можно, пользуясь данными табл. 3.4.

Материал	σa (барн) тепл.нейтр.	Резонансный Инт.(барн)	Реакция	Т плавл. 0с	Примечание
В10 Бор Cd Hf Gd Eu Sm	3840 755 2450 105 46000 4300 5600	- 280 - 1800 67 1000 1800	(n,α) (n,α) (n,γ) -“- -“- -“- -“-	2300 2300 321 2220 1350 900 1052	Редкозем. элементы

БОР

Бор наиболее часто применяют в ядерной энергетике в качестве материала поглотителя. Естественный бор содержит ~20% в¹⁰ и ~80* B¹¹ с сечениями поглощения соответственно 3840σ и ~0.05σ, т.е. поглотителем является B¹⁰.

Естественный бор обогащают по B¹⁰ до 90% для увеличения эффективнос­ти поглотителя. Реакция

Таким образом, реакция (n,α) на боре идет по двум каналам. Причем, второй канал производит также ядро трития, который является радиоактивным с периодом полураспада ~12лет.

At! Tак как в результате поглощения нейтронов бором получаются крупные a-частицы, имеющие большую кинетическую энергию и малую длину пробега, то

1) поглотители, изготовленные из бора или его соединений, нагреваются и требуют организации их охлаждения;

2) a-частицы при длительном облучении бора нейтронами нарушают структуру материала, что приводит к формоизменению конструкций, изготовленных из него.

Бор используют в аморфном или кристаллическом виде, как прави­ло, в составе следующих соединений: бура (Na₂B,o₇), карбид бора

(B₄C), нитрид бора (BN), борная кислота (H₃BO₃). Очень распростране­на борная нержавеющая сталь, содержащая ~0.5-2.4% B. Она имеет достаточную коррозионную стойкость при работе в реакторе, удовлетворительные технологические свойства. Однако заметные формоизменения деталей из нее не позволяют использовать эту сталь для несущих конструкций. Кроме того, из-за этого при монтаже деталей необходимо предусматривать возможность увеличения их размеров.

Карбид бора B₄C - химически устойчивое соединение с температурой плавления 2450°C. Важным свойством является то, что он не возгоняется и не горит при температурах до 2450°C. Основной способ получения деталей - прессование из порошка с последующим спеканием. Обычно из B₄C прессуют таблетки.

В реакторах с водой под давлением, о которых речь будет идти далее, используются жидкие поглотители (как правило, в виде борной кислоты H₃BO₃), которые подмешиваются в теплоноситель. При использовании борной кислоты, как мы уже видели, образуется радиоактивный тритий. Он замещает в воде атом обыкновенного водорода. В итоге получаются T₂O, что и свободный водород. Удаление связанного трития из воды - серьезная проблема.

КАДМИЙ

Кадмий - очень хороший поглотитель тепловых нейтронов с реакцией

Однако очень низкая температура плавления и плохие механические свой­ства не дали ему широкого применения. Кадмий используется, в основ­ном, при экспериментальных работах на исследовательских реакторах.

ЕВРОПИЙ

Этот элемент интересен тем, что является очень эффективным поглотителем нейтронов как в тепловой, так и над тепловой областях энергий. При захвате нейтронов два его естественных изотопа ^l51Eu и ¹⁵³Eu образуют цепочку превращений в другие изотопы, которые в свою очередь хорошо поглощают нейтроны. Реакция

Европий применяется в виде окисла Еu₂о₃ с температурой плавле­ния ≥2000°C. Европий используется для изготовления выгорающих поглотителей, т.к. его эффективность очень высока и из него можно делать очень тонкие стержни или оболочки.

7. КЛАССИФИКАЦИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Изложенное выше дает достаточно оснований провести классифи­кацию реакторов по различным признакам.

1.По целевому назначению

Продуктивные (наработчики), предназначенные для получения вторичного топлива (Рu⁹,U³).

