Дешевая и устойчивая электроэнергия..

Друзья!
Из Сети

"Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor, PHWR) — ядерный
реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду. Так как
дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют
улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет
использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать
«лишние» нейтроны для наработки изотопов.
В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на
топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается бо;льшей ценой энергоблока и
теплоносителя.
Первыми реакторами такого типа являлись американский CP-3, построенный в 1944 году, и ZEEP,
запущенный в Канаде в 1945 году. Наиболее известным реактором этого типа является канадский
CANDU (помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию,
Румынию, Аргентину и Пакистан). Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных
реакторов осуществляется в Индии.
Всего в мире на данный момент действует 47 энергетических реакторов на тяжёлой воде, 3 строятся.
Промышленные тяжеловодные реакторы широко использовались для производства трития и
плутония, а также для производства широкого спектра изотопной продукции, в том числе и
медицинского назначения.
Исследовательские реакторы также часто используют тяжёлую воду.
В СССР тяжеловодные реакторы разрабатывал Институт теоретической и экспериментальной физики.
Первый экспериментальный тяжеловодный реактор (главный конструктор — Б. М. Шолкович) был
запущен в Лаборатории № 3 АН СССР в апреле 1949 г. Под руководством А. И. Алиханова и
В. В. Владимирского были разработаны и сооружены промышленные тяжеловодные реакторы для
производства плутония, трития и изотопов, опытные тяжеловодные реакторы в Югославии и КНР,
тяжеловодный реактор с газовым охлаждением КС-150 для атомной электростанции А-1 в Богунице
(Словакия), вступившей в строй в 1972 году. Разработка ТВЭЛов для КС-150 велась в Харьковском
физико-техническом институте АН УССР.
Перспективные разработки
В настоящее время в Индии разрабатывается т. н. «Улучшенный тяжеловодный ядерный
реактор», использующий канальную архитектуру и ториевый цикл, а также обычную лёгкую воду в
качестве теплоносителя с естественной циркуляцией. Замедлитель — тяжёлая вода — находится в
отдельных от теплоносителя каналах под пониженным относительно него давлением.
Аналогичные идеи ранее реализовывались в Канаде, в реакторе «ACR-1000», использующем обычный
урановый цикл".https://ru.wikipedia.org/
...Други!
А что у нас?
МОСКВА, 14 авг - РИА Новости. "Росатом", развивая атомную генерацию в
РФ, будет строить новые АЭС в Сибири и на Дальнем Востоке, сообщил
генеральный директор атомной госкорпорации Алексей Лихачев.
"В чем будет главная "соль"? Нарастить ненамного генерацию в центре,
заметно увеличить на Урале и прийти в Сибирь и на Дальний Восток", -
сказал Лихачев в ходе рабочей встречи с президентом РФ
Владимиром Путиным
"И  Челябинская область, и Хабаровский край очень благосклонно относятся
к развитию атомных компетенций. Вообще, губернаторы понимают, что это
импульс развития региона - и в ходе строительства, а самое главное - в ходе
эксплуатации: дешевая и устойчивая электроэнергия, показатели которой
можно просчитать на десятки лет", - добавил Лихачев".
https://ria.ru/
...Что ж,  в удачный "поход" наш  знаменитый водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР)! Легководные ядерные
реакторы ВВЭР составляют подавляющее большинство атомных электростанций в мире (за
исключением Великобритании, Японии и Канады). А теперь вот и ...Индии, где РФ успешно строит  традиционные АЭС.
"Россия является одним из ключевых партнеров Индии в области мирного использования ядерной энергии. В соответствии с межправительственным соглашением от 1988 года и дополнением к нему от 1998 года Россия сооружает в Индии в штате Тамилнад АЭС "Куданкулам" с реакторами ВВЭР-1000. Блок №1 станции начал выработку электроэнергии в 2013 году, летом 2016 года он был окончательно передан заказчику. Блок №2 станции в августе 2016 года был впервые подключен к национальной энергосистеме Индии, а в конце марта 2017 года он был сдан в гарантийную эксплуатацию".https://ria.ru/
В.Н.
**********
1.Тяжеловодные реакторы прошлое, настоящее, будущее?

Данная статья посвящена истории созда ния тяжеловод ных реакторов, их современном ис-
пользовании и ближайших перспективах их применения.
В замедленном кадре
Далеко не все направления развития атомной энергетики оставили за собой столько руин кон-
структорской мысли, как реакторы с тяжеловодным замедлителем. Свыше десятка непохожих установок
были воплощены в металле, но так и остались памятниками несбывшимся расчетам. И все же эта концеп-
ция пробила себе до рогу и заня ла место среди ведущих атомных технологий.
Тяжелая вода — крайне эффективный замедлитель нейтронов. Она практически лишена недостатка обычной (легкой) воды, которая является сильным поглотителем нейтронов, и вместе с тем по замедляющей спо-
собности намного превосходит графит. Для тяжеловодного реактора характерна высокая нейтронная эконо-
мия, что позволяет поддерживать цепную реакцию на тепловых нейтронах там, где с другими замедлителя-
ми она невозможна. В большинстве тяжеловодных реакторов используется природный уран. Однако уста-
новки этого типа не только не требуют обогащения урана, но и в принципе способны работать на топливе с
примерно в 1,5 раза меньшей концентрацией U-235, чем в природном уране. Подобные реакторы могут ис-
пользовать и другое топливо: с торием и ураном-233, плутонием, регенерированным ураном и не только.
Особые свойства тяжелой воды были в самых общих чертах понятны и привлекли внимание специалистов
еще в начале 1940-х годов. В частности, французские и немецкие ядерные исследования того времени
предполагали создание реакторов на тяжелой воде, которая в тот период в ощутимых количествах произво-
дилась только на одном заводе — в Веморке, на территории Норвегии.
