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

ВУЗ: Не указан

Категория: Не указан

Дисциплина: Не указана

Добавлен: 09.04.2024

Просмотров: 215

Скачиваний: 0

ВНИМАНИЕ! Если данный файл нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам.

Все это не могло не интересовать нас, советских атом­ ников, поскольку в атомной энергетической политике Франции наметился слишком крутой поворот.

В конце июня 1972 г. во время нашего пребывания во Франции нам рассказали, что в стране все еще проис­ ходит процесс пересмотра технической политики в отно­ шении выбора типа энергетических реакторов, которые должны будут составить основу французской атомной энергетики.

Этот затянувшийся (почти на четыре года) процесс пересмотра технической политики не мог не сказаться на темпах строительства АЭС во Франции и, более того, на умонастроениях инженерно-технических работников.

Для создания научной основы и строгой объективности КАЭ Франции решил рассмотреть все типы реакторов,

сооружаемых в

основных ведущих в области

атом­

ной энергетики

странах (США, Великобритании,

СССР

и др.).

Французская фирма «Крезо-Луар», закупив лицензию на сооружение АЭС с реакторами с водой под давлением, получила заказ только на изготовление четырех реакторов электрической мощностью 820—870 Мет, ибо КАЭ не счи­ тает это решение полностью правильным и изучает с науч­ ной, технической и экономической точки зрения вопрос, на каких же типах реакторов остановиться. Ныне в поле зрения КАЭ оказались реакторы английского типа SG11WR (замедлитель — тяжелая вода, теплоноситель — обычная вода); канадские — типа «CAND1J» (замедлитель и теплоноситель — тяжелая вода); американские с водой под давлением PWH и кипящие BWR; советские уранграфитовые канального типа и высокотемпературные с га­ зовым теплоносителем.

Если фирма «Крезо-Луар» как-то уже определила вы­ бор типа АЭС, то «Электросите де Франс» (EDF), так же как и КАЭ Франции, своего отношения еще не высказали.

Этот интересный разговор с ведущими представителями КАЭ Франции сам по себе весьма примечателен, так как любое изменение, а тем более любой поворот в техниче­ ской политике не может не вызвать широкой дискуссии. Сейчас решение найдено, хотя, конечно, далеко не все во Франции согласны с ним.

По сообщению фирмы «Крезо-Луар», американская фирма «Вестингауз электрик» получила разрешение на уча­ стие в сооружении атомных электростанций.

132


29 ноября 1972 г. акционеры только что организованной франко-американской реакторостроительной фирмы «Фраматом» на своем объединенном заседании утвердили капи­ тал фирмы «Фраматом» (12 млн. франков) и распределили акции с таким расчетом, чтобы контрольный пакет акций принадлежал фирме «Крезо-Луар», фирме «Вестингауз электрик» обеспечено долевое участие, согласованное с французским правительством *.

Продолжением нашего разговора было изложение дальней стратегии в развитии французской атомной энер­ гетики. Нам рассказали, что к 2000 г. мощность АЭС Франции намечается довести до 150 000 Мет, в том числе мощность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах при­ мерно до 30 000—40 000 Мет .

Что касается необходимого для этих целей ядерного горючего, то КАЭ Франции рассчитывает покрыть потреб­ ность в нем за счет французских урановых рудников и при­ влечения ресурсов других стран с участием французской урановой промышленности.

Наличие запасов урановой руды во Франции и ее участие в разработке и добыче урановых руд в некоторых африканских странах позволяют ей развивать атомную энергетику, не оглядываясь на ресурсы урановых место­ рождений.

По масштабу строительства и введению в эксплуата­ цию атомных электростанций Франция занимает третье место в капиталистическом мире после США и Великобри­ тании. Как долго это будет продолжаться, трудно ска­ зать, поскольку Федеративная Республика Германии так­ же начала развивать атомную энергетику и довольно ускоренными темпами.

Н последнее время во Франции усиленно изучаются возможности высокотемпературных реакторов. КАЭ Франции вступил в контакт с американской фирмой «Галф джонерал атомик», которая получила ряд заказов на поставку высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем и графитовым замедлителем (ИТОН). В соответствии с заключенным соглашением проводится согласованная программа исследований и разработок этого типа реакторов. Будущее развитие атомной энергетики во Франции КАЭ связывает со строительством реакторовразмножителей на быстрых нейтронах.