Энергетические - для получения тепловой и/или электрической энергии (или механической работы (ЯРД)).

Двухцелевые - и для производства нового топлива, и для выработки энергии.

Исследовательские - для получения мощных нейтронных потоков. Хотя тепловая мощность не превышает 50-60 МВт, требуют специальной организации охлаждения.

Критические сборки - для модельных исследований различных компоновок реакторов. Мощность не более нескольких киловатт и специальной организации охлаждения не требуется.

2. По спектру нейтронов

Тепловые. Промежуточные. Быстрые.

3. По замедлителю

Графитовые (РБМК, AM, АМБ. ВТГР, Уилфа и т.д.).

Легководные (ВВЭР.ВК, PWR, BWR и т.д.)

Тяжеловодные (Candu).

Бериллий или его окислы (реакторы специального назначения).

3. По способу размещения горючего в замедлителе и/и ли активной

зоне

Гомогенный (газофазный, жидкостный). Гетерогенный (РБМК, AM, АМБ).

3. По роду теплоносителя

Газовые. Водяные. Жидкометаллические. С органи­ческим теплоносителем.

3. По принципу использования

Стационарные (AC, ACT, АТЭЦ). Транспортабельные (космичес­кие ЯЭУ, ТЭС-3). Транспортные (ледоколы, подводные лодки, ЯРД).

3. По конструкции

Корпусные - внутри корпуса течет общий поток теплоносителя. Корпус нагружен внутренним давлением теплоносителя.

Канальные - теплоноситель течет по каждому каналу с ТВС отдельно, корпус не нагружен давлением теплоносителя. Эту нагрузку несут технологические каналы.

Бассейновые - корпус - большой бак. негерметизированный, в котором на достаточной глубине под водой (несколько метров) располо­жена активная зона реактора, через которую эта вода прокачивается.

Принято конструкции тепловых реакторов определять парой "теплоноситель - замедлитель":

1. водо-водяные - только корпусного типа:

2) газо-графитовые - только корпусного типа:

3)водо-графитовые - только канального типа.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В этой главе схематически изучены конструкции двух основных элементов активных зон любых реакторов - твэлов и органов воздействия на коэффициент размножения. Рассмотрены основные требования к необходимым для этих конструкций материалам, а также наиболее важные свойства этих материалов. Проведена классификация ядерных реакторов, позволившая ввести в изложение пособия уже устоявшуюся в ядерной энергетике терминологию. Полученных знаний вполне достаточно для того, чтобы приступить непосредственно к изучению логики обоснования конструкций ядерных реакторов.

Глава 4. Водо-водяные реакторы

1. ВОДО-ВОДЯНЫЕ РЕАКТОРЫ С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ

ВЫБОР И ОБОСНОВАНИЕ В ОБЩИХ ЧЕРТАХ КОНСТРУКЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Вообще говоря, разработка конструкции реактора - очень сложный и продолжительный итерационный процесс. Здесь мы, упуская некоторые очень важные этапы и детали этого итерационного процесса, посмотрим канву рассуждений и "пальцевых" физических рассуждений, положенных в его основу. Не следует воспринимать то, что здесь будет изложено, как "истину в последней инстанции" или как твердые рекомендации того, как следует поступать, начиная разработку ядерного реактора. Опытный читатель может быть (вполне справедливо) придет к выводу, что рассуждать нужно не так и не в таком порядке. И тем не менее.

Для определенности возьмем как прототип реактор ВВЭР-440. Можно выдвинуть следующие предварительные соображения.

1. У легкой воды, как мы видели, самая высокая замедляющая спо­собность. Следовательно, с ее помощью можно сделать самую маленькую активную зону теплового реактора. При этом сразу "убиваются два зайца" - один и тот же материал выполняет роли теплоносителя и замедлителя одновременно.

2. Если не изменять агрегатного состояния (жидкого) воды по мере прохождения активной зоны, то можно избежать неприятности, связанной с изменением ядерных свойств материалов (плотности воды) по координатам активной зоны.

