Обзор проектных основ нейтронно-физических характеристик активных зон водоохлаждаемых реакторов

Статья посвящена актуальной на сегодняшний день проблеме, а именно вопросам оптимизации нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭРов. Проведён обзор проектных основ, заложенных в конструкцию активной зоны реакторов. Проанализированы главные плюсы и минусы различных направлений в совершенствовании нейтронно-физических характеристик. Особое внимание уделено развитию отечественных водоохлаждаемых реакторов. В статье рассматриваются ключевые этапы и опыт эксплуатации ВВЭРов.

Ключевые слова: реактор, ВВЭР, Россия, активная зона, характеристики.

Водо-водяные энергетические реакторы составляют основной массив “Росатома”, так как являются наиболее изученными и имеют богатый опыт эксплуатации. Более половины всей производимой атомной энергии в Российской Федерации приходится на этот тип реакторов.

Следовательно, оптимизация нейтронно-физических характеристик и разработка новых конструкционных решений активной зоны данного типа реакторов — является актуальной проблемой в наши дни.

Первые концептуальные проработки в направлении развития водо-водяных энергетических реакторных установок стартовали в СССР еще в 1954 году и базировались на разработках реактора для атомной подводной лодки. Разрабатывались 2 варианта водяных электростанций (ВЭС): ВЭС‑1 с алюминиевой конструкцией активной зоны для низких параметров пара и ВЭС‑2 с заменой алюминия цирконием для выработки пара более высоких параметров. [1, c. 34]

Причём, первый вариант проигрывал второму по мощности вырабатываемой электроэнергии за счёт более совершенной конструкции активной зоны, а точнее, вследствие того, что материалом конструкции активной зоны в ВЭС-2 служил циркониевый сплав, который, в совою очередь, является “прозрачным” для нейтронов.

В результате был выбран второй вариант, основные параметры которого представлены в Таблице 1.

Таблица 1

Основные параметры реактора ВЭС-2

Основные изменения заключались в изменении параметров топливной загрузки: природный уран загружался в виде двуокиси, а обогащенный уран — в виде металлокерамики, состоящей из двуокиси урана и алюминиевого сплава, также был существенно повышен уровень обогащения (с 2 % до 25 % по 235U).

Изменения коснулись и самих тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ): уменьшение диаметра ТВЭЛ позволило увеличить поверхность теплосъёма, что позволило уменьшить габариты активной зоны и сократить почти в четыре раза необходимую загрузку урана, а самое главное, увеличить мощность реактора до 730 МВт (т).

В дальнейшем развитии данного типа реакторов с 1956 по 1969 гг, окончательно определились с основными техническими решениями, которые впоследствии стали «фамильными» чертами ВВЭРов, а именно: тепловыделяющая сборка (ТВС) кассетного типа; существенное снижения степени обогащения урана в активной зоне, а также замена природного урана на уран с обогащением порядка 1 % по 235U; треугольная разбивка расположения кассет в активной зоне реактора и твэлов — в ТВС; циркониевый сплав с ниобием в качестве материала твэлов; высокопрочная легированная углеродистая сталь в качестве материала корпуса реактора. [1, c. 35–36]

В 1969 году стартовали работы по реакторной установке ВВЭР-1000, сооружение которой было запланировано на пятом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Технический проект первого водо-водяного реактора электрической мощностью 1000 МВт, который получил обозначение В-187. При переходе к ВВЭР-1000 были увеличены высота активной зоны и общая загрузка по урану. Экономическая эффективность обеспечивалась не только увеличением единичной мощности, но и радикальным улучшением показателей топливоиспользования: повышение энергонапряженности топлива более чем в два раза (с 20 до 45 КВт/кг), увеличение глубины выгорания ядерного топлива более чем в три раза (с 12 до 43 МВт · сут/кг). [1, c. 35–36]

Дальнейшая модернизация проекта В-187 базировалась, в основном, на улучшении систем безопасности, совершенствовании паротурбинного цикла, модернизации главных циркуляционных насосов и т. п.

Таким образом, для увеличения мощности и КПД водоохлаждаемого типа реакторов, необходимым в рассмотрении является вопрос об оптимизации нейтронно-физических характеристик активной зоны, а учитывая кол-во энергии, производимой ВВЭРами в России и в мире, данная проблема является первостепенной.

Литература:

1. Панов С. У истоков водо-водяных // Атомный эксперт. — 2016. — № 1 (43). — С. 3 4–39.
2. Панов С. Тысячники // Атомный эксперт. — 2016. — № 6 (48). — С. 36–43.
3. Окунев В. С., Лисицын И. С. Нейтронно-физический расчет решетки ядерного реактора на основе газокинетической теории переноса. — М.: МГТУ им. Н. Э. Баумана, 2011. — 141 с.