Оккупация Франции нарушила планы создания первого реактора в этой стране. Работавшие над этой темой
физики бежали в Великобританию, а затем некоторые из них, вместе с британскими коллегами и учеными из
других стран, пополнили так называемую Монреальскую лабораторию в Канаде, где стала осуществляться
англо-канадская ядерная программа. С 1943 года она тесно координировалась с Манхеттэнским проектом
США.
Уже в те годы специалисты пришли кводу, что тяжеловодный реактор может быть эффективнее и универ-
сальнее уран-графитового в отношении наработки оружейных материалов. Однако проекты с графитом ока-
зались быстрее в реализации при тогдашнем уровне развития технологий. Именно уран-графитовые реакто-
ры были построены первыми сначала в США, а позже — в СССР и Великобритании. Но очень скоро появи-
лись и первые тяжеловодные конструкции.
Тяжелая история
В 1943 году в канадской провинции Британская Колумбия был пущен завод по производству тяжелой воды,
который контролировался в конечном итоге Соединенными Штатами. Кроме того, несколько предприятий
производили тяжелую воду и в самих США: в период с 1943 по 1945 год в стране произвели 23 тонны оксида
дейтерия.
Первый действующий экспериментальный тяжеловодный реактор был создан также в Соединенных Штатах:
конструкцию мощностью 300 кВт под названием CP-3 построили при Чикагском университете, по соседству
со вторым, уран-графитовым чикагским реактором (по сути собранным на другой площадке с первым в мире
реактором CP-1). Физпуск CP-3 состоялся в мае 1944 года.
CP-3 имел алюминиевый корпус диаметром около 1,8 метра и высотой порядка 2,7 метра, содержал 6,3
тонны тяжелой воды. В реактор вставлялось вертикально 120 стержней металлического урана природного
изотопного состава в алюминиевой оболочке, длиной примерно 180 см и диаметром около 2,8 см. Вокруг
корпуса реактора был выстроен восьмиугольный бетонный защитный контейнмент с толщиной стен около
2,5 метра. Это была установка с активным теплосъемом и контурами охлаждения: осуществлялась принудительная циркуляция тяжелой воды, которая подавалась через патрубок в нижней части корпуса и, проходя
сквозь активную зону и верхнюю часть корпуса, направлялась в теплообменник. Кроме того, реактор впер-
вые содержал сложные для того времени системы безопасности и аварийного останова, дистанционного
контроля и управления. Этим он отличался от своих предшественников с графитовым замедлителем, кото-
рые требовали в буквальном смысле «ручного управления».
В 1950 году реактор был разобран из-за предполагаемой коррозии алюминиевых частей. Затем он был отремонтирован, модернизирован и заново собран. С этого времени и до закрытия в 1954 году установка работа-
ла на обогащенном уране. На ней проводились различные эксперименты, изучались особенности поведения
тяжеловодной конструкции, а также нарабатывались в лабораторных количествах плутоний и тритий.
Второй тяжеловодный реактор был пущен в сентябре 1945 года в Канаде на берегу реки Оттава в провинции
Онтарио, на специально созданной площадке в Чок-Ривер, которая ныне является ведущим ядерным иссле-
довательским центром этой страны. Реактор под названием ZEEP имел мощность лампочки и был в целом
примитивнее своего американского предшественника. Однако он послужил для исследований, которые по-
могли впоследствии создать «эндемичные» канадские реакторные технологии. За ним последовали пущен-
ный в 1947 году гораздо более совершенный исследовательский реактор NRX, тепловая мощность которого
достигала 42 МВт, а в 1957 году — и мощнейший исследовательский реактор NRU, действующий до сих пор.
В конце 1940-х — начале 1950-х годов в СССР и США стали внедряться промышленные тяжеловодные ре-
акторы. В октябре 1951 года такая установка проектной тепловой мощностью 100 МВт — реактор ОК-180 —
была пущена в Озерске (ныне комбинат «Маяк»). В декабре 1955 года там же был пущен второй подобный,
модернизированный реактор ОК-190, имевший первоначальную мощность около 250 МВт.
В США в 1953–1955 годах на площадке в Саванна-Ривер были приняты в эксплуатацию пять однотипных
промышленных тяжеловодных реакторов R, P, K, L, C, конструкции компании Du Pont, имевших проектную
мощность около 400 МВт. Впоследствии фактическая мощность и советских, и американских реакторов была
существенно увеличена за счет модернизаций, перевода части из них на обогащенное топливо (первона-
чально все проекты предусматривали использование урана природного изотопного состава) и интенсифика-
ции режимов эксплуатации. Так, средняя мощность реакторов в Саванна-Ривер к началу 1960-х возросла
более чем в пять раз.
Как советские, так и американские реакторы предназначались для наработки не только плутония, но и трития. Причем последняя задача для них стала приоритетной. Кроме того, предусматривалась возможность
наработки в некоторых из них урана-233 (в ториевом цикле). В частности, в 1953 – 1956 годах это было впер-
вые осуществлено на реакторе ОК-180. Однако широкого развития такая практика не получила.
В 1950-х годах началось развитие мирных атомных технологий. Первые проекты тяжеловодных энергетиче-
ских реакторов были разработаны в Швеции (к 1956 – 1957 годам), Канаде и Советском Союзе (к 1958 году).
Первыми введенными в эксплуатацию установками этого типа стали реакторы АЭС «Ролфтон» в Канаде
(1962), CVTR в США (1963), атомной ТЭЦ в Огесте, Швеция (1964).
Эти и другие последовавшие за ними разнообразные проекты дали начало разным ветвям тяжеловодных
технологий. В последующие десятилетия одни из них выросли в заметные направления развития ядерной
энергетики, другие оказались бесплодными и не получили развития.