At! Значит, для получения пара необходимо организовать второй контур охлаждения.

3. Чтобы параметры пара во втором контуре были высокими, необходимо сделать параметры воды в первом контуре еще выше.

Используя эти предварительные соображения, будем рассуждать дальше, двигаясь от турбины. Имеем две турбины с параметрами пара на входе: температура ~280°С и давление ~4.4 МПа. Они дают вместе электрическую модность 440Мвт.

Допустим, при передаче тепла от l-го ко 2-му контуру теряется ~20°с. Тогда на выходе из активной зоны температура воды должна быть

~300°с. Чтобы вода при такой температуре не кипела, необходимо создать давление в 1-м контуре ~12.5 МПа.

At! Значит, нужно иметь прочный корпус реактора, выдерживающий это давление.

Прочный корпус реактора можно сделать только в заводских условиях. Следовательно, готовый корпус надо перевозить от завода- изготовителя на площадку АС, допустим, по железной дороге.

At! Следовательно, массогабариты корпуса реактора должны быть минимальными.

КПД передачи тепла и преобразования энергии пара в полезную ра­боту в настоящее время в ядерной энергетике с реакторами на тепловых нейтронах не может быть более 32-35%. Следовательно, с активной зоны реактора требуется снять тепловую мощность ~1375 МВт. Так как эту мощность необходимо снять с наименьшего объема, то желательно, чтобы в активной зоне не было сильно поглощающих конструкционных материалов, чтобы топливная композиция выдерживала как можно большую температуру.

At! Следовательно, наверное стоит попробовать в качестве топлива UO₂, а в качестве материала оболочек твэлов - циркалой.

В этом случае предельными температурами топлива и оболочки будут соответственно 2500 и 400°с. Кроме того, двуокись урана содержит кислород, неплохо замедляющий нейтроны.

Наиболее технологичная и прочная геометрия корпуса реактора - цилиндр с полусферическими дном и крышкой.

At! Следовательно, наиболее экономно можно использовать внутри- корпусное пространство, если сделать активную зону в виде цилиндра, а твэлы - вытянутыми вдоль образующей цилиндра.

Твэлы должны быть простыми по конструкции и технологичными.

At! Следовательно, попробуем стерженьковые твэлы круглого сечения.

Так как потребуется снимать больную мощность, то скорее всего твэлов будет много. Нам нужно учесть, что в процессе работы реактора потребуется делать манипуляции с топливом: загружать свежее и выгру­жать выгоревшее. Разумно делать это достаточно крупными порциями.

At! Следовательно, твэлы должны быть объединены в ТВС.

Из однотипных фигур, имеющих прямые стороны, наиболее полно, а следовательно, и экономно можно замостить круг шестигранниками.

At! Следовательно, разуто сделать ТВС шестигранного попереч­ного сечения.

Более того, нам необходимо экономить место и как можно больше топлива и замедлителя расположить в ограниченном объеме достаточно’ равномерно.

At! Следовательно, разумно твэлы располагать в треугольной решетке, из которой хорошо составляются шестигранники.

В этом случае ни одна сторона твэла не будет иметь заметного преимущества перед другой в плане замедления нейтронов и охлаждения твэла.

Итак: В общих чертах активную зону водо-водяного реактора мы придумали :-Зона составлена из шестигранных ТВС, внутри которых стерж­невые твэлы расположены треугольной решеткой. Огибающая активной зоны - цилиндр. Топливо -диоксид урана, оболочка твэла - циркалой.

ОБУСТРОЙСТВО АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Под обустройством мы далее будем понимать выбор диаметра твэ­лов, организацию пространства для теплоносителя, выбор размера ТВС "под ключ” и, наконец, определение диаметра и высоты активной зоны.

Мы создаем реактор на тепловых нейтронах и хотим, чтобы обогащение топлива было минимальным, т.к.

