Физические особенности реактора ВВЭР

Действие реакторных излучений на материалы.

Корпус реактора должен обеспечивать надежную герметизацию активной зоны в течении всего периода эксплуатации (30 лет и более). Поэтому к материалу корпуса предъявляются требования высокой коррозионной стойкости в водном теплоносителе, высокой радиационной стойкости и устойчивости к хрупкому разрушению.

Требования радиационной стойкости означает отсутствие значительных изменений механических свойств материала под воздействием нейтронного, гамма- и бета- излучений. Что касается требований к технологическим свойствам, то материал корпуса реактора должен обладать хорошей свариваемостью в больших сечениях, поскольку стенки корпуса имеют значительную толщину.

При выборе конструкционных материалов 1 –го контура, в первую очередь для корпуса реактора, необходимо учитывать повышение критической (на хрупкость) температуры Т_кр в результате облучения. Этот температурный сдвиг не зависит от химического состава, термообработки и прочности стали. Ухудшение пластических свойств стали в результате облучения – следствие нарушение атомной решетки. Радиационная стойкость сталей определяется их способностью частично восстанавливать свою структуру после полученных радиационных повреждений. Восстановление идет тем быстрее, чем выше температура стали.

Радиационный ресурс R корпуса реактора определяют по формуле

R ≤ F_доп / φ K,

где φ – плотность нейтронного потока в наиболее опасном месте корпуса реактора;

F_доп – допустимый флюенс нейтронов;

K – коэффициент запаса.

Воздействие нейтронного излучения приводит к ухудшению защитных свойств окисных пленок и как следствие – к увеличению скорости коррозии. Кроме того, излучение реактора меняет состав теплоносителя, что также повышает скорость коррозии.

Приведем краткую характеристику реактора ВВЭР электрической мощностью 1000 МВт. Упрощенная схема АЭС с реактором типа ВВЭР приведена на рис. 3.1. Активная зона ВВЭР состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС) и каналов со стержнями системы управления и защиты. В ТВС размещен пучок твэлов, представляющих собой герметичные полые цилиндры из циркониевого сплава диаметром около 1 см, заполненные таблетками из UO₂, обогащенного до 4,4 % по ²³⁵U. Общий вес топлива около 80 тонн. Для передачи тепла из активной зоны использована двухконтурная схема. Циркулирующая в первом контуре вода (ее масса около 300 т) находится под большим давлением (15,7 МПа), препятствующим ее закипанию. С помощью главного циркуляционного насоса вода подается в реактор, проходит через активную зону, нагревается за счет тепловыделения в твэлах и поступает в парогенератор. Проходя через него, она нагревает воду второго контура до кипения, при этом охлаждается, и затем насос вновь возвращает ее в реактор. Пар, образовавшийся в парогенераторе, поступает на турбогенератор. Отработанный пар охлаждается и конденсируется в воду, которую насос второго контура снова подает в парогенератор. Корпус реактора имеет высоту 11 и диаметр 4,6 м, цилиндрическая активная зона имеет диаметр 3,1 и высоту 3,55 м.

Рис. 3.1. Схема основных технологических контуров АЭС с реактором типа ВВЭР (указаны характеристики первого контура ВВЭР-1000):

1 – реактор;

2 – парогенератор;

3 – турбогенератор;

4 – эжектор;

5 – конденсатор;

6 – спецводоочистка второго контура;

7 – деаэратор;

8 – питательный насос;

9 – байпасная очистка;

10 – главный циркуляционный насос

Дата добавления: 2015-06-04