Статья посвящена актуальной на сегодняшний день проблеме, а именно вопросам оптимизации нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭРов. Проведён обзор проектных основ, заложенных в конструкцию активной зоны реакторов. Проанализированы главные плюсы и минусы различных направлений в совершенствовании нейтронно-физических характеристик. Особое внимание уделено развитию отечественных водоохлаждаемых реакторов. В статье рассматриваются ключевые этапы и опыт эксплуатации ВВЭРов.
Ключевые слова: реактор, ВВЭР, Россия, активная зона, характеристики.
Водо-водяные энергетические реакторы составляют основной массив “Росатома”, так как являются наиболее изученными и имеют богатый опыт эксплуатации. Более половины всей производимой атомной энергии в Российской Федерации приходится на этот тип реакторов.
Следовательно, оптимизация нейтронно-физических характеристик и разработка новых конструкционных решений активной зоны данного типа реакторов — является актуальной проблемой в наши дни.
Первые концептуальные проработки в направлении развития водо-водяных энергетических реакторных установок стартовали в СССР еще в 1954 году и базировались на разработках реактора для атомной подводной лодки. Разрабатывались 2 варианта водяных электростанций (ВЭС): ВЭС‑1 с алюминиевой конструкцией активной зоны для низких параметров пара и ВЭС‑2 с заменой алюминия цирконием для выработки пара более высоких параметров. [1, c. 34]
Причём, первый вариант проигрывал второму по мощности вырабатываемой электроэнергии за счёт более совершенной конструкции активной зоны, а точнее, вследствие того, что материалом конструкции активной зоны в ВЭС-2 служил циркониевый сплав, который, в совою очередь, является “прозрачным” для нейтронов.
В результате был выбран второй вариант, основные параметры которого представлены в Таблице 1.
Таблица 1
Основные параметры реактора ВЭС-2
|
Мощность реактора, МВт: — тепловая — электрическая |
700 165 |
|
Давление теплоносителя первого контура, ат |
80 |
|
Температура, °С: — на входе в реактор — на выходе из реактора |
250 260 |
|
Давление пара перед турбиной (сухой насыщенный пар), ат |
29 |
|
Размеры активной зоны, м: — диаметр — высота |
3,7 3,2 |
|
Размеры твэлов, мм: — диаметр (с оболочкой) — длина |
23,6 200 |
|
Кассета с твэлами: — диаметр циркониевой трубы, мм — толщина стенки, мм — в сечении кассеты семь твэлов с шагом, мм — общее число кассет, шт. |
100 0,8–1,0 34 1040 |
|
Максимальная тепловая нагрузка на поверхность твэлов, ккал/(м2-ч) |
0,95* |
|
Максимальная температура поверхности твэлов, °С |
284 |
В 1955 году произошла оптимизация данного типа реактора, который с этого момента уже официально именовался ВВЭР.
Основные изменения заключались в изменении параметров топливной загрузки: природный уран загружался в виде двуокиси, а обогащенный уран — в виде металлокерамики, состоящей из двуокиси урана и алюминиевого сплава, также был существенно повышен уровень обогащения (с 2 % до 25 % по 235U).
Изменения коснулись и самих тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ): уменьшение диаметра ТВЭЛ позволило увеличить поверхность теплосъёма, что позволило уменьшить габариты активной зоны и сократить почти в четыре раза необходимую загрузку урана, а самое главное, увеличить мощность реактора до 730 МВт (т).
В дальнейшем развитии данного типа реакторов с 1956 по 1969 гг, окончательно определились с основными техническими решениями, которые впоследствии стали «фамильными» чертами ВВЭРов, а именно: тепловыделяющая сборка (ТВС) кассетного типа; существенное снижения степени обогащения урана в активной зоне, а также замена природного урана на уран с обогащением порядка 1 % по 235U; треугольная разбивка расположения кассет в активной зоне реактора и твэлов — в ТВС; циркониевый сплав с ниобием в качестве материала твэлов; высокопрочная легированная углеродистая сталь в качестве материала корпуса реактора. [1, c. 35–36]
В 1969 году стартовали работы по реакторной установке ВВЭР-1000, сооружение которой было запланировано на пятом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Технический проект первого водо-водяного реактора электрической мощностью 1000 МВт, который получил обозначение В-187. При переходе к ВВЭР-1000 были увеличены высота активной зоны и общая загрузка по урану. Экономическая эффективность обеспечивалась не только увеличением единичной мощности, но и радикальным улучшением показателей топливоиспользования: повышение энергонапряженности топлива более чем в два раза (с 20 до 45 КВт/кг), увеличение глубины выгорания ядерного топлива более чем в три раза (с 12 до 43 МВт · сут/кг). [1, c. 35–36]
Дальнейшая модернизация проекта В-187 базировалась, в основном, на улучшении систем безопасности, совершенствовании паротурбинного цикла, модернизации главных циркуляционных насосов и т. п.
Таким образом, для увеличения мощности и КПД водоохлаждаемого типа реакторов, необходимым в рассмотрении является вопрос об оптимизации нейтронно-физических характеристик активной зоны, а учитывая кол-во энергии, производимой ВВЭРами в России и в мире, данная проблема является первостепенной.
Литература:
- Панов С. У истоков водо-водяных // Атомный эксперт. — 2016. — № 1 (43). — С. 3 4–39.
- Панов С. Тысячники // Атомный эксперт. — 2016. — № 6 (48). — С. 36–43.
- Окунев В. С., Лисицын И. С. Нейтронно-физический расчет решетки ядерного реактора на основе газокинетической теории переноса. — М.: МГТУ им. Н. Э. Баумана, 2011. — 141 с.
