 50 MOX-7 кассет прошла испытания на первом блоке АЭС "Какрапар" с реактором PHWR-220.
Кроме того в Индии, в связи с дефицитом урана и наличием богатых месторождений тория осуществляется также программа по переходу на ториевое топливо. В различных блоках с PHWR прошли испытания свыше 200 ториевых кассет. Наибольшие достигнутые при этом показатели таковы:
- максимальная мощность ТВС - 408 кВт;
- максимальная глубина выгорания - 130 МВт сут/кг.
Преимущества:
- работа реактора на природном уране. (42% на топливе)
- замена отработанных ТВС можно осуществлять без остановки реактора. (реактор канальный)
- конструкция ТВС является наиболее простотой.
- использование в замкнутом ЯТЦ. Реактора может работать на ОЯТ реакторов PWR(ВВЭР) содержащим 0.9% 235U и 0.6% плутония.
Недостатки:
- положительный коэффициент реактивности.
- большое количество топливных каналов и труб и соединений.
- стоимость D2O.
- утечки D2O.
- необходимость систем восстановления D2O и контроля за тритием.
- присутствия значительного количества персонала. (0,79 - 1,75 чел. /МВт.)
Примечание: CANDU-6, эксплуатируемые Румынии имеют нулевой коэффициент реактивности.
Magnox и AGR.
Magnox reactor – двух контурный газоохлаждаемый с графитовым замедлителем, в котором теплоносителем является углекислый газ, а в качестве ядерного топлива используется природный уран. Наименование "магноксовый" произошло от названия материала топливной оболочки - сплава магния. Magnox реактор второго поколения британских РУ (пуск первого – 1956).
Активная зона реактора состояла из нескольких графитовых стрежней, внутри каждого из которых имелся канал охлаждения. Название Magnox происходит от ядерного топлива, применявшегося в этих реакторах. В качестве топлива использовался природный металлический уран, который помещался в оболочку из оксида магния.
Газовый теплоноситель движется через активную зону, снизу вверх. Далее нагретый газ через парогенератор производит нагревав воды во вторичном контуре и превращает её в пар, который затем поступает в паровую турбину.
Охлаждении пара и конденсация производится, как и во всех типах водоохлаждаемых реакторах в градирнях. Большинство реакторов типа Magnox для уменьшения давления внутри реактора имели большие круглые реакторные баки. Бак встроен в бетонный кожух для защиты от радиации. Одним из недостатков этих реакторов является то, что они, подобно многим российским, не имеют вторичной внешней оболочки - контэйнмента.
Реакторы Magnox строились в основном для нароботки оружейного плутония.
Мощность АЭС с реактором Magnox - всего 50 МВт(э). Магноксовые реакторы имеют низкую выработку электроэнергии на единицу объема активной зоны и большое число ТВЭЛов. При температуре газа, достигающей 400оС, производится пар с более низкими параметрами, чем на ТЭС на угле. Общий тепловой КПД составляет 30%.