Водо-водяний реактор типу ввер в-392

До систем безпеки, додатковим порівняно з наявними в РУ типу В-320, належать:

• додаткова система пасивного заливання активної зони (ДСПЗАЗ);

• система пасивного відводу тепла (СПВТ);

• система гідроємностей другого щабля САОЗ;

• система швидкого введення бору (СШВБ)

ДСПЗАЗ призначена для пасивної подачі розчину борної кислоти до активної зони реактора з метою тривалого охолодження палива при аваріях з втратою теплоносія першого контуру, що супроводжуються відмовою активної частини САОЗ. Трубопроводи гідроємностей ДСПЗАЗ приєднані до ГЦК через трубопроводи САОЗ. Система вводиться в роботу із зниженням тиску в першому контурі.

СПВТ призначена для тривалого відводу залишкового тепловиділення від активної зони реактора при запроектних аваріях з втратою всіх джерел електропостачання змінного струму, як при щільному першому контурі, так і при виникненні теч у першому або в другому контурі. У випадку течі в першому контурі система працює разом з гідроємностями САОЗ другого щабля.

СШВБ призначена для функціонування в аварійних ситуаціях з відмовою аварійного захисту

Увеличен диаметр корпуса реактора начиная с зоны патрубков и ниже с 4150 до 4195 мм. Это изменение дало возможность ограничить флюенс потоков нейтронов с энергией более 0,5 МэВ на корпус величиной менее 4,85·10¹⁹ нейтр/см² и тем самым обес- печить ресурс работы корпуса 60 лет при применении улучшенной корпусной стали марки 15Х2НМФА класс 1 с пониженным содержанием никеля.

Средние мощности вводимых в эксплуатацию ВВРД «западного» проекта изменялись следующим образом: до 1964 г. — до 290 МВт; 1964—1968 гг. — 740 МВт; 1968—1972 гг.— 900 МВт, после 1975 г. —до 1300 МВт.

Реактор АЭС «Библис-А» (ФРГ)

Корпус реактора выполнен из легированной стали с наплавкой; из нержавеющей стали по всей внутренней поверхности. Габариты корпуса: высота 13,25 м; внутренний диаметр 5,0 м; толщина цилиндрической части 235 мм; толщина наплавки 7 мм. Днище корпуса реактора и крышка имеют сферическую форму. Масса корпуса 385 т, крышки 128 т. Допустимое давление в корпусе 17,45 МПа при температуре 350 °С.

Система охлаждения реактора состоит из четырех одинаковых петель, в каждой из которых расположен один парогенератор вертикального типа с И-образными трубками и один циркуляционный насос.Общий расход воды через реактор 72 000 т/ч. Он равномерно распределен по всем петлям. Вода под давлением 15,4 МПа при температуре 284,4 °С поступает в реактор. Проходя активную зону снизу вверх, она нагревается до 316,6 °С. Во втором контуре генерируется пар с параметрами: давлением 5,0 МПа и темпера- турой 265,2 °С. На АЭС установлен один турбогенератор мощно¬стью 1200 МВт.

Активная зона, имеющая Dэк = 3,605 м; Нэк=3,9 м, набирается из 193 ТВС, составляющих загрузку реактора — 102,7 т урана.

ТВС в плане имеет квадратное сечение со стороной 230 мм. Ее высота 4,905 м. Твэлы расположены в квадратной решетке с шагом 14,3 мм. Всего в кассете размещено 236 твэлов. Остальные ячейки в решетке заняты 20 трубками для ввода в зону стержней регулирования. Цилиндрические твэлы имеют внешний диаметр 10,75 мм. Оболочка твэла толщиной 0,72 мм выполнена из цирко-ниевого сплава циркалой-4. В качестве топлива используются таблетки двуокиси урана внешним диаметром 9,1 мм. Для вырав-нивания энерговыделения активная зона разбита на четыре подзо¬ны с разным обогащением топлива: первая подзона (от центра) обогащением 2,18% (49 кассет); вторая — 2,38% (48 кассет); третья — 2,53% (48 кассет); четвертая — 3,19% (48 кассет). Обогащение топлива, догружаемого в реактор, 3 %. Общая масса кассеты 830 кг. Среднее выгорание топлива в реакторе 23 000 МВт сут/т ТМ.

При эксплуатации реактора на номинальной мощности средняя плотность теплового потока в зоне составляет 57,1 Вт/см2, линейная мощность твэла 194,2 Вт/см, средняя энергонапряженность в активной зоне 87 МВт/м3, энергонапряженность топлива 34 МВт/т.