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

58 Реактор THTR-300: конструктивная схема, параметры теплоносителя

Теплоносителем является гелий с давлением 4,0 МПа и температурами на входе и выходе из АЗ 270/750 єС.

В верхнем и нижнем отражателях имеются вертикальные отверстия для прохода гелия.

Вокруг отражателя АЗ расположены 6 парогенераторов и 6 газодувок. Газодувки отсасывают гелий из ПГ и подают его в активную зону, где он идёт сверху вниз. Такое движение обеспечивает невысокую температуру в зоне приводов СУЗ и верхнего отражателя, а также ликвидирует эффект "всплытия" ТВЭЛов в АЗ. В ПГ генерируется перегретый пар с давлением 18 МПа и температурой 525 єС.

59

Компенсатор давления реактора ВВЭР-1000.

Назначение КД – уменьшить амплитуду пульсаций давления теплоносителя и исключить чрезмерное повышение давления воды в 1 контуре (рис.59). Давление теплоносителя изменяется вследствие нарушения баланса расход-тепло. КД представляет собой цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем.

В верней части КД располагается коллектор с форсунками, предназначенными для распыления воды. Для предотвращения теплового удара предусмотрен тепловой экран, который исключает попадание капель воды на корпус. В верхнем полупространстве находится пар, который конденсируется при распылении воды форсунками.

При этом давление в КД снижается в паровом пространстве, вследствие чего часть воды,

находящаяся в нижнем пространстве, испаряется, и вода из ГЦТ поступает в КД.

Рис.59.

Блок электромагнитных нагревателей, расположенных в нижней части КД предназначен для нагрева воды с целью повышения давления в КД и тем самым перетеку воды из КД в ГЦТ. При малых изменениях давления в 1 контуре вентиль закрыт. При повышении давления воды в 1 контуре часть её перетекает в КД, уровень воды повышается, пар сжимается и конденсируется, и давление теплоносителя возвращается к исходному значению. При уменьшении давления теплоносителя вода из КД поступает в контур, уровень воды в КД снижается и часть воды испаряется, в результате давление теплоносителя принимает исходное значение. При большом увеличении давления открывается запорный клапан, и вода через форсунки поступает в паровое пространство, пар конденсируется, и вода из контура поступает в КД. В результате давление снижается до нормированного значения. При чрезмерно большом увеличении давления КД не может компенсировать этот рост и поэтому открывается предохранительный клапан, и пар сбрасывается из КД в бак барботёр под уровень воды, где он конденсируется, а теплота конденсации отводится с помощью поверхности теплосъёма и охлаждающей воды автономного контура. При большом увеличении давления в барботёре разрушается разрывной клапан и азот, который находится над уровнем воды, выбрасывается в помещение и уровень воды растёт.

60 Спектральное регулирование

Блоки ВВЭР, которые будут построены в России и за рубежом к 2030 году, за 60 лет службы израсходуют основные запасы дешевого (экономически доступного) урана в России при работе в открытом топливном цикле. Поэтому, наряду с повышением конкурентоспособности, стратегической задачей ядерной энергетики России в первой половине XXI века является создание замкнутого топливного цикла с максимальным использованием сырьевого потенциала урана-238 и тория-232 на базе быстрых бридеров и модернизированных тепловых реакторов, а также решение проблемы накопления ОЯТ. Параллельно с замыканием ЯТЦ должно осуществляться повышение эффективности использования природного урана в действующих ядерных реакторах.

В последние годы в НИЦ КИ, ОКБ ГП и АЭП по заданию РЭА проводились предпроектные поисковые исследования по модернизации реакторов ВВЭР поколения III и III+ для работы на переходном этапе к замкнутому топливному циклу и в замкнутом топливном цикле. Основным методом решения поставленной задачи выбран метод регулирования спектра нейтронов.

Возможность регулировать в процессе выгорания топлива спектр нейтронов в активной зоне позволяет повысить эффективность топливоиспользования. Основная идея спектрального регулирования основывается на ужесточении спектра нейтронов в начале кампании реактора для увеличения накопления плутония и последующего смягчения спектра в активной зоне к концу кампании для дожигания делящегося материала. Ужесточение и смягчение спектра нейтронов происходит за счёт соответственно уменьшения и увеличения водоуранового соотношения в активной зоне. Водоурановое соотношение изменяется за счёт ввода-вывода вытеснителей.

61 Установившийся период реактора с учетом запаздывающих нейтронов

Эту величину установившегося периода, как уже говорилось, легко измерить практически с помощью самого обычного секундомера. Вместе с тем, величина установившегося периода (Т_о) для конкретного реактора в рассматриваемый момент кампании определяется только величиной сообщённой реактору реактивности r, следовательно, уравнение обратных часов для конкретного реактора (с конкретной величиной b_э) устанавливает жёсткую однозначную взаимосвязь величин реактивности r и установившегося периода Т_о (или r - с величиной установившегося периода удвоения мощности реактора Т₂, которая, как мы знаем, пропорциональна величине установившегося периода Т_о).