At! 1% увеличения обогащения удорожает топливо ~ в 2 раза,

значит.

At! Очень уж экономить на пространстве для замедлителя нельзя.

Треугольную решетку твэлов (см.рис. 4.1.) определяют размеры r и δ или (что то же самое) r и а. Радиус r следует выбирать, руководствуясь следующими соображениями:

1)необходимо обеспечить требуемую .температуру T_вых=300°С теп­лоносителя на выходе из активной зоны;

2)одновременно требуется не превысить допустимую температуру =2500^оС топлива.

Рис.4.1.

Известно, что теплопроводность UO, λ~ 0.02Bт/(см^o с), коэффици-

ент теплоотдачи от твэла к теплоносителю α~0.33Bт/(см²⁰ с). Мы пони­маем также, что температура теплоносителя должна расти от входа в активную зону к выходу из нее. Будем полагать, что это происходит почти линейно. Кроме того, чтобы не было больших осевых температур­ных напряжений в твэле, выбираем подогрев теплоносителя ΔT=30°C на активной зоне. Тогда температура теплоносителя на входе Т_вx=270°с. Значит, средняя температура теплоносителя, которая реализуется где-то около середины длины твэла есть Т_ср=285°С. Мы можем догадаться, что максимальное энерговыделение и температура топлива тоже располо­жены где-то около этой точки.

Так как оболочка твэла теплопроводная и тонкая, будем считать для простоты, что она проводит тепло без потерь. Тогда для наиболее напряженного места твэла по его длине можно написать следующие простые выражения:

,

,

связывающие температуры T_об(оболочки) и (максимальную горючего) с удельным объемным энерговыделением, а также с определенной выше средней температурой теплоносителя Т_ср. Отсюда : -=(4.1)

Видим, что требуемый температурный режим активной зоны при за­данных материальных свойствах определяется удельным объемным энерго­выделением в горючем и радиусом твэла. Если мы хотим сделать r боль­ше, то должны уменьшить и наоборот. Чтобы с максимальной поль­зой использовать внутрикорпусное пространство, необходимо иметь побольше, которым однозначно определяется радиус r. При этом, следует иметь в виду, что выбирать соотношение между этими величина­ми следует для самого напряженного места в активной зоне. Тогда в любом другом месте пережога твэлов гарантированно не произойдет. Уравнение (4.1) содержит два неизвестных (и r) и должно быть дополнено еде одним уравнением.

At! Здесь необходимо привлечь не физические, а инженерно-эконо­мические соображения.

Чтобы корпус реактора перевезти лежа по железной дороге, его диаметр не должен быть больше чем 4.5м. Допустим мы (с запасом) делаем корпус диаметром d_x~4m. С учетом толщины стенки корпуса, а также необходимости оставить место для других внутрикорпусных устройств, мы можем отвести под собственно активную зону d~2.8-3м. Пусть для определенности D=2.9м. Из физики ядерных реакторов следу­ет, что оптимальное по нейтронно-физическим соображениям соотношение высоты и диаметра активной зоны есть h/d~0.85. Отсюда сразу получается, что высота активной зоны должна быть H=2.5м.

Таким образом, мы можем оценить объем активной зоны V_aз=16.5м³. Тогда с единицы объема активной зоныдолжно сниматься в среднем =83МВт/м³(Вт/см³). Коэффициент объемной неравномерности нейтрон­ного поля и энерговыделения по активной зоне составляет k_v~3. Поэто­му для самого напряженного места =k_v250MBT/M³ (Вт/см³).

Но это во всем объеме активной зоны, в том числе и занятом те­плоносителем. Чтобы найти , нужно это энерговыделение сосредото­чить только в объеме, занятом горючим, т.е. умножить на отно­шение площади треугольника к площади, занимаемой горючим (рис. 4.1).

Следовательно,

(4.2)

Появилось второе уравнение, но добавилось еще одно неизвестное δ - зазор между твэлами.

