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

Упрощение, конечно, не в ущерб надежности и безо­ пасности работы реакторных систем и соответствующие меры по удешевлению сооружений АЭС приобретают тем более важное значение для будущего развития атомной энергетики, что цены на оборудование АЭС поднялись. И настоящее время удельные капитальные затраты все еще несколько выше, чем на обычных электростанциях.

Па конференции атомного промышленного форума в ноябре 1971 г. (такие конференции проводятся в США ежегодно) было признано, что удельные капитальные затраты на АЭС с двумя реакторами электрической мощ­ ностью по 1 100 Мет в 1980 г. могут составить болео 500 долл!кет и в 1990 г. порядка 1150 долл/квт при затра­ тах на тепловую электростанцию (ТЭС) такой же мощности соответственно 450 и 950 долл!кет.

29

Т а б л и ц а 2.7

Характеристика реактора АЭС «Энрико Ферми*.

1 Мет. В 1965 г. станция была подготовлена к выходу на тепловую мощность 400 Мет (почти на полную проект­ ную мощность 430 Мет). По в декабре 1966 г. расплави­ лись две сборки в активной зоне. Причиной аварии явился отрыв циркониевой лопатки направляющего аппарата (распределителя), которая потоком жидкого натрия была прижата к входному коллектору и закрыла (примерно на 70%) вход теплоносителя к указанным тепловыделяю­ щим сборкам. В результате произошел местный перегрев и твэлы расплавились.

Реактор был поставлен на ремонт, который продол­ жался до середины 1970 г. В октябре 1970 г. реактор начал работать и достиг тепловой мощности 200 Мет или электрической 65 Мет. В апреле 1971 г. АЭС «Энрико Ферми» продолжала работатьна мощности 65 Мет, причем при существующих твэлах эта электрическая мощность, по заявлению эксплуатационников, максимально возмож­ ная. Работа АЭС на пониженной мощности одобрена КАЭ США, без согласия которой не может быть разрешен вывод АЭС на проектную мощность.

Однако эту первую крупную американскую АЭС с реактором на быстрых нейтронах постигла печальная участь. 27 ноября 1972 г. фирма «Пауэр реактор девелоп­ мент» (Р1Ш) приняла решение об остановке ее, ссылаясь на недостаток средств на эксплуатацию. За весь период работы АЭС выработала немногим более 32 млн. квт-ч электроэнергии.

32

Ядерпое топливо, взятое в свое время в аренду у КАЭ США, будет извлечено и после очистки от натрия направ­ лено на завод в Саванна-Ривер, откуда оно и поступило *. Такова судьба этой АЭС.

Работы над АЭС с реакторами на быстрых нейтронах

вСША продолжаются широким фронтом. В Айдахо-Фоллс

вноябре 1963 г. достиг критичности экспериментальный исследовательский реактор EBR-2 электрической мощ­

ностью 20 Мет (табл. 2.8). Советская делегация была

нам вновь пришлось посетить Айдахо-Фоллс, пас позна­ комили с результатами его работы.

На реакторе EBR-2 как на одпом из основных исследо­ вательских реакторов на быстрых нейтропах проводится облучение твэлов различных композиций и из различных конструкционных материалов, испытываются опытные твэлы с окисным урановым топливом, карбидным и ме­

хорошо выдерживают высокие интегральные потоки ней­ тронов. Так, нам сообщили, что верхняя часть стержня системы управления и защиты (СУЗ) реактора, находив­ шаяся в работе с 1961 г., подвергалась облучению быстры­

