101.2. Перспективные реакторы Минатома.
Часть 2: Проект ВВЭР-1000 п/б
В середине 1980-х ядерная электроэнергетика России базировалась на двух основных типах энергоблоков: ВВЭР-1000 и РБМК-1000. ВВЭР-1000 был задуман как корпусный реактор класса PWR с максимальными габаритами и массой, транспортабельными по железной дороге. Разработка «ВВЭР-1000 повышенной безопасности» началась в соответствии с постановлением Совета Министров №724 от 01.07.1987.
Основной особенностью нейтронно-физических параметров на первом этапе становилось повышенное введение в композицию активной зоны выгорающего поглотителя. С целью обеспечения в течение всего топливного цикла коэффициентов реактивности, обуславливающих отрицательную обратную связь между мощностью и параметрами теплоносителя. На втором этапе модернизации рассматривалось освоение спектрального регулирования, благодаря наличию на крышке реактора увеличенного на первом этапе количества приводов для элементов СУЗ.
Приведём характеристики реактора ВВЭР-1000 п/б:
Тепловая мощность = 3200 МВт
Электрическая мощность (брутто) = 1060 МВт
Делящееся топливо в свежих ТВС = 4,4% U235
Удельная загрузка делящимся топливом (брутто) = 1115 кгU235/GW(тепл)
Коэффициент воспроизводства = 0,56
Замедлитель и теплоноситель: = H2O плотностью 0,68 г/см3
Температура теплоносителя:
на входе в реактор = 290 С
на выходе из реактора = 320 С
Давление теплоносителя = 15,7 МПа
Расход теплоносителя = 25 м3/сек
Потеря напора теплоносителя:
в реакторе = 0,3 МПа
по контуру = 0,55 МПа
Размеры корпуса реактора………….. 4,55/10,8 метров
Материал корпуса…………………………….. сталь
Материал отражателя……………………… сталь
Толщина торцевого отражателя………. отсутствует
Толщина бокового отражателя…..……. 0,06 – 0,10 метра
Параметры активной зоны:
диаметр/высота …………………….………3,16/3,70 метра
тип топлива…………………………………….…………..UO2
обогащение топлива по делящемуся материалу…..4,0-4,4%
загрузка топливом…………………………………….….80 тонн
плотность топлива…………………………………. 10400 кг/м3
количество ТВС ………………………………………..163
размер ТВС под ключ…………………………………234 мм
число ТВЭЛов в ТВС ………………………………….312
диаметр ТВЭЛов внешний………………………. 9,1 мм
шаг решётки …………………………………..……..12,75 мм
геометрия решётки………………………….….треугольная
материал оболочки ТВЭЛов……………циркониевый сплав
толщина оболочки ТВЭЛов…………………………0,65 мм
масса оболочки/масса топлива …………….440/1575 грамм
конструкционный материал активной зоны………….цирконий
масса конструкционного материала/масса топлива ……3,5/80 тонн
средняя плотность энерговыделения……………………. 116 МВт/м3
температура топлива в центре ТВЭЛа ………………….1600 С
Температура оболочки ТВЭЛа:
на внутренней поверхности…………………………………368 цельсия
на наружной поверхности……………………………..…….355 цельсия
линейная тепловая нагрузка на ТВЭЛ ………………17200 Вт/метр
коэффициент неравномерности энерговыделения в стационарном цикле:
по высоте ………………………………………..…..1,25
по радиусу………………………………………..…..1,35
длительность кампании ………………………..3 года
режим перегрузки топлива…………………..частичная
число перегрузок топлива за кампанию……..3
средняя глубина выгорания……………………..40,2 ГВт*сутки/тонна
Максимальный флюенс нейтронов в топливе и в оболочках ТВЭЛов:
тепловых…………………………………….1,5*10^22
быстрых ……………………………………..3*10^22
Эффекты реактивности:
запас реактивности при номинальном режиме
в начале кампании……………………………….….11,0%
в конце кампании………………………………..……0
температурные коэффициенты топлива:
по температуре топлива …………….…минус 2,5*10^-5 на градус цельсия
по температуре теплоносителя…….от минус 10^-4 до минус 65*10^-5 /C
мощностной коэффициент реактивности ..-1,8*10^-4 [delta(K)/K] / [%((delta N)/N)]
плотностной коэффициент реактивности ……..(от 5 до 33)*10^-2 1/(г/см3)
изменение реактивности при полной потере теплоносителя в активной зоне…-22,0%
Система СУЗ и АЗ:
число стержней СУЗ…………………………….…….121
вес одного стержня СУЗ……………………….…….0,009%
число стержней АЗ……………………………….…..121
вес одного стержня АЗ………………………………0,7% (max)
Мероприятия по улучшению топливного цикла ВВЭР-1000 на первом этапе проводились без учёта возврата урана и плутония в топливный цикл. Прежде всего, это было связано с технологией изготовления свежих ТВС предполагающей много ручных операций. Операторы с микрометрами вручную измеряли (и сейчас по-прежнему измеряют) диаметр и высоту каждой топливной таблетки UO2. Если параметры в норме, её помещают в ведро с готовой продукцией для закладки в ТВЭЛ; если толщина или диаметр выше нормы, таблетку возвращают на обточку и затем снова на контроль. Если параметры ниже нормы, таблетку кладут в третье ведро на переработку материала.