* Bull. SVA, 1972, v. 14, No. 21, р. 7.

133

Считается, что в 80-х годах реакторы этого типа будут наиболее экономичными. Начало работ по созданию быстрых реакторов во Франции относится к 1957—1958 гг.

В 1966 г. была введена в строй критическая сборка «MASURCA», а в январе 1967 г. в Кадараше был запущен реактор «RAPSODIE», при эксплуатации которого стави­ лись задачи: использовать его в качестве стенда для испы­ тания твэлов, поведение которых до сих пор представляет главную технологическую проблему; приобретение тех­ нического опыта, необходимого для сооружения реакто­ ров на быстрых нейтронах.

Первоначальная тепловая мощность реактора «RAPSO­

DIE» (20 Мет) в конце

1967 г. была

увеличена

до

24 Мет. Коэффициент

использования

реактора

за

1967—1970 гг. достиг 85,4%. В реакторе применяется керамическое топливо из смеси окиси урана и плутония.

Предполагалось получить

выгорание

топлива около

30 000 Мвт-сутки/т,

фактически

оно

достигло

 

 

Т а б л и ц «а 5.5

Характеристика реактора

«RAPSODIE» до и после модернизации

 

Характеристика

До модерни­

После модер­

 

зации

низации

Мощность тепловая, Мет

 

U03

24

U02

40

Идорное горючее

 

1>и02

Ри02

Число стержней в активной зоне

 

37

 

61

Количество Ри02, %

 

 

25

 

30

Обогащение по U235, %

 

 

60

 

85

Загрузка,

т

 

0,233

0,480

Плотность потока быстрых нейтронов,

2-1015

3-1015

нейтропЦсм2- сек)

 

Натрий

Натрий

Теплоноситель:

 

температура:

 

 

410

 

410

на входе в реактор, °С

 

 

на выходе из реактора, °С

 

500

 

500

Выгорание, Мвт-сутки/т

 

50 000

100 000

50 000

Мвт-сутки/т.,

а в некоторых

случаях

70 000

Мвт-сутки/т.

В 1970 г. реактор был модернизирован по программе «FORTISSIMO». Цель программы — повысить плотность потока нейтронов до 3-1015 нейтрон/(см2 -сек) и увеличить глубину выгорания до 100 000 Мвт-сутки/т. Для этого необходимо было загружать в реактор топливо с боль-

134


узлов внесены новые прогрессивные решения. Применена так называемая блочная, или интегральная, схема ком­ поновки основных узлов реактора. Реактор, насосы, про­ межуточные теплообменники, разгрузочное устройство — все это помещено в одном баке. При сооружении АЭС «PHENIX» были поставлены следующие задачи: проде­ монстрировать удовлетворительную работу реактора на быстрых нейтронах значительной мощности с натриевым теплоносителем и получить необходимые экономические

данные для разработки будущих крупных

установок.

Во время визита в Маркуль в июне 1972 г.

мы позна­

комились с ходом работ по сооружению реактора «РПЕNIX». Строители поставили перед собой задачу — залить первый контур реактора жидким натрием в октябре 1972 г. Выполнение этого плана давало возможность предполагать, что физический пуск реактора будет осуще­ ствлен в первые месяцы 1973 г., а вывод на электрическую мощность АЭС — где-то во второй половине 1973 г. Это означало бы, что АЭС с реактором «PIIENIX» была бы построена за четыре года. Для такого сложного типа реак­ тора, как реактор на быстрых нейтронах, этот срок не­ большой. Бак реактора имеет в диаметре 13 м. Причем конструкция его являет собой как бы бак в баке. Один бак внутренний из нержавеющей стали с толщиной стенки 25 мм и днища 28 мм ставится внутрь большого бака из углеродистой стали с зазором между стенками 7 см. В свою очередь, бак из углеродистой стали окружен глу­ хой и толстой бетонной защитой.

Пространство между внешней стенкой большого бака из углеродистой стали и стенкой бетонной защиты запол­ нено азотом (табл. 5.(5). В августе 1973 г. «PIIENIX»

достиг критичности,

а в декабре состоялся энергопуск.

