15.3. Особенности легководных реакторов .

В России первый легководный энергетический реактор ВВЭР-210пущен в 1964 г. на Ново-Воронежской АЭС. С тех пор создано несколько улучшенных конструкций и реакторы электрической мощностью 440 МВт (ВВЭР-440) и 1000 МВт (ВВЭР-I000), которые наряду с реакторами РБМК-1000 составляют основу ядерной энергетики нашей страны. Реакторы ВВЭР-440 установлены на Кольской и Ново-Воронежской АЭС, работают на АЭС Болгарии, Венгрии, бывшей ГДР, Чехословакии. Реакторы ВВЭР- I000 установлены на Калининская, Ростовской, Балаковской и Ново-Воронежской АЭС, в Украине, Болгарии и Финляндии.

Поскольку для отвода тепла нужен примерно такой же объем воды, что и для замедления нейтронов, одна и та же вода выполняет двойную функцию: замедлителя и теплоносителя, в связи с чем реакторы и называются водо-водяными. При этом весь замедлитель активной зоны разогрет до высокой температуры, и давление воды должен удерживать корпус реактора.

Некоторые характеристики ВВЭР-440. Активная зона имеет размеры D = 2,88 м, Н = 2,50 м и состоит из 349 шестигранных циркониевых ТВС с расстоянием ме­жду параллельными гранями или с размером под ключ 14,4 см. В каждой сборке закреплено 126 твэлов с шагом 1,22 см в гексагональной решетке. Диаметр твэла 9,1 мм, длина 2,5 м, оболочка из циркониевого сплава с 1 % ниобия (§ 8.2, п. 8), диаметр сердечникаиз диоксида урана 7,55 мм, среднее обогащение 3,5 %. Загрузка урана 42т, среднее выгорание 28 000, максимальное 42 000 МВт сут/кг. За пределами активной зоны размещается стальная обечайка – тепловая защита корпуса реактора, поглощающая основную долю энергии, рассеиваемой активной зоной с нейтронами и гамма-квантами.

Отвод тепла двухконтурный. Вода с температурой 269⁰С подается через шесть нижних патрубков корпуса, опускается вдоль стенки корпуса вниз, выполняя роль бокового отражателя нейтронов, а затем проходит через ТВС активной зоны снизу вверх, нагреваясь до 296⁰С, и через верхние патрубки направляется в теплообменник. Давление в корпусе 12,5 МПа. Во втором контуре давление 4,7 МПа, вода превращается в пар, который с температурой около 260⁰С подается на турбину. кпд (брутто) станции 32 %.

Сварной корпус работает в тяжелых условиях, при высоких температуре и давлении, под мощным облучением нейтронами и гамма-квантами. Поэтому к качеству его изготовления предъявляются высокие требования. Корпус нельзя сваривать на стройплощадке. Он должен быть изготовлен в заводских условиях и подвергнут термообработке. Поскольку транспортировка практически всегда происходит по железной дороге, ее пропускная способность крупногабаритных грузов определяет максимальный диаметр корпуса (4,5 м) и длину(до 12 м), что накладывает ограничения на достижимую в таких реакторах мощность.

Перегрузка топлива возможна только при снятой крышке корпуса и поэтому требует остановки реактора, которая длится 3-4 недели. Работа реактора между перегрузками составляет около 300 сут. Через уплотнения в крышке пропущены штанги приводов СУЗ, а для уменьшения их числа реактивность частично компенсируется введенным в воду первого контура бором. Полный запас реактивности в начале кампании dp = -0,18, из них только -0,10 прихо­дится на долю 37 подвижных элементов СУЗ, представляющих собой тандем из сборок, верхняя из которых содержит поглощающие стержни, а нижняя - штатные урановые. Таким образом, достигается двойная компенсация реактивности: при движении тандема вверх: поглотитель удаляется из активной зоны, а делящийся материал занимает его место.

Некоторые характеристики ВВЭР-1000. Активная зона реактора (D = 3,12 м Н= 3,5 м) размещается в корпусе примерно того же диаметра. Большая мощность получена благодаря увеличению высоты активной зоны и выравниванию распределения энерговыделения при увеличении обогащения до 4,4 %. Средняя линейная нагрузка на твэл увеличена с 131 до 176 Вт/см. Твэл такой же, как и в реактореВВЭР-440, но большей длины. Загрузка урана 66 т, средняя глубина выгорания 40 000 МВт. сут/кг. Тепловыделяющих сборок 163 с размером под ключ 23,8 см, в сборке 317 твэлов и еще предусмотрено18 семимиллиметровых в диаметре направляющих трубок для поглотителей. Полный запас реактивности dp = -0,255. Повышена температура теплоносителя: на входе 289°С, на выходе 321^ОС и соответственно увеличены давление (до 16 МПа), толщина стенки цилиндрической части корпуса (до 21 см), у патрубков (25,5 см). Во втором контуре вырабатывается пар при давлении 6 МПа с температурой278°С. кпд (брутто) установки равен 33 %.

Дальнейшее увеличение мощности ВВЭР в том же корпусе потребует уменьшения диаметра твэла, частыx перегрузок топлива и снижения давления пара. Возможно и увеличение размеров корпуса, но при условии доставки его специальными видами транспорта. Если будет разработан бетонный корпус для легководного реактора, ограничение мощности отпадает, но более предпочтительным окажется кипящий реактор, имеющий относительно низкое давление в корпусе.