Если при обращении с малообогащённым “свежим”, не находившемся ранее в реакторе ураном, радиация не создаёт больших сложностей, то побывавшее в реакторе топливо (уран с высоким процентом урана-236 и высокофоновый реакторный плутоний) вместо зала с операторами и перчаточными боксами требует высокотехнологичной автоматизированной линии, без шлифовочных и других пылящих операций. Это представляло в 1980-е и по-прежнему представляет в специфике России большую преграду на пути к замкнутому топливному циклу. Как вариант, рассматривалось бестаблеточное виброуплотнённое топливо, которое сейчас ещё до конца не отлажено.
Улучшение топливного цикла ВВЭР-1000 п/б достигалось за счёт:
* снижения поглощения нейтронов путём замены стали в деталях ТВС на цирконий;
* уменьшения содержания гафния в цирконии, расход природного урана уменьшался на 8 – 12%;
* использования новых типов выгорающих поглотителей;
* перехода на четырёхгодичную кампанию (снижение расхода природного урана 6%)
Оптимизация топливоиспользования ВВЭР с открытым топливным циклом вела к сокращению потребления природного урана на 20 – 25%. Дальнейшее сокращение расхода на 45 – 50% планировалось в 1988 году на период после 2010 года и связывалось с замыканием топливного цикла путём перехода к топливу UO2-PuO2.
Характеристики данного проекта ВВЭР-1000 можно считать стартовой точкой для перспективных легководных проектов. Во всём ВВЭР-1000 хорош кроме коэффициента воспроизводства. При загрузке свежее топливо содержит 44 килограмма урана-235 на тонну, при выгрузке – 8 килограмм урана-235 и 4,5 кг урана-236 в смеси с 942 килограммами урана-238 и ураном-232. А также 8,7 килограмм плутония из которых только 5,2 килограмма плутоний-239. При таких параметрах, урановая промышленность способна обеспечить свежим топливом установленную мощность которая невелика в процентах от всей энергетики.
Поэтому все дальнейшие смелые легководные проекты имели целью поднять коэффициент воспроизводства. Как минимум до величины, когда дельта между КВ и единицей не больше, чем превышение над единицей КВ серийных натриевых бридеров на оксидном топливе. Это позволит в замкнутом по урану-238 топливном цикле иметь мощность легководных реакторов по крайней мере не меньшую, чем установленная мощность натриевых бридеров.
Кроме подъёма КВ, перспективные проекты ЛВР поднимали также температуру и давление пара и тепловой КПД. Однако делалось это не как самоцель а главным образом для того, чтобы благодаря сверхкритическому водному теплоносителю иметь возможность выбирать плотность водяного пара в широком диапазоне. В свою очередь, это позволяет варьировать нейтронный спектр как с целью спектрального регулирования вместо борного, так и с целью использования конструкционных материалов имеющих высокое сечение поглощения тепловых нейтронов. А также использовать стандартные, производимые промышленностью в большом количестве, паровые турбины угольной энергетики. Давно и успешно работающие, как известно, на сверхкритических параметрах пара.
Список литературы и источники:
- Разработка технического проекта реакторной установки ВВЭР-1000 повышенной безопасности: Техническое задание 392-ТЗ-001, 1987.
- Реактор. Расчёт физический. Ч.1. Характеристики активной зоны в стационарном топливном цикле. Техническое задание ОКБ ГП 392.06.00.00.000РР17, 1988.