Чтобы получить третье уравнение, воспользуемся элементарными сведениями из физики ядерных реакторов для учета того факта, что объем между твэлами используется также и для замедления нейтронов. Непосредственными соседями являются твэлы, разделенные на рис. 4.1 защтрихованным пространством. Чтобы деления в этих соседях происхо­дили наиболее эффективно, наверное следует разделяющее их пространс­тво организовать так, что в нем в среднем хотя бы один раз произой­дет столкновение вылетевшего из твэла нейтрона с ядром замедлителя со средней для этого замедлителя потерей нейтроном энергии. Тогда заштрихованное пространство должно быть таким, что его средняя хорда h=4S/П, где s - площадь фигуры, П - длина ее периметра, равна L=ξΣ_s- обратной величине замедляющей способности, т.е.

(4.3)

Это третье уравнение. Таким образом, решая систему (4.1)-(4.3) нели­нейных алгебраических уравнений с заданными параметрами, получим значения трех интересующих нас величин: =550Вт/см³, r=0.44см, 0.3см. Сравнение с данными для ВВЭР-440, приведенными в табл. 4.1, показывает, что полученные здесь цифры, не очень отличаются от этих данных.

Итак, получены характерные размеры для треугольной решетки твэлов и активной зоны, а также удельные объемные энерговыделения. Чтобы завершить в общих чертах обустройство активной зоны необходимо найти ваг ТВС или, что то же самое, размер "под ключ" (см. рис. 4.1). Формирование ТВС преследует две основные цели:

1)производить перегрузки достаточными порциями;

2)организовать дифференцированный (профилированный) расход те­плоносителя через активную зону, т.к. энерговыделение неравномерно по зоне.

Эти две цели могут быть достигнуты, если мы выберем характерный

размер ("под ключ") ТВС такой, что нейтроны, рожденные в ее преде­лах, в ней, в основном, и останутся, т.е. станут тепловыми с после­дующим поглощением в горючем. Из теории ядерных реакторов известно, что замедляющие свойства веществ характеризует возраст τ нейтрона - одна шестая среднего квадрата расстояния по прямой от точки рождения нейтрона до точки, где он становится тепловым (среднего квадрата длины замедления r_зам). Зная, что возраст нейтронов τ в легкой воде составляет примерно 30 см², оценим г_зам как

At! Следовательно, целесообразно для достижения вышеназванных целей размер "под ключ" ТВС сделать примерно равным длине замедления.

Из табл. 4.1 видно, что шаг ТВС в реакторе ВВЭР-440 примерно такой же. Он чуть больше может быть из-за того, что реальном случае в τ входят замедляющие свойства не только воды.

Вопрос: как (в сторону уменьшения или увеличения) влияет учет других материалов на возраст нейтронов и почему?

У нас есть все данные для того, чтобы подсчитать число ТВС реакторе и число твэлов в них: 350 ТВС, в каждой ТВС 125 твэлов можно сравнить и эти цифры с данными из таблицы 4.1.

Таблица 4.1 Основные характеристики реактора ВВЭР-440 Мощность эл/тепл. Мвт	Число ТВС	Число твэлов В ТВС	Размер под кл. ТВС,см	Шаг решетки Твэлов, мм	Диам. твэла, мм	Высота акт. зоны, мм	Диам акт. зоны, м	Удельн. эн.выд. МВт/
440/1375	349	126	14.4	12.2	9.1	2.5	2.88	83

Таким образом, пользуясь только элементарными сведениями из нейтронной физики и теплофизики ядерных реакторов, руководствуясь почти только здравым смыслом и элементарными инженерными соображениями, мы полностью придумали принципиальную схему активной зоны вод водяного реактора под давлением. Мы здесь не рассматривали (и не будем) вопросы о требуемом обогащении топлива по U⁵, запасе реактивности, обеспечении длительности кампании, необходимых числе и эффективности органов воздействия на коэффициент размножения. Это предметы рассмотрения других курсов. Будем обустраивать внутрикорпусное пространство дальше.

