Введение

Концепт ядерного реактора, в котором вода работает при сверхкритическом давлении.

Сверхкритический водяной реактор (SCWR) – это концепция реактора поколения IV, разработанная как легководный реактор (LWR), работающий при сверхкритическом давлении (т.е. выше). Термин "критический" в данном контексте относится к критической точке воды и не следует путать с понятием критичности ядерного реактора. Вода, нагретая в активной зоне реактора, становится сверхкритической жидкостью при температуре выше критической температуры, переходя из состояния, больше напоминающего жидкую воду, в состояние, больше напоминающее насыщенный пар (который можно использовать в паровой турбине), без прохождения через чёткий фазовый переход кипения. В отличие от этого, хорошо известные реакторы с водой под давлением (PWR) имеют первичный контур охлаждения с жидкой водой при субкритическом давлении, который отводит тепло из активной зоны реактора во вторичный контур охлаждения, где пар для привода турбин производится в котле (называемом парогенератором). Кипящие водяные реакторы (BWR) работают при ещё более низком давлении, при этом процесс кипения для генерации пара происходит непосредственно в активной зоне реактора. Сверхкритический парогенератор – это проверенная технология. Разработка систем SCWR считается перспективным направлением для атомных электростанций благодаря высокой тепловой эффективности (~45% против ~33% для современных LWR) и упрощённой конструкции. По состоянию на 2012 год концепция изучалась 32 организациями в 13 странах.

История

Сверхнагретые пароохлаждаемые реакторы, работающие при субкритическом давлении, исследовались как в Советском Союзе, так и в Соединенных Штатах уже в 1950-х и 1960-х годах, например, Белоярская АЭС, Pathfinder и Bonus в рамках программы GE Operation Sunrise. Это не являются СКВР. СКВР разрабатывались, начиная с 1990-х годов. Ведутся разработки как СКВР типа LWR с реакторным сосудом, так и СКВР типа CANDU с канальными реакторами. Книга 2010 года содержит концептуальные методы проектирования и анализа, такие как проектирование активной зоны, систем станции, динамика и управление станцией, запуск и устойчивость, безопасность, проектирование быстрого реактора и т.д. В документе 2013 года сообщалось о завершении прототипных испытаний топливного цикла в 2015 году. Испытание топлива было завершено в 2014 году. Книга 2014 года представляет концептуальный проект реактора с тепловым спектром (Super LWR) и быстрого реактора (Super FR), а также экспериментальные результаты по теплогидравлике, материалам и взаимодействию материалов с теплоносителем.

Модератор-охлаждающая жидкость

SCWR работает при сверхкритическом давлении. Охлаждающая жидкость на выходе из реактора – сверхкритическая вода. Легкая вода используется в качестве нейтронного замедлителя и теплоносителя. Выше критической точки пар и жидкость становятся одинаковой плотности и неразличимы, что исключает необходимость в компрессорах и парогенераторах (для реакторов типа PWR), или струйных/циркуляционных насосах, паросепараторах и сушилках (для реакторов типа BWR). Кроме того, избегая кипения, SCWR не образует хаотичные пустоты (пузыри) с меньшей плотностью и замедляющим эффектом. В реакторах с водой под давлением (LWR) это может влиять на теплопередачу и поток воды, а обратная связь может затруднить прогнозирование и управление мощностью реактора. Для прогнозирования распределения мощности требуется совмещенный нейтронно-физический и теплогидравлический расчет. Упрощение конструкции SCWR должно снизить стоимость строительства и повысить надежность и безопасность. SCWR типа LWR использует водяные стержни с теплоизоляцией, а SCWR типа CANDU сохраняет водяной замедлитель в резервуаре каландрии. Быстрый реакторный актив SCWR типа LWR использует плотную топливную решетку как высококонверсионный реактор. SCWR с быстрым нейтронным спектром обладает преимуществами в виде более высокой удельной мощности, но требует топлива из смешанных оксидов плутония и урана, которое будет доступно после переработки отработавшего ядерного топлива.

Контроль

SCWR, вероятно, будут оснащены управляющими стержнями, вводимыми сверху, как это реализовано в PWR.

Недостатки

Низкий запас воды (из-за компактного первичного контура) означает меньшую теплоемкость для сглаживания переходных процессов и аварийных ситуаций (например, потеря подачи питательной воды или крупный прорыв с потерей теплоносителя), что приводит к аварийным и переходным температурам, превышающим допустимые для традиционной металлической оболочки топлива. Однако эти температуры приемлемы для оболочки из нержавеющей стали. Анализ безопасности SCWR типа LWR показал, что критерии безопасности выполняются с запасом при авариях и нештатных переходных процессах, включая полную потерю потока и потерю теплоносителя. Теплоноситель значительно снижает свою плотность в конце активной зоны, что требует размещения там дополнительного замедлителя. Однако в конструкции SCWR типа LWR, как и в BWR, используются водяные стержни в топливных сборках. Плотность теплоносителя в водяных стержнях поддерживается высокой за счет тонкой теплоизоляции, не обеспечивающей полной изоляции. Большинство конструкций SCWR типа CANDU используют внутреннюю каландрию, в которой часть потока питательной воды направляется через верхние трубы, проходящие через активную зону, обеспечивая дополнительное замедление (питательной водой) в этой области. Это также дает дополнительное преимущество в виде возможности охлаждения всей стенки корпуса питательной водой, но приводит к сложной и требовательной к материалам (высокая температура, большие перепады температур, высокая радиация) конструкции внутренней каландрии и полостей. Конструкция с канальными тепловыделяющими элементами характеризуется тем, что большая часть замедлителя находится в каландрии при низкой температуре и давлении, что снижает влияние плотности теплоносителя на замедление, а сам канал может охлаждаться водой каландрии. Изменение плотности теплоносителя в SCWR меньше, чем в BWR. Быстрый SCWR требует относительно сложной конструкции активной зоны для обеспечения отрицательного коэффициента пустотности. Однако, схема с однопроходным потоком теплоносителя через активную зону реализуема. Сравнение SCWR и LWR не имеет значения с точки зрения динамики инноваций. Если маломодульные реакторы (SMR) будут конкурентоспособными, SMR-версия SCWR увеличит его преимущества. Химический контроль может вести себя иначе, поскольку свойства сверхкритической воды значительно отличаются от свойств жидкой воды. В настоящее время большинство реакторов с водой под давлением используют борную кислоту для контроля реактивности в начале отработки топлива. Однако химический контроль не может быть использован в SCWR, как и в BWR, из-за положительного коэффициента пустотности теплоносителя. В SCWR для вторичного останова используется борированная вода, аналогично BWR. В зависимости от конструкции, онлайн-заправка может быть невозможна. В то время как CANDU способны к онлайн-заправке, другие водо-водяные реакторы такой возможности не имеют. Однако, коэффициент использования установленной мощности (КЭУМ) LWR в США уже высок, превышает 90%. SCWR с корпусом под давлением не требуют онлайн-заправки.