Созданные за последние полвека тяжеловодные энергетические реакторы можно разделить на несколько
групп:
• корпусные или корпусно-канальные реакторы с вертикально ориентированными каналами, созданные в
СССР, США, Швеции и Германии;
• реакторы с каналами давления, расположенными горизонтально, и тяжеловодным теплоносителем, разра-
ботанные в Канаде, получившие конструктивное развитие в Индии, внедренные в Китае, Южной Корее, Румынии, Аргентине, Пакистане;
• реакторы с легководным кипящим теплоносителем, созданные в Канаде, Италии, Великобритании, Японии;
• газоохлаждаемые тяжеловодные реакторы, разработанные в СССР (внедрение установки проходило в
бывшей Чехословакии), Франции, Германии.
Следует также упомянуть отдельные экзотические конструкции, наподобие созданного в Канаде тяжеловод-
ного реактора с органическим теплоносителем.

Исторически первыми (как в военном, так и в гражданском исполнении) следует считать корпусные, или
корпусно-канальные, конструкции. В частности, первые исследовательские реакторы, а также советские и
американские реакторы-наработчики имели корпуса с верти кальными каналами.
В созданных наподобие таких конструкций энергетических реакторах замедлитель и теплоноситель первого
контура сообщаются между собой и находятся под одинаковым давлением, которое удерживается корпусом
реактора. Каналы в подобных реакторах выполняют направляющую функцию — они призваны обеспечить
упорядоченное прохождение потока теплоносителя через топливные сборки.
Первым внедренным энергетическим реактором этого типа стала шведская конструкция R-3 тепловой мощ-
ностью 65 МВт и электрической — 10 МВт нетто, разработка которой завершилась к 1957 году; тогда же на-
чалось ее строительство. Поставщиком установки была госкомпания AB Atomenergi, инвестором проекта —
государственная энергокомпания Vattenfall. Реактор был пущен в 1964 году в составе атомной ТЭЦ в приго-
роде Стокгольма, в Огесте, и эксплуатировался до 1974 года. Использование энергоблока в теплофикацион-
ном режиме объясняет низкий электрический КПД установки (менее 20 %). В летние месяцы, когда не было
необходимости в отоплении, она нередко останавливалась. К 1970 году мощность блока была увеличена до
80 МВт.
Контейнментом для ядерного острова служила скала, внутри которой был создан реакторный зал, облицо-
ванный изнутри стальными листами. Реактор R-3 работал на природном уране. Цилиндрический корпус
установки диаметром 5 метров и высотой 6 метров имел четыре впускных и четыре выпускных патрубка в
днище корпуса, через которые циркулировала тяжелая вода первого контура. Второй контур, заполненный
легкой водой, включал четыре парогенератора. Активную зону пронизывало 140 каналов из циркониевого
сплава циркалой-2, образующих в поперечном разрезе квадратную решетку со стороной 270 мм. В каждый
канал помещалась ТВС, собранная из четырех пучков, составленных, в свою очередь, из 19 твэлов в обо-
лочке из циркониевого сплава. Поток теплоносителя проходил снизу вверх по каналам, через отверстия в
верхней их части поступал в пространство между каналами и направлялся вниз, к выходным патрубкам.
В R-3 при менялось 30 вертикальных стержней СУЗ, включая 16 аварийных, и было предусмотрено борное
регулирование.
Другой шведский корпусной реактор — R-4, созданный теми же компаниями в 1960 – 1964 годах и строивший-
ся компанией ASEA до 1970 года в 120 км от Стокгольма в Морвикене, имеет ряд оригинальных черт, кото-
рые в подобном сочетании не встречаются в других тяжеловодных конструкциях ни корпусного, ни канально-
го типа. Одной из особенностей этой установки тепловой мощностью 463 – 593 МВт и электрической — 132 –
193 МВт нетто (в зависимости от режима работы) было применение одноконтурной схемы с кипящей тяже-
лой водой, объем которой составлял 180 тонн. Другой отличительной чертой явилось деление активной
зоны на конструктивно и функционально различные каналы с топливными сборками разной геометрии (дли-
ной 6 и 4 метра) и степени обогащения (1,35 % и 1,75 %). Это объясняется тем, что, наряду с каналами обыч-
ных параметров теплоносителя (таких было 147), применялись каналы для создания рабочего тела сверх-
критических параметров (32 канала). Это требовало соответствующей адаптации конструкции турбины, кото-
рая должна была работать с насыщенным и сверх критическим паром. Следующей особенностью было при-
менение естественной циркуляции теплоносителя на мощности, при отсутствии циркуляционных насосов.
Также оригинальным образом была реализована идея перегрузки во время работы реактора: она осуществ-
лялась механически, перегрузочной машиной, спроектированной внутри корпуса реактора и управляемой
гидроприводами (тоже с тяжелой водой), выведенными наружу. Этот механизм помещал ТВС в специальный
канал выгрузки, из которого затем топливо удалялось из реактора после предварительной сушки для эконо-
мии тяжелой воды. Необходимость перегрузки в процессе работы установки диктовалась, в частности, тем,
что реактор первоначально проектировался в рамках осуществления в Швеции ядерно-оружейных НИОКР, и
предполагалась возможность его двухцелевого использования, в том числе для наработки плутония.
К завершающей фазе строительства станции в Морвикене Швеция уже отказалась от собственной ядерной
программы и подписала договор о нераспространении. К тому же в этот период в мире уже стали появляться
реакторы мощностью 500 – 1000 МВт, а развитие рынков урана, конверсии и обогащения снизило актуаль-
ность экономии урана за счет внедрения собственных тяжеловодных реакторов, ставших неконкурентоспо-
собными в новых условиях. В итоге реализация проекта в Морвикене была остановлена (на его месте была
создана ТЭЦ, использовавшая часть оборудования АЭС), а к началу 1975 года закрылась и станция в Оге-
сте.
Другая внедренная на практике концепция корпусного тяжеловодного реактора родилась в Германии. Она
берет начало от реактора MZFR, разработанного компанией Siemens в начале 1960-х годов, построенного и
пущенного в центре ядерных исследований в Карлсруэ в 1966 году. Реактор считался исследовательским,
однако не уступал средним энергетическим установкам того времени по мощности (200 МВт тепловой и 50
МВт — электрической нетто) и вырабатывал электрическую и тепловую энергию для окружающего района.