А это значит, что по величине измеренного установившегося периода удвоения мощности можно находить величину сообщённой реактору реактивности, и, наоборот, - по величине сообщённой реактору реактивности можно предсказывать, с каким установившимся периодом удвоения будет происходить установившийся разгон (или спад) мощности ядерного реактора.

62

Реактор ВВЭР-1000: активная зона.

Активная зона состоит из 61 регулируемых, 102 нерегулируемых кассет, из них при трехгодичной компании не более 54 кассет содержат пучки СВП. Регулируемая кассета содержит тепловыделяющую сборку и пучок ПЭЛ. Кассета с пучком СВП содержит тепловыделяющую сборку и пучок, унифицированный по присоединительным и габаритным размерам с пучком ПЭЛ. Нерегулируемая кассета содержит только тепловыделяющую сборку.

Активная зона собирается установкой кассет в соответствии с картограммой загрузки в опорные стаканы шахты реактора.

Предотвращение ТВС от всплытия и уменьшение вибрации обеспечено посредством поджатия подпружиненной головки ТВС крышкой реактора через БЗТ.

Дистанционирование ТВС в плане обеспечено посадкой концевых деталей ТВС в плите БЗТ и в днище шахты ВКУ. ТВС состоит из пучка твэлов, головки, хвостовика.

ТВС содержит твэлы, соединенные дистанционирующими решетками и закрепленные на нижней несущей решетке, направляющие каналы для ПС СУЗ и центральную трубку, на которой фиксируются дистанционирующие решетки и в которой может размещаться КНИ.

Твэлы расположены по треугольной разбивке. Твэлы - гладкостержневого типа, цилиндрической формы. Оболочка твэла имеет диаметр 9, 1^{+0, 08мм}_{-0, 05мм} , внутренний диаметр 7, 72+0, 07мм. Длина твэла 3837мм. Длина топливного столба в холодном состоянии 3530мм (рис.51).

Оболочка и концевые детали выполнены из сплава циркония с 1% ниобия так называемый сплав Э 110.

Дистанционирование твэлов осуществляется решетками «сотового» (ячеистого) типа. Решетка представляет собой набор ячеек, приваренных друг к другу и заключенных в обод, имеющий скосы для исключения возможности зацепления соседней кассеты при загрузке-выгрузке.

Рис.51. Тепловыделяющий элемент (твэл)

Головка ТВС содержит неподвижную часть, которая посредством сварки закреплена на направляющих каналах, и подвижную, которая соединяется с неподвижной тремя несущими винтами.

Для обеспечения быстрого прекращения ядерной реакции, автоматического поддержания мощности на заданном уровне и перевода реактора с одного уровня мощности на другой, предупреждения и подавления ксеноновых колебаний реактивности поглощающие стержни системы управления и защиты - ПС СУЗ.

ПС СУЗ состоит из ПЭЛов, захватной головки (траверсы), пружин индивидуальной подвески ПЭЛов. ПЭЛ представляет собой стержень, состоящий из оболочки, заполненной поглощающим материалом и заглушенной наконечниками.

Головка ПС СУЗ представляет собой втулку с ребрами, на которых выполнены отверстия для подвески ПЭЛ.

В качестве ядерного топлива используется двуокись урана UO₂. Основные достоинства двуокиси урана - высокая температура плавления (около 2800° С); достаточная радиационная стойкость при больших выгораниях, совместимостью с материалом оболочек твэл и химическая инертность по отношению к воде при рабочих температурах теплоносителя. Однако, с нейтронно-физической и теплофизической точек зрения двуокись урана имеет и некоторые недостатки, основные из них - низкие теплопроводность и плотность.

Двуокись урана применяют в виде топливных таблеток. Таблетки двуокиси урана изготавливают по методу порошковой металлургии (прессование мелкого порошка двуокиси урана с пластификатором, сушка, гранулирование, прессование, сушка, спекание, шлифование).Таблетки закладывают в трубку из циркониевого сплава. По концам твэла в трубке помещаются разрезные втулки из сплава Э 110, которые удерживают столб таблеток в оболочке в определённом положении. Заполнение оболочки таблеток производится в атмосфере аргона и гелия, герметизация концов твэла осуществляется электронно-лучевой сваркой, швы подвергаются отжигу, затем проводят контроль качества изготовления твэла.

Загрузка ВВЭР-1000 по урану составляет приблизительно 70 тонн, среднее обогащение по активной зоне у установившемся режиме ~ 3,0-3,3%, что приблизительно соответствует 2100 кг по изотопу U²³⁵.