ВВЭР (корпусные реакторы на тепловых нейтронах)

В мире есть 463 реакторных установки. 276 – с ВВЭР (~ 60%), причем они составляют ~ 66% установленной мощности всех реакторов.

• США – 69 реакторов, суммарная мощность 68577МВт
• Франция – 58, суммарная мощность 65588МВт
• Япония – 23, суммарная мощность 19366МВт
• Россия – 16, суммарная мощность 16594МВт
• Южная Корея
• Германия

ВВЭР – это корпусные реакторы на тепловых нейтронах. В качестве замедлителя в них используется легкая вода, поэтому достоинства и недостатки связывают с водой. Вода позволяет получить большое объемное энерговыделение – реактор компактный – корпус можно изготовить в заводских условиях. В качестве топлива используется UO2 со степенью обогащения 4..5%.

Достоинства воды:
• Доступность и хорошо изучена
• Является хорошим замедлителем (приемлемое отношение коэффициентов захвата и замедления) и теплоносителем (хорошие теплофизические свойства)
• Допускает высокое объемное энерговыделение
• Низкая наведенная радиоактивность
• Высокая устойчивость и саморегулируемость реактора (благодаря отрицательному температурному коэффициенту реактивности)
• Возможность кипение теплоносителя в АЗ и использование одноконтурной схемы (в ВВЭР не используется)
• Прозрачна (упрощает систему перегрузки топлива – можно осуществлять визуальный контроль)

Недостатки:
• Высокая поглощающая способность нейтронов (паразитический захват) – приводит к необходимости повышать степень обогащения топлива ядерным горючим, а это приводит к снижению коэффициента воспроизводства
• Высокое давление, для достижения приемлемых экономических показателей (низкая температура кипения) – большие толщины стен корпуса, сложность изготовления, повышенная металлоемкость
• Высокая коррозионная способность воды – усложнение системы водоочистки, необходимость плакировки корпуса аустенитными сталями
• Сильная замедляющая способность – может привести к локальному всплеску потока тепловых нейтронов и росту теплового потока.
• Низкая величина критического теплового потока – ограничивает максимальное тепловыделение. Уступает жидким Ме.
• Трудность компенсации избыточной реактивности – приходится делать реакторы с большим начальным избытком реактивности.
• Большой объемный расход воды, как теплоносителя – сложности при аварийных ситуациях (бассейны выдержки)

Нейтронно-физические особенности ВВЭР:

• Жесткий спектр нейтронов: чем уже σ, тем спектр жестче – появляется заметная доля деления U235 на тепловых нейтронах, также растет доля U235 от пороговых нейтронов
• Использование воды ведет к большому диапазону изменения коэффициента реактивности при разогреве реактора и выводе его на мощность.
• Возможность появления локальных критических масс
• Динамическая устойчивость ВВЭР и безопасность эксплуатации



Основные этапы развития ВВЭР:
Первые реакторы 150..200 МВт появились в СССР в конце 50х – реакторы-прототипы. Имели большой запас по критической нагрузки, небольшая глубина выгорания, низкий КПД 28% (из-за низкого давления в реакторе ~10МПа, а рабочего тела 3МПа) В них использовались нейтронные ловушки и крестообразные стержни, что приводила к большой неравномерности.

Сейчас резко повысилось давление в первом контуре ~16МПа, снизили недогрев воды до кипения ≈15..20°С, что позволило поднять параметры рабочего тела до 5..6МПа и поднять КПД до 33%. В верхней части центральных кассетах допускается поверхностное кипение. Были разработаны и реализованы различные способы снижения неравномерности энерговыделения в объеме АЗ:
• Борное регулирование
• Профилирование размещения выгорающих поглотителей
• Использование ПС малого диаметра (кластеры)
• Профилирование про уровню обогащения топлива кассет, расположенных по радиусу АЗ, включая и внедрение системы перегрузки топлива с рассеиванием в центре.

— это привело к тому, что kV = 2.7..2.9.
Была повышены глубина выгорания до 40КВт/кг⋅сут.

Более глубокие исследования процессов протекающих в реакторе позволили понизить разницу между истинными значениями и допустимыми. Так, получения достоверных данных о qкр позволило снизить коэффициент запаса до 1.3..1.5.

Сейчас средняя тепловая нагрузка q1 составляет 500Вт/см, в этом случае температура сердечника порядка 2300°С.

Далее произошла унификация основных элементов установки. При сравнении конструктивных решений по ТВЭЛу (кассете), реакторы отличаются только количеством рабочих кассет, ПС, петель (ПГ). Унифицированы трубопроводы. Были созданы трубопроводы диаметром 800..900мм, которые позволили укрупнить ПГ до 250..300МВт. Унифицирована конструкцию ГЦН.


Оставить комментарий





Статистика

Рейтинг@Mail.ru