Файл: Петросьянц А.М. Атомная энергетика зарубежных стран. США, Канада, Великобритания, Франция, ФРГ, Италия, Швеция, Швейцария, Япония.pdf

Т а б л и ц а 4.С

Характеристика реактора SGIIWU

никла при нашем посещении Уинфрита в 1970 г., показала, что реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносите­ лем — обычной водой — еще один вариант реактора на тепловых нейтронах, причем, как известно, значительно лучший по физике, чем реакторы, охлаждаемые углекис­ лым газом, с природным ураном в качестве топлива.

Проектирование промышленного прототипа реактора SGI1WR электрической мощностью 450 и 600 Мет взяли на себя промышленные фирмы, однако решение об их строительстве еще не принято.

Кроме исследовательских лабораторий на террито­ рии, прилегающей к Уинфритскому центру, совместными усилиями нескольких европейских стран построен реак­ тор «Драгон», принадлежащий Европейскому атомному сообществу (Евратому).

Этот реактор используется для облучения топлива, предназначенного для нового реактора НТК, который создают с учетом опыта «Драгона», но большей мощности.

Высокотемпературный реактор «Драгон» представляет собой интересный тип реактора с оригинальными твэ-

104

ные повреждения не оказывают большого влияния на безопасность эксплуатации реактора. Па реакторе DFR проводятся работы по облучению твэлов в целях улучше­ ния топливных характеристик реактора, в том числе глубины выгорания, удешевления процесса изготовления твэлов и т. д.

Реактор DFR выработал более 330 млн. квт-ч электро­ энергии (на апрель 1971 г.), большая часть которой поступила в энергосеть Северной Шотландии.

Следующим большим шагом явилось создание прото­ типа реактора PFR на быстрых нейтронах электрической

Т а б л и ц а 4.7

Характеристика реактора PFII в Даунри

мощностью 250 Мет и тепловой 600 Мет (табл 4.7). Уже в 1965 г. после полуторагодичной эксплуатации реактора DFR стало ясно, что английские специалисты хорошо справились с трудной задачей, создания слож­ ного реактора на быстрых нейтронах с натрий-калиевым теплоносителем. Это тем более интересно, что к жидко­ металлическому теплоносителю многие зарубежные специалисты относились очень настороженно в отличие от советских, которые к тому времени накопили большой опыт работы с жидкометаллическим (натриевым) теплоно­

сителем.

В 1965 г. только шла подготовка к сооружению реак­ тора PFR на быстрых нейтронах большой мощности. Строи­ тельство его началось в 1966 г. Предполагалось, что реак­ тор будет сдан в эксплуатацию в 1971 г. Однако в 1970 г. все еще шел монтаж основных агрегатов и узлов.

106

торных материалов. Топливом для реактора DMTR слу­ жит уран-алюминиевый сплав, а замедлителем и теплоно­ сителем — тяжелая вода.

Используется ядерное топливо с очень высоким обога­ щением (93%). Максимальная плотность потока тепловых нейтронов достаточно высока [1,6 -1014 нейтронном1 -сек)]. Центр в Даунри располагает также установками (спе­ циальными камерами для работы с высокоактивными мате­ риалами) для переработки облученных твэлов реакторов DMTR и экспериментального реактора-размножителя на быстрых нейтронах DFR.

Тремя научно-исследовательскими центрами (Харуэлл, Уинфрит, Даунри) не исчерпываются возможности УАЗ, но останавливаться на других лабораториях мы не будем, хотя работы, проводимые ими, имеют большое значение для решения многих проблем, связанных с использо­ ванием атомной энергии, в том числе по ускорительной технике, управляемому термоядерному синтезу, атомной энергетике, технологии, использованию реакторных мате­ риалов и т. д.

Управлению атомной энергии Великобритании, так же как и ЦЭУ, непосредственно подчинены атомные элек­ тростанции, имеющие опытно-экспериментальный харак­ тер, на которых в период их эксплуатации производится отработка всех видов основного реакторного оборудова­ ния, и дальнейшее совершенствование. Всего в ведении УАЗ находится пять действующих АЗС и одна строя­ щаяся (табл. 4.8).

Управление атомной энергии, учитывая многолетний опыт эксплуатации газо-графитовых реакторов первого поколения, а также убедившись в том, что за рубежом реакторы этого типа не получили широкого признания, всячески поощряет работы по совершенствованию и корен­ ной модернизации этого типа атомных электростанций.

На базе тепловых реакторов АЭС (Колдер-Холл, ЧапелКросс, Беркли, Брадуэлл, Данджнесс, Сайзуэлл, Хин- кли-11ойнт), называемых МК-1, создан новый, более современный тип реактора МК-П (AGR) с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем (С02). Это реак­ тор с газовым охлаждением и топливом из двуокиси урана, слабообогащенного изотопом U235. Твэлы заключе­ ны в специальные оболочки из нержавеющей стали, а не из магниевого сплава (магнокса), в связи с чем реактор получил новые качества.

108

ров большой мощности

Реактор AGR в Уиндскейле интенсивно используют для проведения экспериментов но облучению топлива, графита и других материалов. Ведутся работы по улучше­ нию механических, физических и других свойств топли­ ва, чтобы увеличить срок его службы. С учетом этих изме­ нений изготовлено топливо для реакторов АЭС «Дандж- иесс-Б» и «Хинкли-Пойнт-Б». Реактор AGR в Уиндскейле частично загружался модифицированными топливными стержнями для получения опыта работы на них. Кроме того, проводятся исследования по улучшению оболочек топливных покрытий, изучено воздействие различных ингибиторов на реакцию графита с теплоносителем (угле­ кислым газом). Это дало возможность определит!» состав теплоносителя с хорошими ингибирующими характери­ стиками для промышленного реактора тина AGR.

Строительство АЭС с реакторами AGR продолжается довольно ускоренными темпами. Уже изготовлены ком­ плекты твэлов для первой загрузки реакторов АЭС «Данд- жнесс-Б» и «Хинкли-I 1ойнт-Б» (табл. 4.10).

Т а б л и ц а 4.10

Характеристика АЭС «Данджнеее-П» и «Хипкли-Поннт-П»

11а АЭС «Данджнесс-Б» и «Хинкли-Пойнт-Б» устанав­ ливаются по два реактора одинаковой мощности и анало­ гичной конструкции.

111