ров на тепловых нейтронах главным образом с водой под давлением и кипящего типа. Поставщиками этих энергетических реакторов будет несколько фирм, но главными из них — «Вестингауз электрик» (реакторы с водой под давлением) и «Дженерал электрик» (кипящие). Однако по мере совершенствования реакторов на быстрых нейтронах (реакторов-размножителей) их будут встраивать в общую систему АЭС. По наметкам КАЭ США это про­ изойдет в 80-е годы, поскольку к тому времени реактор на быстрых нейтронах достигнет достаточно высокого коэффициента воспроизводства ядерного топлива и надеж­ ности в работе. Он будет иметь более низкую составляю­ щую стоимости вырабатываемой энергии, чем современные АЭС, что позволит использовать более дорогие запасы ядерного сырья. В то же время он будет конкурентоспо­ собным с электростанциями на органическом топливе. Однако разработка и промышленное внедрение быстрых реакторов-размножителей займет довольно длительный период, в течение которого из-за неэффективного исполь­ зования ядерного топлива водо-водяными реакторами может возникнуть нехватка дешевых запасов урана. Поэтому КАЭ США предполагает, что до внедрения реакторов-размножителей будут созданы и сданы в про­ мышленную эксплуатацию усовершенствованные типы реакторов-конверторов с более эффективным использова­ нием ядерного топлива, чем реакторы, сооружаемые и планируемые к строительству в ближайшие годы. По оценкам КАЭ, в 1990 г. в общей мощности АЭС США доля водо-водяных реакторов составит 45%, усовершенствован­ ных реакторов-конверторов —30% и быстрых реакторовразмножителей —25%.

В декабре 1972 г. КАЭ США и фирма «Проджект менеджмент» заявили, что фирма «Вестингауз электрик» оиределена ведущим изготовителем реактора-размножите­ ля на быстрых нейтронах LMFBR для первой крупной демонстрационной АЭС.

Па «Вестингауз электрик» возлагается ответственность за разработку проекта, поставку ядерной парогенерирую­ щей установки и основных узлов для ядерной части атом­ ной электростанции, а также за координацию работ всех других организаций, участвующих в проекте и создании этого типа АЭС.

Мощность демонстрационной АЭС 300—400 Мет. Она будет построена в районе реки Клинч, на участке пло-

3* 35

щадыо 540 га, примыкающему к территории Ок-Риджской национальной лаборатории (шт. Теннесси). Стоимость всего проекта АЭС оценивается в 700 млн. долларов.

Следует отметить, что проект, предложенный фирмой «Вестингауз электрик», был выбран после детального изучения и анализа предложений фирм «Дженерал элек­ трик», «Порт америкэн Рокуэлл» и «Вестингауз электрик» *. Пуск реактора LMFBR запланирован на 1980 г. Над созданием реактора-размножителя на быстрых нейтронах также усиленно работает другая американская фирма «Галф дженерал атомик», которая заключила соглашение

сОк-Риджской национальной лабораторией на проведение исследований.

Впоследние годы фирма «Ралф дженерал атомик» привлекла к разработке реактора на быстрых нейтронах

сгелиевым охлаждением 52 американские и 3 иностранные энергетические фирмы. Созданы проекты демонстрационной АЭС с быстрым реактором с газовым охлаждением (GCFR) электрической мощностью 310 Мет и промышленной

АЭС с реактором GCFR электрической мощностью

1000 Мет (табл. 2.9).

Все основные узлы ядерной парогенерирующей установ­ ки реактора GCFR заключены в корпус из предваритель­ но напряженного бетона. В корпус реактора АЭС электри­ ческой мощностью 310 Мет будут размещены три контура, а в корпусе реактора АЭС мощностью 1 000 Мет — шесть или восемь. Корпус армирован стальными обручами по окружности и стальными полосами по вертикали. Быстро­ му понижению давления в корпусе должны препятствовать специальные приспособления, так что максимальная пред­ полагаемая утечка не может достичь большой разрушаю­ щей силы.

Вокруг активной зоны размещены шесть вертикальных полостей, в трех из них находятся основные парогенера­ торы и циркуляционные .насосы, в остальных — вспомо­ гательное оборудование для охлаждения. Активная зона реактора GCFR состоит из 211 твэлов длиной 3,048 м и поперечным сечением 16,01 см. Активная длина топлива 101,6 см. Верхний и нижний концы каждого твэла содер­ жат двуокись обедненного урана. В каждом твэло разме­ щен 271 топливный стержень. Твэлы установлены в актив­

36