Он проработал до 1984 года.
Основные конструктивные принципы MZFR воплотились в более мощных (электрическая мощность — 335 и
692 МВт нетто) энергетических реакторах, которые были построены на двух ныне работающих энергоблоках
АЭС «Атуча» в Аргентине. Сегодня права на немецкую технологию принадлежат компании Areva, которая
участвовала в достройке второго блока аргентинской станции.
В немецкой концепции, как и в шведской, реактор имеет вертикальный корпус и вертикально расположенные
топливные каналы. Как и в предыдущих примерах, в немецкой конструкции не предусмотрена полная изоля-
ция замедлителя и теплоносителя. Однако, если в шведской модели функции замедлителя выполняет сам
теплоноситель, то в немецкой это разные потоки тяжелой воды, смешение которых весьма ограниченно.
Внутри корпуса реактора помещен бак с замедлителем, через который проходят каналы СУЗ и топливные
каналы, вы полненные из циркалоя-2. Теплоноситель подается в корпус реактора через боковые патрубки и
поступает в зазор между корпусом и баком. Отсюда поток теплоносителя направляется в нижнюю часть ре-
актора, омывая бак замедлителя, далее проходит через топливные каналы снизу вверх и направляется
через выходные патрубки к парогенераторам. В баке имеются отверстия, через которые замедлитель сооб-
щается с теплоносителем, таким образом их давление практически выравнивается. По этой причине топлив-
ные каналы не требуют удержания большого давления и делаются тонкостенными. Кроме того, сообщающи-
еся потоки теплоносителя и замедлителя обслуживаются некоторыми общими для них вспомогательными
системами.
Замедлитель имеет собственный контур охлаждения, который выведен за пределы корпуса реактора и обес-
печивает предварительный подогрев питательной воды.
В реакторах АЭС «Атуча» используются тепловыделяющие сборки с длиной активной части около 5,3 метра,
образующие в поперечном разрезе треугольную решетку со стороной 272 см. Каждая сборка имеет круглое
сечение и включает 36–37 твэлов с оболочкой из циркалоя-4. Активная зона обоих реакторов имеет почти
одинаковые высоту, размерность решетки и состав топлива. Разница в мощности достигается за счет разно-
го числа тепловыделяющих сборок (252 на первом блоке и 451 — на втором), различий в конструкции ТВС
(разные диаметры и число твэлов) и так далее. Проекты предусматривают применение оксидного топлива
природного изотопного состава, однако сегодня используется слабообогащенный (до 0,85 %) уран.
Поскольку применение природного урана требовало повышенных объемов перегрузки топлива (за год она
могла достигать приблизительно полутора объемов активной зоны), необходимым условием при разработке
концепции была перегрузка топлива без остановки РУ. Для корпусного реактора это потребовало нестан-
дартных решений. Перегрузка осуществляется на мощности, без снятия крышки корпуса. При этом перегру-
зочная машина герметизирует специальный канал в верхней части корпуса, через который извлекается
сборка, после чего канал закрывается.
Чтобы не мешать разгрузке в процессе работы реактора, применена особая компоновка приводов и каналов
СУЗ. Они вводятся в корпус реактора на радиальной периферии верхнего блока под углом 20° к оси реакто-
ра. На этих реакторах также используются борное регулирование и аварийный ввод бора.
Канадская ветвь
Наиболее распространенная и коммерчески успешная ветвь тяжеловодных технологий зародилась в Канаде
с некоторым участием технической мысли США, где в 1963 году был пущен небольшой реактор похожей кон-
струкции. Сегодня подобные реакторы используются в семи странах мира: самой Канаде, а также в Индии,
Аргентине, Румынии, Пакистане, Китае, Южной Корее.
Исследовательские реакторы, созданные в 1940–1950-х годах в Канаде, были непохожи на современные
энергетические реакторы этого типа. Настоящим родоначальником таких конструкций можно считать послед-
ний, радикально переделанный вариант проекта реактора NPD, построенного и пущенного в 1962 году на
АЭС «Ролфтон», провинция Онтарио. Проект реализовали совместно несколько компаний: федеральная
Atomic Energy of Canada Limited (AECL), энергокомпания провинции Онтарио — Ontario Hydro и инжинирин-
говая компания Canadian General Electric.
Реакторная установка АЭС «Ролфтон» обладала фамильными чертами большинства последующих предста-
вителей линейки канадских энергетических реакторов, известных под собирательной аббревиатурой CANDU
(сокращенно от Canada Deuterium Uranium — канадский дейтериевый урановый), а также «отпочковавшей-
ся» от них индийской ветви реакторов PHWR.
В реакторах с каналами давления и тяжеловодным теплоносителем последний используется в первом кон-
туре, а во втором применяется легкая вода. В противоположность корпусным тяжеловодным реакторам, в
CANDU замедлитель и теплоноситель физически полностью разграничены уже в первом контуре, а в отли-
чие от тяжеловодных реакторов с легководным охлаждением, вода первого контура никогда не используется
в качестве рабочего тела турбины. В этих реакторах первый контур состоит из множества труб давления,
пронизывающих каландр с замедлителем. За пределами каландра, со стороны входа и выхода из него, кана-
лы объединяются и в конечном итоге собираются у впускных и выпускных труб первого контура парогенера-
торов. В каландре трубы вставлены в технологические каналы, образующие в поперечном разрезе квадрат-
ную решетку (со стороной 286 мм для современных действующих CANDU). Между трубами и каналами ка-
ландра поддерживается минимальный зазор, заполняемый газом (в современных моделях — углекислым).
Помимо циркуляции теплоносителя двух изотопных составов в двух контурах и разных агрегатных состояни-
ях, в таких реакторах также организован отдельный контур охлаждения замедлителя. Его циркуляция пре-
следует цель поддержания относительно низких, по сравнению с теплоносителем, температур (ниже 100 °С)
и давления замедлителя (несколько атмосфер).
