49. Деление на быстрых и на медленных нейтронах. Надпороговые нейтроны.

Для деления ядра ему необходимо сообщить энергию, которая называется критической или энергией активации.

Когда n поглощается ядром, энергия последнего увеличивается на величину энергии связи n в ядре (Е_св).

Энергия	U 238	U 235
Критическая (активации) Екр, МэВ	7	6,5
Есв, МэВ	5,5	6,8
Энергия нейтрона для деления ядра, МэВ	7 - 5,5 = 1,5	0

Из таблицы следует, что U ²³⁵ может делиться n любой энергии, а для деления U ²³⁸ необходима энергия равная 1,5 МэВ, таких n в активной зона реактора мало, поэтому ядерным горючим служит U ²³⁵.

50 Реактор АСТ -500: конструктивная схема, основные технические решения

РУ АСТ-500 - реакторная установка на основе интегрального водо-водяного реактора давления с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура, страховочным корпусом и пассивными системами безопасности. Главный конструктор реакторной установки - ОКБМ, научный руководитель проекта - РНЦ «Курчатовский институт».

Основные технические характеристики РУ АСТ-500: тепловая мощность реактора - 500 МВт, отпуск тепловой энергии - 430 Гкал/ч; вид используемого топлива - диоксид урана UO₂.

Реактор АСТ выполнен по интегральной схеме, т.е. активная зона, теплообменники 1-2 контура и компенсатор давления размещаются в корпусе реактора. Это решение позволило исключить трубопроводы большого диаметра, опасные с точки зрения разрыва.

В реакторе циркулирует вода, являющаяся теплоносителем первого контура. Применение естественной циркуляции теплоносителя в корпусе реактора исключает сложные и опасные для активной зоны динамические режимы, характерные для всех реакторов с принудительной циркуляцией теплоносителя.

Перезарядка активной зоны реактора происходит 1 раз в 2 года.

Компактность интегрального реактора позволила применить второй герметичный страховочный корпус, рассчитанный на давление, устанавливающееся при разгерметизации корпуса реактора.

Передача тепловой энергии в сеть осуществляется через промежуточный (второй) контур и сетевой (третий) контур

Давление в сетевом контуре всегда выше, чем во втором, что позволяет исключить попадание воды второго контура в сетевой контур при негерметичности сетевых теплообменников.

Реактор оснащен системами безопасности пассивного принципа действия, которые могут вводиться в действие в авариях без команд оператора при отказе систем автоматического управления и функционировать длительное время без подачи энергии извне.

51

Технические решения по проектам реакторов АЭС -2006 и ТОИ.

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА С ВВЭР-1200

Концепция проекта:

• Создание конкурентоспособного на внутреннем и внешнем рынках серийного проекта реакторной установки единичной электрической мощностью 1200 МВт «АЭС–2006» за счет реального достижения мирового уровня по технико – экономическим показателям и принятым международным энергетическим сообществом критериям безопасности.

• Для обеспечения повышения технико–экономических показателей «АЭС–2006» реакторная установка разрабатывается на номинальную тепловую мощность реактора 3200 МВт, срок службы РУ составляет 60 лет.

• Согласно принятому эволюционному подходу при разработке технического проекта РУ максимально используются результаты проектирования, расчетного, экспериментального обоснования проектов В–320, В–392, а также опыт эксплуатации РУ с ВВЭР–1000.

• В проекте используются ранее выполненные конструкторские решения:

  • конструкция ядерного реактора на базе проекта В-392 с увеличенным диаметром корпуса;

  • конструкция парогенератора на базе проекта ПГВ-1000М с увеличенным диаметром корпуса и разреженной коридорной компоновкой теплообменных труб в трубном пучке;

  • главный циркуляционный насосный агрегат –ГЦНА – 1391

• Требуется достижение следующих целевых показателей:

  • максимальное выгорание топлива по ТВС довести до 70 МВт*сут/кгU;

  • топливный цикл должен обеспечить увеличение межперегрузочного периода до 24 месяцев;

  • возможность повышения тепловой мощности реактора до 3300 МВт.