В качестве топлива в

нем используется 900 кг U и Ри.

Реактор «PIIENIX» является промежуточным между реакторами на быстрых нейтронах небольшой мощности и промышленными реакторами. В настоящее время во Франции ведется разработка новой АЭС с реактором на быстрых нейтронах «SUPEBPHENIX» электрической мощностью 1200 Мет. Строительство этого реактора предполагается начать в 1975 г. Его будут осуществлять фирмы ЕВЕ (Франция), ENEL (Италия) и HWE (ФРГ). В настоящее время ведутся проектные работы.

Для этого создана объединенная франко-занадногер- манская фирма. АЭС с реакторами «SUPEBPHENIX»

138


Т а б л и ц а 5.0

Характеристика реактора «PIIENIX»

Мощность:

505 Мет

тепловая

электрическая

250 Мет

Ядерное горючее

U02+I*u02

Обогащение ядерного горючего

17 и 28%

Плотность потока быстрых нейтронов

7,2 -1015 нейтрон/(см2- . ек)

Теплоноситель

Натрий

температура:

400° О

на входе в реактор

па выходе на реактора

500° О

Давление пара

103 а/ ’/с.к2

Температура пара

512° О

Выгорание

50 000 Мвт-сутки/т

планируют построить во Франции, близ Лиона, и в <1>I *Г,

внижнем течении реки Рейн. Строительство во Франции начнется после получения удовлетворительных результа­ тов первого года эксплуатации АЭС «P1IENIX», а в ФРГ

вКалкаре — после того как строящаяся там АЭС с реак­ тором на быстрых нейтронах мощностью 300 Мет оправ­ дает себя в эксплуатации *.

Реакторы на быстрых нейтронах — основа долгосроч­

ной программы развития французской атомной энергетики. Французские специалисты полагают, что в 80-х годах начнется широкое промышленное строительство АЭС с реакторами такого типа.

Для развития атомной энергетики в масштабах, плани­ руемых КАЭ Франции на ближайшие 30 лет (до 2000 г.), требуется определенное количество урана.

Для Франции эта задача решается сравнительно просто, так как на ее территории имеются большие запасы урана. Франция занимает четвертое место в мире среди капита­ листических стран по запасам урана. Как известно, пер­ вые три места по запасам и содержанию урана в рудах занимают Канада, Южно-Африканская Республика и Соединенные Штаты Америки.

Но добыче урана Франция также занимает четвертое место в мире (США, Канада и ЮАР). Кроме того, Франция заключила долгосрочные соглашения о разработке ура­ новых месторождений с рядом африканских стран (Ниге­ ром, Габоном и Центральной Африканской Республикой).

* Appl. Atomics, 1973, No. 935, р. 3.

139


Общие разведанные и вероятные запасы урана, контроли­ руемые Францией (по соглашениям), составляют 130 000 т окиси урана (табл. 5.7).

Т а б л и ц а 5.7

Общие разведанные и вероятные запасы урана, контролируемые Францией

Страна

Запасы, тыс. т

разведонныс

вероятные

 

Франция

35

19

Габон

14

5

Нигер

20

30

Центральная Африканская Республика

8

8

В с е г о

77

02

По данным 1909 г. запасы урана на территории Фран­ ции распределяются по основным месторождениям сле­ дующим образом (т): Форез-Морван — 6900; Кру-

зее — 16 100; Вандея — 7300; Эро — 10 900; Бретань —

1000; Центральный массив — 12 000.

Таким образом, только на территории Франции запасы урана на 1 января 1970 г. составляли 54 000 т. Добыча

урановых руд в 1969 г. составила 608 750 т

с содержанием

урана в руде от

0,2 до 0,54% (табл. 5.8).

 

Добыча урана в 1969 г.

Т а б л и ц а 5.8

 

 

Месторождение

Добыча руды, т

Содержание

урана, %

Крузее

224 300

0,2

Форез-Морван

137 700

0,21

Вандея

209 000

0,19

Бретань

10 250

0,54

Центральный массив

27 500

0,29

И т о г о

608 750

 

Comissariat a’

l’energie atomique, Rapport annual,

1969:

Atomo

e Industrie,

1970,

No. 4, p. 6. Breves nouvelles de

Franco,

1969,

No. 1030, p.

20.

 

 

 

140