В конструкциях этого рода технологические каналы и трубы — горизонтальные. Это облегчает загрузку и вы-
грузку топлива из отдельных каналов, которая осуществляется в процессе работы реактора, одновременно с
двух торцевых сторон каландра. В таких реакторах применяются короткие тепловыделяющие сборки, вставляемые в каналы последовательно. Такая архитектура сродни компоновке первых уран-графитовых
реакторов-наработчиков, построенных в 1940 – 1950;х годах в Хэнфорде (США) и Виндскейле (Великобрита-
ния). Ее использование позволяло обеспечить непрерывность загрузки-выгрузки облучаемых рабочих бло-
ков, то есть оптимизировать наработку оружейных материалов. Канадская ядерная программа, выросшая из
совместных с США и Великобританией ядерно-оружейных НИОКР, очевидно, учла этот полезный опыт.
В противоположность канадской модели, в вертикальных корпусных тяжеловодных реакторах перегрузка на
мощности сопряжена с дополнительными сложностями. Для их преодоления могут применяться изощрен-
ные устройства механической перегрузки, наподобие упомянутых внутрикорпусного перегрузочного устрой-
ства в шведском реакторе или внешней перегрузочной машины — в немецких тяжеловодных конструкциях.
Однако они осуществляют последовательную выгрузку-загрузку топлива. Другой пример — гидротранспорт-
ная система для облучаемых рабочих блоков, которая в свое время была впервые создана в Озерске под
российским тяжеловодным реактором-наработчиком типа ОК. В последнем случае потребовалось строи-
тельство сложных коммуникаций в подземном пространстве под реактором. При этом система работала со
сбоями.
Горизонтальное расположение топливных каналов также позволяет пространственно развести их патрубки
на выходе из каландра и приводы стержней СУЗ: последние вставляются вертикально сверху вниз, то есть
перпендикулярно технологическим каналам. В противном случае их совместная компоновка в торцевой
части каландра потребовала бы очень сложных технических решений, в том числе учитывающих соображе-
ния безопасности (как отмечалось, в немецкой концепции корпусного реактора для решения этой проблемы
каналы СУЗ направлены в активную зону под углом). Помимо этого, при такой компоновке надежность сра-
батывания СУЗ в случае аварии повышается за счет гравитации, как в реакторах PWR и ВВЭР.
Наряду с компенсирующими и аварийными стержнями из кобальта и кадмия в системе безопасности CANDU
предусмотрено искусственное «отравление» реактора, в частности, введение под давлением в замедлитель
раствора — поглотителя нейтронов. В современных моделях канадской линейки для этой цели используется
не борный раствор, а нитрат гадолиния.
К основным средствам регулирования реактивности в ходе нормальной работы реактора относятся трубные
камеры, расположенные в активной зоне и заполняемые естественной водой для снижения реактивности в
случае необходимости. В реакторе проекта CANDU 6 имеется 14 таких камер.
Мировые вариации
Ряд концепций тяжеловодных реакторов не дожили до сегодняшнего дня в виде действующих конструкций.
Однако заложенные в некоторых из них идеи нашли воплощение в современных разработках в тяжеловод-
ной нише, и не исключено, что в дальнейшем они могут возродиться в ином качестве.
Историческое первенство в этом ряду принадлежит газоохлаждаемым тяжеловодным реакторам. К ним от-
носится, во;первых, разработанный в Советском Союзе (ИТЭФ им. А. И. Алиханова) реактор типа КС. Строи-
тельство двух энергоблоков с таким реактором мощностью 200 МВт каждый на Урале было предусмотрено
первой программой развития атомной энергетики, одобренной правительством СССР в 1956 году. Однако
лишь план сооружения Белоярской АЭС с графитовыми реакторами, предусмотренный этой программой,
был реализован. Впрочем, проект АЭС с газоохлаждаемым реактором нашел иное воплощение: реактор
КС-150 мощностью свыше 127 МВт был построен в период с 1958 по 1972 год в Чехословакии, как основа
атомной станции А1 в Богунице. Это был первый инициированный в мире проект сооружения атомной элек-
тростанции на основе тяжеловодной конструкции, хотя впоследствии само строительство затянулось, в том
числе из-за известных политических событий 1968 года в Чехословакии. Энергоблок был окончательно оста-
новлен в 1977 году после двух аварий, наиболее серьезная из которых была вызвана незначительными
ошибками персонала, приведшими к эскалации неблагоприятных событий.
Другими реализованными концепциями с газовым теплоносителем стали: реактор EL 4 электрической мощ-
ностью 75 МВт, построенный во французском Бренилисе и функционировавший в 1972 –1981 годах; разрабо-
танный Siemens реактор мощностью 100 МВт, построенный недалеко от Мюнхена, в Нидерайхбахе, и прора-
ботавший лишь полтора года, в 1973 –1974 годах; реактор мощностью 8 МВт, пущенный в 1968 году в швей-
царском Люсенсе, между Лозанной и Берном, и закрытый спустя несколько месяцев в результате серьезной
аварии.
Во всех перечисленных концепциях применялся углекислый газ в качестве теплоносителя, в остальном кон-
струкции отличались по форме исполнения. Применение газа в качестве теплоносителя позволяло суще-
ственно увеличить температуру и давало принципиальную возможность в дальнейшем использовать прямой
турбинный цикл и повысить термический КПД. Однако более высокие температуры в активной зоне требова-
ли применения иных конструкционных материалов, а также повышали риски. Не случайно на этих проектах
произошло несколько довольно серьезных аварий. В общем, это направление по факту оказалось не осо-
бенно успешным и не получило дальнейшего продолжения именно с тяжеловодным замедлителем.
