Корпусные водо-водяные реакторы

В водо-водяных реакторах обычная вода является одновременно и замедлителем, и теплоносителем. Использование для указанных целей только воды — большое преимущество водо-водяных реакторов. Вода — легкодоступный и дешевый материал. Освоенные конструкционные материалы могут длительно и надежно работать в контакте с движущейся водой при высоких параметрах, если качество воды поддерживается на определенном уровне, причем технология обеспечения нужного качества воды отработана и хорошо освоена в обычной теплоэнергетике.

Есть два типа водо-водяные реакторов. В одних вода поддерживается в однофазном состоянии, т. е. без кипения. Они называются реакторами с водой под давлением (ВВРД). В отечественной практике ВВРД называют также – водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). В современных ВВРД давление воды достигает 15-20 МПа, что дает возможность получать температуру на выходе из реактора до 330 °С. В другом типе водо-водяные реакторов с кипением (ВВРК), вода находится в двухфазном состоянии — в виде пароводяной смеси с массовым паросодержанием на выходе из активной зоны реактора 15- 30%. Давление теплоносителя в современных ВВРК составляет 6 - 7 МПа, что соответствует температуре насыщения 275 -285° С.

Основные физические характеристики (размеры и загрузка топливом) активных зон водо-водяные реакторов определяются ядерно-физическими свойствами и параметрами воды. Вследствие лучшей замедляющей способности воды размеры активных зон водо-водяных реакторов наименьшие. Это наиболее компактные из всех реакторов на тепловых нейтронах. Реакторы ВВРК при равной с ВВРД мощности имеют несколько большие размеры из-за меньшей плотности замедлителя.

Производственные, а также транспортные возможности ограничивают размеры корпуса реактора, а это в свою очередь неизбежно приводит к ограничению предельно достижимой мощности.

Водо-водяные реакторы из-за существенного снижения с ростом температуры плотности воды-замедлителя имеют отрицательный температурный коэффициент реактивности и обладают свойством саморегулирования, которое должно учитываться при создании средств управления.

Обеспечение безопасности корпусных реакторов при разрывах крупных трубопроводов и корпусов оборудования требует сложных и дорогостоящих мер. Это объясняется тем, что при малоразветвленном контуре циркуляции теплоносителя разгерметизация приводит к выбросам наружу большого количества радиоактивного теплоносителя. Наряду с проблемой обеспечения радиационной; безопасности здесь возникает проблема аварийного расхолаживания активной зоны, т. е. съема остаточного тепловыделения с целью не допустить расплавления активной зоны.

Перегрузку топлива в ВВРД и ВВРК можно вести только на остановленном реакторе со снятой крышкой и, естественно, при сброшенном давлении. Поэтому перегрузку топлива проводят через достаточно большие промежутки времени 1—2 раза в год. В связи с этим в корпусных реакторах на начало кампании необходимо иметь достаточно большой запас реактивности, а в выгружаемом топливе будет содержаться значительное количество неразделившихся ядер топлива ввиду высокой концентрации в топливе продуктов деления, интенсивно поглощающих тепловые нейтроны. Применяемые перестановки частично выгоревшего топлива с периферии в центр активной зоны, в зону с большим потоком нейтронов, несколько улучшают использование топлива, но не ликвидируют данный недостаток полностью.

Наконец, следует отметить, что водо-водяные реакторы имеют низкий температурный потенциал теплоносителя на выходе из активной зоны и, как следствие этого, невысок термический КПД. энергетических установок с такими реакторами.

Тем не менее, водо-водяные реакторы — наиболее распространенный тип реактора за рубежом. Широко используются установки данного типа и у нас в стране (серийные реакторы ВВЭР-440, ВВЭР-1000). Главная причина такого положения заключается в. том, что в 60-е годы — к моменту начала широкого внедрения ядерной энергетики в электроэнергетику промышленно развитых стран — это был наиболее отработанный тип энергетического реактора. Кроме того, производственные мощности некоторых крупных энергетических фирм США, ФРГ, Японии и др. были, более всего приспособлены для освоения корпусных реакторов.

Первые реакторы типа ВВРД были пущены в США на АЭС «Шиппингпорт», а в СССР — на Нововоронежской АЭС, 1 блок которой с реактором ВВЭР-210 успешно эксплуатируется до настоящего времени. В течение 70-х годов у нас в стране серийно выпускались реакторы ВВЭР-440, работающие на Нововоронежской, Кольской, Армянской АЭС и АЭС в Германии, Болгарии, Финляндии. В настоящее время освоен реактор ВВЭР-1000, и ВВЭР-1500 для производства которого построен уникальный гигантский завод Атоммаш.

Дата добавления: 2015-06-04