ОРГАНИЗАЦИЯ ТЕПЛООТВОДА

Очень важно пространственное расположение корпуса реактора не только для организации теплоотвода, но также для организации пере­грузок, затрат на строительство здания реактора и т.д. Во многих отношениях выгодно располагать корпус реактора вертикально. Поэтому большинство корпусных реакторов (ВВЭР, PWR, BWR) так и располага­ются, хотя, допустим, канадские реакторы Candu лежат на боку.

Расположим корпус реактора вертикально. В этом случае, коль скоро цилиндр активной зоны стоит вертикально, у нас только две возможности для организации теплоотвода: 1) пустить теплоноситель сверху вниз; 2) пустить теплоноситель снизу вверх. Кроме того, нам необходимо придумать куда поставить патрубки, соединяющие с корпусом трубопроводы, по которым теплоноситель циркулирует в 1-м контуре.

Если охлаждать зону потоком теплоносителя сверху вниз, то ока­жется, что более нагретая и менее плотная часть теплоносителя будет внизу активной зоны, а это нехорошо, т.к., если прекратится принуди­тельная циркуляция теплоносителя, то охлаждение зоны естественной конвекцией будет затруднено.

At! Значит, целесообразно охлаждать зону током теплоносителя снизу вверх, предусмотрев меры против всплытия ТВС пол напором теплоносителя.

Так организуя теплоотвод, мы могли бы предусмотреть входные патрубки внизу корпуса реактора, а выходные-вверху. Однако это нехорошо. Тру­бопроводы могут потерять герметичность. Поэтому, если входной трубо­провод прохудится, то вода стечет не только из него, но и (что самое страшное) из активной зоны, которая останется без охлаждения. А это очень плохо, т.к. даже если реактор будет заглушен, все равно необ­ходимо будет снимать остаточное тепловыделение. Поэтому правильно будет, если мы расположим все патрубки выше активной зоны. Тогда при разрыве патрубков или трубопроводов вода из корпуса не выльется, т.е. зона в этом смысле будет как-то защищена.

At! Значит, входные и выходные патрубки должны быть выше активной зоны реактора.

Тогда возникает проблема разделения потоков теплоносителя, идущего к зоне и выходящего из нее.

At! Эту проблему можно решить, если входные патрубки поставить ниже выходных и между корпусом реактора и активной зоной поставить разделительную поверхность.

В ВВЭР эту роль играет подвесная пахта, на которой крепится активная зона. Вода опускается вниз между корпусом и подвесной шахтой и после разворота на 180° поступает снизу в активную зону (см. рис. 4.2). Такой ток теплоносителя обеспечивает также охлаждение корпуса реактора и его радиационную защиту.

рис.4.2.

Из соотношения N=С_pGΔT, где N=1375MВт - тепловая мощность реактора, С_р=1.2*10^-3(МВт*ч)/(м³*к) - удельная объемная теплоемкость воды, ΔT=30^oC- подогрев теплоносителя на активной зоне, можно найти что для охлаждения зоны требуется расход G теплоносителя ~39000м³/ч.

ОРГАНИЗАЦИЯ РЕГУЛИРОВАНИЯ

В конструкции активной зоны и внутрикорпусных устройств необходимо предусмотреть размещение органов регулирования, защиты и компенсации избыточного коэффициента размножения. Поскольку требуете экономить место, то этими органами могут быть сборки, подобные ТВС только с другой начинкой. Этой начинкой могут быть боросодержащие элементы, пространство между которыми заполнено водой. Во; замедляет нейтроны. Поэтому такая конструкция эффективна по

отношению не только к тепловым, но и к быстрым нейтронам тоже.

At! Эта конструкция называется нейтронной ловушкой.