Особняком стоит концепция тяжеловодного реактора с органическим теплоносителем, имеющим высокую
температуру кипения. Действовала лишь одна тяжеловодная конструкция такого рода — исследовательский
реактор WR-1 тепловой мощностью 60 МВт, построенный на площадке канадского ядерного центра Вайт-
шел, провинция Манитоба. К особенностям реактора относятся: применение вертикальных каналов, высо-
кая температура (425 °C) и низкое давление теплоносителя, в качестве которого использовалась смесь угле-
водородов с высокой температурой кипения (около 400 °C); применение карбидного топлива с ураном при-
родного изотопного состава.
Концепция, которая эволюционировала из идеи построить реакторную установку с органикой в качестве теп-
лоносителя и замедлителя (первая подобная была пущена в США в 1957 году), оказалась технически вполне
реализуемой: WR-1 проработал около 20 лет, с 1965 по 1985 год. Проект показал хорошие перспективы по
целому ряду направлений: расход тяжелой воды мог сократиться примерно в пять раз, существенно повы-
шался КПД, уменьшались риски, связанные с радиационной безопасностью, увеличивалась глубина выгора-
ния. В то же время большая энергонапряженность, в полтора раза более высокие температуры эксплуата-
ции каналов предъявляли новые требования к стойкости конструкционных материалов. В дальнейшем по-
добный дизайн не применялся.
В другой концепции — в тяжеловодных реакторах с легководным теплоносителем — была сделана попытка
преодолеть недостаток канальных конструкций с тяжеловодным охлаждением: установки последнего типа
имеют двухконтурную схему, поскольку использование одноконтурной компоновки, в которой тяжелая вода
применялась бы одновременно в качестве рабочего тела турбины, сопряжено с техническими и экономиче-
скими проблемами, в частности, с б;льшими объемами и потерями тяжелой воды, необходимостью измене-
ния ее водно-химического режима и так далее.
Использование легкой воды в первом контуре позволяет создать кипящий реактор, сэкономив на втором кон-
туре и, в частности, на таких дорогостоящих элементах, как парогенераторы. Кроме того, это существенно
(на 40–50 %) сокращает потребность в тяжелой воде. Привлекательностью этой идеи можно объяснить появ-
ление целого ряда конструкций такого рода, воплощенных в реальные проекты. К ним относятся: реактор
SGHWR электрической мощностью около 100 МВт, который был построен в Уинтрите, Великобритания, и ра-
ботал с 1967 по 1990 год; реактор CBLW мощностью 250 МВт, на основе которого в канадской провинции
Квебек была построена одноблочная (в то время) АЭС «Джентили», проработавшая с этим реактором с 1972
по 1977 год; реактор CIRENE мощностью около 40 МВт, построенный в 1970-х — 1980-х годах на итальян-
ской АЭС «Латина», но никогда не использовавшийся; реактор ATR, построенный в Фуджене, Япония, и
функционировавший с 1978 по 2003 год. Каждый из этих реакторов планировался в качестве возможного ро-
доначальника последующих, более мощных конструкций такого типа, но ни одна установка не получила раз-
вития. Несмотря на это, идея использования легководного теплоносителя жива и нашла воплощение в неко-
торых новых концепциях тяжеловодных реакторов.
Современная ситуация
Конкуренция тяжеловодных концепций на протяжении нескольких десятилетий привела к абсолютному пре-
обладанию канадской ветви. Для этого есть несколько причин.
К достоинствам шведско-немецкой концепции относятся более умеренные требования к топливным каналам
(они тонкостенные), отсутствие необходимости их объединения в сложные системы труб высокого давления.
Физическая эффективность корпусных конструкций может быть также несколько выше. Например, КПД
немецких реакторов АЭС «Атуча» составляет 29–32 %, что для установок, работающих на естественном
уране и с низкими параметрами пара, хороший показатель. Для сравнения, КПД действующих моделей ка-
надских и созданных на их базе индийских реакторов не превышает 30 %.
Между тем в современном мире преобладает спрос на реакторы мощностью свыше 1 ГВт, расширяется
рынок реакторов производительностью порядка 1,5 ГВт. Для увеличения мощности тяжеловодного реактора,
работающего на природном уране, до хотя бы сравнимых уровней необходимо пропорциональное наращи-
вание активной зоны — большее (в расчете на единицу мощности), чем для легководных реакторов, работа-
ющих с обогащенным топливом, не говоря о быстрых или высокотемпературных конструкциях. Это особенно
проблематично для шведско-немецкой тяжеловодной концепции, которая в буквальном смысле упирается в
размеры корпуса реактора: увеличение объема корпуса давления сопряжено с прогрессирующим ростом
сложностей его изготовления и, соответственно, стоимости. Кроме того, увеличение объема корпуса требует
больших объемов дорогостоящей тяжелой воды, несмотря ни на какие ухищрения (в корпусных тяжеловод-
ных реакторах применяется отгораживание «ненужных» выпуклостей вокруг активной зоны для экономии тя-
желой воды).
Выходом из этого противоречия может стать использование обогащенного топлива, но в таком случае теря-
ется основное преимущество тяжеловодной технологии перед остальными. В качестве компромисса в по-
добных реакторах (части аргентинских и современных индийских) стали использовать слабообогащенный
уран, который повышает эффективность, но позволяет экономить на услугах изотопного разделения.
В общем, недаром в 1970-х годах, когда в мире начали строиться гигаваттные реакторы и получил развитие
рынок конверсии и обогащения, в Швеции и Германии был сделан выбор в пользу легководных технологий.
Так же поступили и некоторые другие государства: США, Франция, Швейцария, Чехословакия. К ним можно
добавить СССР и Великобританию, которые прежде разрабатывали тяжеловодные конструкции и связывали
с ними определенные надежды в энергетике, но потом отказались от них в пользу не только легководных, но
и других технологий.