• С учетом повышения параметров, включая тепловую мощность РУ предполагаются следующие решения по модернизации ТВС:

  • применение в активной зоне ТВС с удлиненной на 150 - 250 мм высотой топливного столба (типа ТВС – 2М);

  • разработка конструктивных решений по интенсификации теплообмена в активной зоне реактора.   

Технические характеристики:

Номинальная тепловая мощность реактора, МВт	3200
Кол-во циркуляционных петель, шт	4
Давление в 1 контуре, МПа	16,2
Давление во 2 контуре, МПа	7,00
Температура теплоносителя в реакторе, °С:
- на входе	298,2
- на выходе	328,9
Расход теплоносителя через реактор, м3/ч	86 000
Количество ТВС в активной зоне, шт.	163
Количество органов регулирования СУЗ, шт.	121
Средняя линейная нагрузка на твэл, Вт/см:
Максимальная линейная нагрузка на твэл, Вт/см	420
Максимальная глубина выгорания топлива, средняя по ТВС, МВт сут/кг U	до 70
Паропроизводительность, т/ч	4х 1602

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-ТОИ (В-510)

 Реакторная установка В-510 является результатом эволюционного развития и совершенствования реакторных установок с водо-водяными энергетическими реакторами, технические решения которых проверены в процессе эксплуатации в составе АЭС. Проект РУ В-510 разработан с применением отработанных, надежных конструкций оборудования и узлов, хорошо себя зарекомендовавших себя в процессе эксплуатации, с введением технологических и конструкторских усовершенствований, которые направлены на выполнение технико-экономических требований, предъявляемых к типовому проекту энергоблока с ВВЭР-ТОИ. При разработке проекта РУ использованы результаты проектирования, расчетное и экспериментальное обоснование проекта реакторной установки В-392М (АЭС-2006), а также опыт эксплуата-ции РУ с ВВЭР-1000. Проектные решения направлены на создание типового оптимизированного и информатизированного проекта энергоблока технологии ВВЭР (ВВЭР-ТОИ).

В результате оптимизационных решений проект РУ ВВЭР-ТОИ включает в себя:

• применение ГЦНА-1732 со смазкой и охлаждением двигателя водой;

• применение парогенератора с давлением пара на выходе 7 МПа и увеличенной на 1 м длин-ной корпуса (по сравнению с проектом ПГВ-1000МКП (АЭС-2006)) для обеспечения тре-буемой паропроизводительности;

• применение 18-ти месячного топливного цикла;

• применение периодичности ремонтного цикла 7,5 лет;

• сокращение РО СУЗ до 94 шт.;

• наряду с использованием корпусной стали реактора, используемой в проекте АЭС-2006, внедрение новой стали на базе 15Х2МФА (ЦНИИ КМ «Прометей»);

Технические характеристики:

Номинальная тепловая мощность реактора, МВт	3300
Число циркуляционных петель, шт	4
Давление теплоносителя на выходе из реактора, МПа	16,2
Давление генерируемого пара при номинальной нагрузке на выходе из парогенератора, МПа	7,0
Температура теплоносителя на входе в реактор, °С	297,2
Температура теплоносителя на выходе из реактора, °С	328,8
Расход теплоносителя через реактор, м3/ч	87460
Количество ТВС в активной зоне, шт.	163
Количество ОР СУЗ, шт.	94
Среднее время работы на номинальной мощности (для четной и нечетной топливной загрузки)  в стационарном 18 месячном топливном цикле (эффективное), ч	12204
Максимальная расчетная глубина выгорания топлива в выгружаемых ТВС для стационарных загрузок  18 месячного топливного цикла, МВт·сут/кг U	54,4
Удельный расход природного урана в стационарной 18 месячной топливной загрузке, г U/МВт∙сут	219
Паропроизводительность ПГ (при температуре питательной воды 225 °С), т/ч	4х1652
Влажность генерируемого пара на выходе из ПГ, %, не более	0,2