Обзор проектных основ нейтронно-физических характеристик активных зон водоохлаждаемых реакторов | Статья в журнале «Техника. Технологии. Инженерия»

Отправьте статью сегодня! Журнал выйдет 2 ноября, печатный экземпляр отправим 6 ноября.

Опубликовать статью в журнале

Авторы: ,

Рубрика: Энергетика

Опубликовано в Техника. Технологии. Инженерия №1 (11) январь 2019 г.

Дата публикации: 13.12.2018

Статья просмотрена: 13 раз

Библиографическое описание:

Бухалов И. А., Игнатьев В. Н. Обзор проектных основ нейтронно-физических характеристик активных зон водоохлаждаемых реакторов // Техника. Технологии. Инженерия. — 2019. — №1. — С. 5-8. — URL https://moluch.ru/th/8/archive/110/3822/ (дата обращения: 20.10.2019).



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:

  1. Панов С. У истоков водо-водяных // Атомный эксперт. — 2016. — № 1 (43). — С. 3 4–39.
  2. Панов С. Тысячники // Атомный эксперт. — 2016. — № 6 (48). — С. 36–43.
  3. 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.
Основные термины (генерируются автоматически): активная зона, тип реакторов, твэл, характеристика, реактор, мощность реактора, Россия, циркониевый сплав, природный уран.

Похожие статьи

Атомные электростанции | Статья в журнале «Молодой ученый»

Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем графит

Основные технические характеристики АЭС с реакторами типов ВВЭР и РБМК в табл. 2

Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной...

Торий — лучший источник энергии

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов. Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора.

Преимущества тория в ЯТЦ | Статья в журнале «Молодой ученый»

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. LFTR (англ. liquid fluoride thorium reactor) — тип ядерных реакторов, использующих торий и уран-233 в качестве топлива, относятся к ториевому ядерному циклу.

Анализ внешней среды предприятия ОАО «НЗХК» (Новосибирский...

PWR является зарубежным аналогом отечественного реактора ВВЭР-1000. Данный вид реактора наиболее распространен в странах

НЗХК изготавливает топливные таблетки для ТВЭЛов типа ВВЭР, РБМК и PWR. Проектная производительность топливных таблеток на...

Атомные электростанции | Статья в журнале «Молодой ученый»

- Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния. В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами...

Современные тенденции развития реакторов на быстрых нейтронах

Реактор БР-10 стал базовым в развитии очень перспективного направления ядерной энергетики — реакторов на быстрых нейтронах с

В связи с этим стоит задача разработки реакторов на быстрых нейтронах с характеристиками, при которых коэффициент воспроизводства горючего...

Теплофикационный энергоблок с ядерным реактором СВБР-100...

Приведены тепловая схема парогазового теплофикационного энергоблока с реактором СВБР-100 и результаты ее расчета. Показана возможность реализации в таком энергоблоке комбинированного цикла с двумя газотурбинными установками (ГТУ)...

Использование ядерных материалов в мирных целях

Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора, отбирается водой (теплоносителем) 1-го

Установленная электрическая мощность каждого реактора — 35 МВт, тепловая мощность — 140

Радиационные контуры и ТВЭЛы применяют в РБТ в настоящее время только для...

Характеристика продуктов аварии при радиоактивном...

Природный уран состоит из трех изотопов, при этом, где бы на нашей планете не добывали уран, его изотопный состав всюду одинаков

уран-234 0,0054 % Т1/2=27,0106 лет. Большинство проектируемых и действующих АЭС с реакторами на тепловых нейтронах...

Похожие статьи

Атомные электростанции | Статья в журнале «Молодой ученый»

Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем графит

Основные технические характеристики АЭС с реакторами типов ВВЭР и РБМК в табл. 2

Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной...

Торий — лучший источник энергии

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов. Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора.

Преимущества тория в ЯТЦ | Статья в журнале «Молодой ученый»

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. LFTR (англ. liquid fluoride thorium reactor) — тип ядерных реакторов, использующих торий и уран-233 в качестве топлива, относятся к ториевому ядерному циклу.

Анализ внешней среды предприятия ОАО «НЗХК» (Новосибирский...

PWR является зарубежным аналогом отечественного реактора ВВЭР-1000. Данный вид реактора наиболее распространен в странах

НЗХК изготавливает топливные таблетки для ТВЭЛов типа ВВЭР, РБМК и PWR. Проектная производительность топливных таблеток на...

Атомные электростанции | Статья в журнале «Молодой ученый»

- Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния. В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами...

Современные тенденции развития реакторов на быстрых нейтронах

Реактор БР-10 стал базовым в развитии очень перспективного направления ядерной энергетики — реакторов на быстрых нейтронах с

В связи с этим стоит задача разработки реакторов на быстрых нейтронах с характеристиками, при которых коэффициент воспроизводства горючего...

Теплофикационный энергоблок с ядерным реактором СВБР-100...

Приведены тепловая схема парогазового теплофикационного энергоблока с реактором СВБР-100 и результаты ее расчета. Показана возможность реализации в таком энергоблоке комбинированного цикла с двумя газотурбинными установками (ГТУ)...

Использование ядерных материалов в мирных целях

Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора, отбирается водой (теплоносителем) 1-го

Установленная электрическая мощность каждого реактора — 35 МВт, тепловая мощность — 140

Радиационные контуры и ТВЭЛы применяют в РБТ в настоящее время только для...

Характеристика продуктов аварии при радиоактивном...

Природный уран состоит из трех изотопов, при этом, где бы на нашей планете не добывали уран, его изотопный состав всюду одинаков

уран-234 0,0054 % Т1/2=27,0106 лет. Большинство проектируемых и действующих АЭС с реакторами на тепловых нейтронах...

Задать вопрос