АЭС «Чернавода»
Рынок тяжеловодных реакторов сохранился, но на нем возобладала канадская концепция, которая оказа-
лась самой гибкой и функциональной, допускала б;льшую свободу маневра. В перспективе соединение до-
стоинств канальной архитектуры с рядом новых или хорошо забытых старых идей может дать второе дыха-
ние тяжеловодной технологии. Именно в этом направлении пытаются идти ведущие поставщики таких техно-
логий.
Среди подобных разработок можно назвать конструкцию AHWR, созданную индийским Центром ядерных ис-
следований им. Х. Бабы. Это одноконтурный кипящий реактор мощностью около 300 МВт с легкой водой в
качестве теплоносителя. К отличительным чертам конструкции относятся вертикальные каналы давления,
использование естественной циркуляции на мощности, современных средств пассивной и активной безопас-
ности. Реактор может быть приспособлен для работы на разном обогащенном оксидном топливе: уран-
плутониевом MOX, смеси оксидов тория и урана-233, либо плутония и тория. В частности, предложен экс-
портный вариант этой конструкции (AHWR300-LEU), предназначенный для работы на смеси оксидов тория и
урана, обогащенного до 19,75 %. По утверждению поставщика, ОЯТ такого реактора имеет сравнительно
«неблагоприятный» изотопный состав с точки зрения извлечения оружейных материалов (в частности, со-
держание Pu-239 ~42 %, а Pu-238 ~9,5 %), но пригодно для последующей утилизации в реакторах после со-
ответствующей переработки: повышенное, по сравнению с легководными реакторами, содержание U-232 и
U-236 в ОЯТ AHWR300-LEU компенсируется высокой совокупной концентрацией U-235 и U-233 (около 8 %).
Реактор в разных модификациях имеет 444–452 топливных канала, образующих в поперечном разрезе квад-
ратную решетку со стороной 225 мм. Топливные каналы проходят вертикально через технологические кана-
лы каландра с кольцевым зазором между ними, заполненным углекислым газом, что напоминает конструк-
цию с горизонтальными каландрами. Однако, в отличие от них, каждый канал AHWR заполняется одной ТВС
круглого сечения с длиной активной части 3,5 метра. Каждая топливная сборка включает твэлы с различным
по элементной пропорции топливом. В отличие от тяжеловодных реакторов с горизонтальными каналами,
выгрузка-загрузка топлива осуществляется последовательно с одной (верхней) торцевой части реактора.
Продолжительность нахождения топлива в реакторе и глубина выгорания у AHWR разной модификации зна-
чительно больше (38–64 МВт сут/кгU), чем у действующих тяжеловодных реакторов.
Параметры AHWR позволяют получать насыщенный пар с температурой 285 °C и давлением 7 МПа, что
выше аналогичных параметров действующих тяжеловодных конструкций. В результате его КПД также
несколько выше — 30,9 %.
Внедрение реакторов типа AHWR в Индии предполагается долгосрочной ядерной программой страны. Стро-
ительство первой станции с таким реактором предусмотрено текущим двенадцатым государственным пяти-
летним планом, однако площадка пока не объявлена.
Другая концепция реактора с легкой водой в качестве теплоносителя — ACR-1000 мощностью 1200 МВт —
была разработана в Канаде компанией AECL до продажи в 2011 году ее реакторного бизнеса инжиниринго-
вой компании SNC–Lavalin. В отличие от индийской конструкции, в ACR-1000 сохранены традиционная гори-
зонтальная компоновка каландра и каналов, а также двухконтурная схема. Таким образом, речь идет не о
кипящем реакторе, а об установке с легкой водой под давлением в обоих контурах и тяжеловодным замед-
лителем. Детальный проект так и не был разработан. Новый поставщик линейки канадских реакторов факти-
чески заморозил его развитие, отдав приоритет готовой к внедрению модели EC6 — фактически эволюцион-
ной модификации реактора CANDU-6, действующего на ряде АЭС в разных странах.
Иного рода перспективы связаны с использованием тяжеловодных реакторов для утилизации ОЯТ других
реакторных установок. Это в принципе не требует создания новых тяжеловодных конструкций, необходима
лишь адаптация существующих. Такие планы серьезно рассматриваются, в частности, в Индии, Великобри-
тании, Китае, Южной Корее.
Великобритания несколько лет изучает предложение использовать канадский реактор EC6 для утилизации
накопленных в Соединенном Королевстве запасов плутония, около 100 тонн которого принадлежат самой
Великобритании. Однако наряду с канадским предложением рассматриваются варианты использования для
этой цели легководных реакторов или быстрых (конструкции PRISM консорциума GE-Hitachi). Выбор до сих
пор не сделан.
Южная Корея, в которой имеется четыре действующих энергоблока с CANDU-6, давно исследует возмож-
ность прямого использования ОЯТ легководных реакторов в канадских тяжеловодных реакторных установ-
ках. Корейский институт KAERI совместно с канадскими компаниями разработал технологию DUPIC, которая
предусматривает изготовление топлива для CANDU путем механической переработки ОЯТ легководных ре-
акторов без химического выделения урана, плутония и прочих компонентов. Однако перспективы промыш-
ленного использования этой технологии пока не ясны.
Другие проекты продвигаются в Китае. Они заключаются в том, чтобы приспособить технологии CANDU для
утилизации ОЯТ китайских легководных реакторов, а также для использования тория, которым достаточно
богат Китай. С этой целью с конца 2000-х годов был заключен ряд меморандумов и рамочных соглашений.
Они предусматривали, во;первых, возможность адаптации действующих реакторов CANDU на АЭС «Цинь-
шань» для полного перехода на топливо на базе регенерированного урана. Во-вторых, возможность сов-
местной разработки и продвижения в Китае и за его пределами реактора AFCR — по сути модификации
EC6, специально приспособленной для использования разных видов топлива, включая торий и смесь из 70
% регенерированного и 30 % обедненного урана. Тестовые сборки с твэлами, включающими продукты пере-
работки ОЯТ, а также с торием загружались в реакторы CANDU на АЭС «Циньшань». Эти опыты подтверди-
ли принципиальную реализуемость проекта. В конце прошлого года SNC–Lavalin и CNNC (контролирующая
внедрение тяжеловодных технологий в Китае и значительную часть ЯТЦ этой страны) подписали рамочное
соглашение о создании совместного предприятия для реализации проекта AFCR.
https://aftershock.news/
***************
Материалы из Сети подготовил Вл.Назаров
Нефтеюганск
22 сентября 2025 года.

