Реактор AHWR - первый шаг Индии на пути к ториевой энергетике

Для Индии вовлечение тория в ЯТЦ - жизненно важная задача. Эта страна практически не имеет собственных запасов, но при этом входит в число мировых лидеров по запасам тория. Сделать первый шаг на пути к ториевой энергетике индийские атомщики намерены с помощью реактора AHWR, строительство которого может начаться в ближайшие месяцы.

AHWR (Advanced Heavy Water Reactor) предназначен для использования тория в качестве ядерного топлива в промышленных масштабах. Реактор обладает высоким КВ, что позволит ему нарабатывать необходимые для его эксплуатации количества ²³³U без внешней подпитки делящимися материалами.

Реактор AHWR - это вертикальный реактор с трубами под давлением (pressure tubes). Его мощность составляет 300 МВт(эл.). Теплоносителем является кипящая лёгкая вода, замедлителем - тяжёлая вода. В проекте реактора имеется ряд пассивных защитных систем, а его топливо оказывает меньшее влияние на окружающую среду, чем уран или уран-плутоний.

Основные принципиальные свойства безопасности AHWR таковы:

слегка отрицательные коэффициенты реактивности;
пассивные системы безопасности, работающие под действием природных сил;
водный бассейн объёмом 6000 м³ над активной зоной, предназначенный для аварийного охлаждения реактора;
теплосъём с активной зоны естественной циркуляцией;
САОЗ, соединённая напрямую с топливными элементами;
две независимых системы аварийной защиты;
пассивная система ввода поглотителя в замедлитель на случай отказа обеих систем АЗ при аварии или вследствие саботажа.

Принципиальная схема основных систем AHWR
щёлкните левой клавишей мыши для просмотра фотографии

Теплосъём в AHWR производится за счёт естественной циркуляции как в нормальных режимах эксплуатации, так и при останове реактора. Это позволяет исключить из рассмотрения все возможные аварии, начальным условием которых является отказ ГЦН.

Первый контур - Main Heat Transport (MHT) System - обеспечивает перенос тепла от твэлов до паровых коллекторов (steam drums), причём рабочим телом выступает кипящая лёгкая вода. В состав MHT входит общий входной раздаточный коллектор, от которого теплоноситель отводится по топливным каналам. На выходе нагретая пароводяная смесь собирается в четыре паровых коллектора. Здесь производится сепарация пара для его отвода на турбину, а конденсат после нагрева в теплообменниках контура замедлителя вновь возвращается в первый контур.

Система САОЗ в реакторе AHWR спроектирована следующим образом. При возникновении аварий типа LOCA в активную зону впрыскивается большой объём воды с борной кислотой из специальных аккумуляторов. На следующем этапе, охлаждение зоны производится за счёт слива воды под действием силы тяжести из бассейна САОЗ, расположенного над реактором. Следует добавить, что, в соответствии с требованиями к стандартизованным индийским реакторам PHWR, в реакторе AHWR предусмотрен двойной контейнмент.

В AHWR имеется дополнительная пассивная система снижения реактивности - PPIS (Passive Poison Injection System) - на случай выхода из строя обеих систем АЗ. Рост давления пара в таком сценарии приведёт к открытию пассивных клапанов, и в замедлитель начнёт поступать поглотитель.

Поведение максимальной температуры оболочек твэлов при аварии с полной потерей электроснабжения и отказе обеих систем АЗ
щёлкните левой клавишей мыши для просмотра фотографии

Реактор AHWR
щёлкните левой клавишей мыши для просмотра фотографии

Топливный элемент AHWR состоит из 54 твэлов, расположенных по трём окружностям. В центре элемента установлен стержень-вытеснитель (displacer rod). В твэлах на двух внутренних окружностях используется топливо (Th-²³³U)O₂. На внешней окружности стоят твэлы с (Th-Pu)O₂. В элементе предусмотрена водная трубка (water tube) для непосредственного залива водой из системы САОЗ в случае аварий с потерей теплоносителя.

Средняя проектная глубина выгорания топлива в AHWR составляет 38 ГВт×сут/т. Как уже говорилось, реактор самодостаточен по ²³³U при условии работы в замкнутом ЯТЦ. Конструкция топливного элемента AHWR достаточно гибка для подбора различных вариантов загрузки.

Топливный элемент реактора AHWR
щёлкните левой клавишей мыши для просмотра фотографии

Некоторые принципиальные отличия AHWR от стандартных индийских тяжёловодных реакторов PHWR приводятся ниже:

удаление из проекта тяжёловодного теплоносителя, находящегося в PHWR под высоким давлением, обеспечит снижение потерь D₂O и позволит убрать систему восстановления качества тяжёлой воды;
теплосъём с замедлителя с помощью конденсата из системы MHT;
удаление из проекта ряда оборудования - ГЦН, их моторов, систем управления и т.п., что, в свою очередь, позволит снизить расходы блока на собственные нужды;
более удобная для перегрузок конструкция топливных элементов;
замена парогенераторов на более простые в исполнении паровые коллекторы;
более высокое давление пара по сравнению с PHWR;
возможность производить в день до 500 м³ деминерализованной воды на опреснительной станции, используя пар с турбины низкого давления;
срок службы реактора - 100 лет;
для блоков с AHWR не требуется создавать санитарные зоны отчуждения.

Основные проектные характеристики AHWR

Мощность реактора	920 МВт(тепловых), 300 МВт(эл.)
Конфигурация активной зоны	Вертикальная, трубы под давлением
Теплоноситель	Кипящая лёгкая вода
Число топливных каналов	452
Внутренний диаметр трубы под давлением	120 мм
Шаг решётки	225 мм, квадратная
Число твэлов в топливном элементе	54, в том числе 24 с (Th-Pu)O₂ и 30 с (Th-²³³U)O₂
Активная длина топлива	3,5 м
Общий расход через активную зону	2141 кг/с
Входная температура теплоносителя	259°C
Температура подпиточной воды	130°C
Среднее паросодержание	19,1%
Давление в паровом коллекторе	70 бар
Длина первого контура	39 м
Первичная система АЗ	37 стержней АЗ
Вторичная система АЗ	Впрыск жидкого поглотителя в замедлитель
Число стержней управления	24

Акриловая модель реактора AHWR в масштабе 1:50
щёлкните левой клавишей мыши для просмотра фотографии

Некоторые экспериментальные установки, использовавшиеся при проектировании AHWR

Экспериментальное оборудование на исследовательском реакторе "Apsara" для измерений методом нейтронной радиографии
щёлкните левой клавишей мыши для просмотра фотографии

Петля для изучения естественной циркуляции
щёлкните левой клавишей мыши для просмотра фотографии

Стенд для изучения естественной циркуляции
щёлкните левой клавишей мыши для просмотра фотографии

Легководная петля мощностью 3 МВт
щёлкните левой клавишей мыши для просмотра фотографии

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 31.10.2008

Темы: Торий, Азия, Индия, Тяжёлая вода