101.3. Перспективные реакторы Минатома.
Часть 3: ВВЭР-1800
К середине 1980-х производство корпусных ВВЭР-1000 в значительной мере определялось возможностями «Ижорских Заводов» [1] производивших максимум один корпусный комплект в год.
«Программа-1983» ставила задачу преодолеть это ограничение строительством завода «Атоммаш» на берегу Волги, с многотысячным коллективом изначально призванным заниматься только ВВЭРами. Ряд источников утверждают [2], что завод по проекту был рассчитан на производство до 8 корпусных комплектов ВВЭР-1000 в год. Сразу отметим: до «перестройки» Атоммаш в Волгодонске не успели достроить, и хотя небольшая сохранившаяся часть завода существует сейчас на нефте-газовых заказах, производство корпусов ВВЭРов там всё ещё (2017) только пытаются восстановить.
Как мы помним, направление кипящих одноконтурных корпусных реакторов (BWR) имеющее определённые преимущества перед PWR по топливоиспользованию, успешно стартовало в СССР в виде реактора ВК-50 и не получило развития только потому, что корпус мощного BWR является не транспортабельным по железной дороге. Поэтому планировавшийся с конца 1980-х переход к транспортировке корпусов водными путями, хоть и ограничивал размещение АЭС отдельными регионами европейской части России, открывал конструкторам новые возможности: снималось ограничение в виде железнодорожного габарита.
Это позволило начать работу над проектом ВВЭР-1800 не транспортабельным по железной дороге. Эскизный проект реакторной установки разработан в соответствии с техническим заданием №352-ТЗ-002 и начата разработка технического проекта.
Увеличение размеров активной зоны позволяет более эффективно использовать топливо: по сравнению с «тысячником» достигнуто снижение топливной составляющей на 10%. Удельная металлоёмкость оборудования реакторной установки ВВЭР-1800 снижена на 20% по сравнению с ранними ВВЭР-1000 и на 10% по сравнению с «ВВЭР-1000 п/б»:
Для четырех-петлевых энергоблоков ВВЭР-1800 по оценкам Атомэнергопроекта рассчитано уменьшение по сравнению с ВВЭР-1000:
* удельного расхода металла по технологической части главного корпуса на 12 – 15%;
* удельной кубатуры главного корпуса на 15-20%;
* удельного расхода железобетона на 15 – 20%;
* удельного расхода металла в строительных конструкциях на 15 – 20%;
* удельных капитальных затрат на 15 – 20%;
* удельной численности персонала АЭС на 15 – 20%;
* удельных трудозатрат на 20 – 25%.
Приведём основные характеристики реактора ВВЭР-1800:
Тепловая мощность………5800 МВт
Электрическая мощность………1800 МВт
Делящееся топливо……….UO2 либо UO2+PuO2
Коэффициент воспроизводства на уране-235……….0,5
Замедлитель и теплоноситель………H2O плотности 700 кг/м3
Температура теплоносителя:
на входе в активную зону……….294 Цельсия
на выходе из активной зоны……….330 Цельсия
Расход теплоносителя ……….37,3 м3/сек
Давление теплоносителя ……….15,7 МПа
Потеря напора теплоносителя:
в реакторе……….0,37 МПа
во всем контуре……….0,8 МПа
Размеры корпуса реактора (наружный диаметр цилиндрической части /высота)……….5,67/11,8 метров
Материал корпуса………. сталь 15Х2НМФА
Материал отражателя……….Н2О + сталь
Толщина отражателей:
бокового……0,86 метра
торцевого 0,2-0,9 метра
Параметры активной зоны:
диаметр/высота………. 3,94/3,56 метра
Топливо……….UO2
обогащение топлива подпитки по делящемуся материалу……….3,6%
Загрузка топлива……….101,2 тонны ТМ (тяжелого металла)
Плотность топлива в таблетке……….10,4 – 10,8 г/см3;
Количество ТВС ……….243
Размер ТВС под ключ……….234 мм;
Наружный диаметр ТВЭЛа……….9,1 мм;
Число ТВЭЛов в ТВС……….312
Шаг решетки ТВЭЛов……….12,75 мм;
Геометрия решетки……….треугольная
Материал оболочки ТВЭЛов……….сплав циркония + 1% ниобия
Толщина оболочки ТВЭЛов……….0,68 мм;
Масса оболочки/масса топлива………. 35 тонн/114,8 тонн;
Конструкционный материал активной зоны……….цирконий;
Масса конструкционного материала/масса топлива (UO2)……….6,0 тонн/114,8 тонн
Средняя плотность энерговыделения……….133 МВт/м3;
Максимальная температура топлива в центре ТВЭЛа……….1600 Цельсия;
Максимальная температура оболочки ТВЭЛа:
на внутренней поверхности……….400 Цельсия
на наружной поверхности……….350 цельсия
Средняя линейная тепловая нагрузка на ТВЭЛ……….207 Вт/см
Коэффициент воспроизводства в равновесном режиме……….0,5;
Коэффициент неравномерности энерговыделения (физический)%
по высоте……….1,48
по радиусу……….1,35
режим перегрузки……….частичная перегрузка
Длительность топливной кампании……….3 (4) года
Число перегрузок за кампанию……….3 (4)
Средняя глубина выгорания топлива……….42 ГВт*сутки/тонна урана
Максимальный флюенс нейтронов (Е>0,5 Mev):
в топливе……….10^22 нейтронов/см2;
в оболочках ТВЭЛов……….10^22 нейтронов/см2;
в корпусе реактора ……….10^19 нейтронов/см2;
Эффекты реактивности:
запас реактивности при номинальном режиме:
в начале кампании……….8%
в конце кампании……….0%
Температурные эффекты реактивности:
по температуре топлива……….минус (0,2-0,5)*10^-2 %/С
по температуре теплоносителя……….минус (1-8)*10^-2 %/С
мощностной коэффициент реактивности……….минус 2,5*10^-4 (delta P)/(%N)
пустотный (паровой) коэффициент реактивности……….(5-30)*10-4 (delta density)/(% vapour)
Изменение реактивности при полной потере теплоносителя в активной зоне ……….-22%
Система СУЗ и АЗ:
максимальное число стержней СУЗ (АЗ + АР)……….199
Вес одного стержня СУЗ (АЗ + АР) средний……….0,05%
in work
Список литературы и источников
1. https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%98%D0%B6%D0%BE%D1%80%D1%81%D0%BA%D0%B8%D0%B5_%D0%B7%D0%B0%D0%B2%D0%BE%D0%B4%D1%8B
2.
https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%90%D1%82%D0%BE%D0%BC%D0%BC%D0%B0%D1%88
3.