*************
ПРИЛОЖЕНИЕ

Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) — это тип легководного ядерного
реактора. ВВЭР составляют подавляющее большинство атомных электростанций в мире (за
исключением Великобритании, Японии, Индии и Канады).
В реакторе с водой под давлением вода используется и как поглотитель нейтронов, и как
теплоноситель для активной зоны реактора. В активной зоне вода нагревается за счёт
энергии, выделяющейся при делении атомов, содержащихся в топливе. Благодаря очень
высокому давлению (около 155 бар: 2250 фунтов на кв. дюйм) вода остаётся в жидком
состоянии. Затем нагретая вода поступает в парогенератор, где передаёт свою тепловую
энергию воде вторичного контура, находящейся под более низким давлением, что позволяет
ей испаряться. Полученный пар приводит в движение паровые турбины, соединённые с
электрогенератором. В водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР), напротив, не
поддерживается такое высокое давление в первичном контуре, поэтому вода испаряется
внутри защитной оболочки реактора (ЗОР) перед подачей в турбину. В большинстве
конструкций реакторов с водой под давлением используется от двух до шести
парогенераторов, каждый из которых связан с контуром теплоносителя.
PWR изначально были разработаны для использования в качестве ядерной морской
двигательной установки для атомных подводных лодок и использовались в первоначальном
проекте второй коммерческой энергетической установки на атомной электростанции
Шиппингпорт.
PWR эксплуатируются в США, Франции, России, Китае, Южной Корее и ряде других стран.
Большинство из них - это реакторы поколения II; более новые конструкции поколения III,
такие как AP1000, Hualong One, EPR и APR-1400, поступили на вооружение с 2018 года.
Разработка водо-водяных энергетических реакторов началась в 1946 году, когда в США была
запущена программа по созданию ядерных силовых установок для военно-морского флота в
Национальной лаборатории Ок-Ридж для разработки ядерных силовых установок для подводных
лодок. Первая полностью работоспособная силовая установка для подводной лодки была создана в
Национальной лаборатории Айдахо. Последующие работы проводились в Лаборатории атомной
энергии Беттиса компании Westinghouse. Первая чисто коммерческая атомная электростанция в
Шипингпортской атомной электростанции изначально проектировалась как реактор с водой под
давлением (хотя первая электростанция, подключённая к сети, была в Обнинске, СССР), по
настоянию адмирала Хаймана Г. Риковера, который считал, что жизнеспособная коммерческая
электростанция не будет включать в себя «безумные термодинамические циклы, которые хотят
построить все остальные».
С 1954 по 1974 год в рамках армейской программы по созданию ядерной энергетики в США
эксплуатировались водо-водяные энергетические реакторы. АЭС «Три-Майл-Айленд» изначально
состояла из двух водо-водяных энергетических реакторов, TMI-1 и TMI-2.Частичный расплав активной зоны реактора TMI-2 в 1979
году фактически на два десятилетия приостановил строительство новых атомных электростанций в США. Уоттс-Бар энергоблок № 2
(четырёхконтурный реактор PWR компании Westinghouse) был введён в эксплуатацию в 2016 году и стал первым новым ядерным
реактором в США с 1996 года.
Водо-водяной энергетический реактор имеет несколько новых реакторов третьего поколения эволюционных модификаций: AP1000,
ВВЭР-1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One, IPWR-900 и EPR. Первые реакторы AP1000 и EPR были подключены к электросети в
Китае в 2018 году. В 2020 году NuScale Power стала первой американской компанией, получившей разрешение Комиссии по ядерному
регулированию на использование малогабаритного модульного реактора с модифицированной конструкцией PWR. Также в 2020
году Energy Impact Center представил проект OPEN100, в рамках которого были опубликованы с открытым исходным кодом чертежи для
строительства атомной электростанции мощностью 100 МВтэлектрической с реактором PWR.
Ядерное топливо в корпусе реактора участвует в контролируемой цепной реакции деления, в результате которой выделяется тепло,
нагревающее воду в первичном контуре теплоносителя за счёт теплопроводности через оболочку топлива. Горячий первичный
теплоноситель перекачивается в теплообменник, называемый парогенератором, где он проходит через несколько тысяч маленьких
трубок. Тепло передается через стенки этих трубок вторичному теплоносителю с более низким давлением, расположенному на
стороне кожуха теплообменника, где вторичный теплоноситель превращается в пар под давлением. Передача тепла осуществляется без
смешивания двух жидкостей, чтобы вторичный теплоноситель не стал радиоактивным. В парогенераторах часто используются U-
образные трубки или одноходовые теплообменники.
Наглядное объяснение процесса передачи энергии в водо-водяном
энергетическом реакторе. Первичный теплоноситель обозначен
оранжевым цветом, а вторичный теплоноситель (пар, а затем
питательная вода) — синим.
На атомной электростанции пар под давлением проходит через паровую
турбину, которая приводит в движение электрический генератор,
подключённый к электросети для передачи энергии. После прохождения
через турбину вторичный теплоноситель (пароводяная смесь)
охлаждается и конденсируется в конденсаторе. Конденсатор превращает
пар в жидкость, чтобы его можно было направить обратно в
парогенератор, и поддерживает вакуум на выходе из турбины, чтобы
максимально увеличить перепад давления в турбине и, следовательно,
извлечь из пара как можно больше энергии. Перед подачей в
парогенератор конденсированный пар (называемый питательной водой)
иногда предварительно нагревают, чтобы минимизировать тепловой
удар.
https://en.wikipedia.org/