Если орган выведен из активной зоны, то пространство, предусмо­тренное под него, не должно оставаться пустым, чтобы уменьшить утеч­ку нейтронов. Поэтому к нему должен жестко прикрепляться вытеснитель, который можно выполнить в двух вариантах: 1) в виде штатной ТВС; 2) в виде имитатора ТВС только без топлива. Первый вариант вроде бы хорош во многих отношениях:1) если орган выведен из активной зоны, то состав активной зоны однороден; 2) эффект регулирования увеличивается, т.к. топливо замещается поглотителем.

Но, топливо в этом случае располагается в подвижной конструк­ции, которая может двигаться очень быстро, в том числе и под собст­венным весом. Соответственно встают вопросы обеспечения прочности конструкции, т.к. при разрушении ТВС облученное топливо рассыплется в корпусе реактора и загрязнит l-й контур. Следовательно, второй вариант предпочтительнее первого.

Допустим, мы выбрали один из вариантов вытеснителя и его заме­щение в реакторе решили производить сверху, т.е. органы поглощающей частью располагаются вверху активной зоны.

At! Тогда мы должны предусмотреть.

1)герметичные чехлы в верхней части корпуса и крышке, находящиеся под рабочий давлением реактора;

2)пространство и защитные трубы в нижней части корпуса под ак­тивной зоной для вытеснителей, когда они выведены из активной зоны.

Итак, мы продумали принципиальное обустройство, кроме активной зоны, также и внутрикорпусного пространства реактора типа ВВЭР-440. Конечно же некоторые важные, но непринципиальные детали остались вне рассмотрения (тепловой экран, напорная камера и т.д.)

УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ (ВВЭР-1000)

Во время бурного развития у нас в стране ядерной энергетики считалось, что повышение единичной мощности ядерных энергоблоков - безусловное благо. Однако, как показал мировой опыт, оптимум по единичной мощности лежит в пределах 600-1200МВт(эл). Это связано, в основном, с капитальными затратами на строительство и безопасностью

энергосистем в случае непредусмотренных остановок энергоблока.

Имея опыт эксплуатации ВВЭР-440, удалось понять, что необходимо сделать для повышения единичной модности энергоблока с водо-водяным реактором:

1)не особенно увеличивая размеры активной зоны, поднять параметры теплоносителя, но тогда;

2)увеличить объемное энерговыделение, для чего;

3)выровнять распределение энерговыделения по активной зоне;

4)упростить конструкцию внутрикорпусных устройств, в частности убрать снизу защитные трубы.

Ряд мероприятий позволил достичь электрической мощности 1000МВт.

Во-первых, удалось за счет высоты патрубков увеличить диаметр корпуса реактора на ~ 450 мм и соответственно диаметр активной зоны с 288 до 312 мм. Диаметр активной зону увеличился относительно меньше, чем диаметр корпуса, из-за того, что потребовалась большая толщина корпуса, т.к. были подняты параметры воды. Более высокие параметры воды позволили увеличить КПД с 32 до 33.3%.

Во-вторых, чтобы снять большую мощность пожертвовали оптималь­ным отношением H/D для активной зоны. Это отношение стало равным 1.14 вместо 0.85 для реактора ВВЭР-440.

В-третьих, были приняты меры по уменьшению коэффициента нерав­номерности k_v поля энерговыделения с ~3 до ~2. Одна из них - поста­новка кластеров вместо поглощающих кассет, что дало возможность так­же убрать нижние защитные трубы и упростить внутрикорпусные устрой­ства. Кластеры - более "легкие" органы, чем нейтронные ловушки, поэ­тому сравнительно слабо искажают распределение энерговыделения. Они размешаются почти в каждой второй ТВС и позволяют хорошо выравнивать поле энерговыделения;

В итоге выровненное поле энерговыделения. Позволило увеличить порции перегружаемого топлива за счет примерно двукратного увеличе­ния шага ТВС. т.к. почти в 2 раза увеличилась область, где энерговыработку и соответственно выгорание можно считать примерно одинаковыми.