Перспективные реакторы Минатома.

Часть 4: ПВЭР-1000

Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов с пароводяным теплоносителем – ПВЭР. Рассматривается в качестве направления дальнейшего улучшения и развития водо-водяных корпусных энергетических реакторов.

Основной целью создания ПВЭР является разработка на основе имеющейся технологии и машиностроительной базы ВВЭР реактора, обладающего экономичным топливным циклом с коэффициентом воспроизводства около 1, улучшенным КПД термодинамического цикла, сниженной металлоёмкостью, близкими к ВВЭР капитальными затратами на установленный кВт и в перспективе – использованием серийно производимых промышленностью паровых турбин угольной энергетики на сверхкритические параметры водяного пара.

При работе над проектом ПВЭР расчётным путём исследовалась гипотеза о том, что при уровне воспроизводства горючего КВ~1, АЭС с ПВЭР могут быть экономически более предпочтительными по сравнению с реакторами типа БН за счёт существенно меньших капитальных затрат благодаря использованию технологии освоенного водного теплоносителя.

Разработка проекта ПВЭР к 1991 году проведена в объёме технического предложения.
Существующая технология и машиностроительная база для реакторов ВВЭР позволяют в принципе приступить к строительству ПВЭР сразу же после завершения экспериментального обоснования нейтронно-физических и тепло-гидравлических характеристик этого реактора.

Рассмотрим модернизацию ВВЭР в сторону ПВЭР сначала на уровне идеи. Переход к параметрам водяного пара выше критической точки воды (374 Цельсия, 225 атм) позволяет иметь в качестве теплоносителя перегретый водяной пар. Который по свойствам в этой области гораздо ближе к идеальному газу чем в классических ВВЭР, имеет хорошие термодинамические параметры и является однофазным теплоносителем. Плотность его может быть выбрана произвольной. Однако фактически, как минимум при плотности меньшей чем 100 килограмм на кубометр, т.е. (1/7) плотности обычного ВВЭР, секундного расхода пара становится недостаточно чтобы вынести тепло из активной зоны. Ведь водяной пар это не жидкий металл.

При остальных равных условиях, мощность насоса требующаяся на прокачку, обратно пропорциональна кубу плотности теплоносителя. Ведь как мы помним из физики, продифференцировав по времени сохранение импульса (d/dt)*(F*t) = (d/dt)*(m*v) получается по определению выражение для пропорциональности перепада давления на прокачку delta(P) = (1/S)*v*(dm/dt) где (dm/dt) – секундный расход теплоносителя, S – площадь рассматриваемого поперечного сечения. Секундный расход равен в свою очередь (dm/dt) = p*S*v где p -плотность теплоносителя. Для перепада давления получается пропорциональность delta(P) = p*(v^2) а для мощности, требующейся на прокачку, пропорциональность кубу скорости теплоносителя и первой степени его плотности: N_pump ~p*v^3.

Тепловая мощность, выводимая из реактора, пропорциональна трём множителям: N_reactor = C*(T2-T1)*(dm/dt) = C*(T2-T1)*p*S*v. Уменьшив плотность воды с 700 до 140 кг/м3 при сохранении прежними тепловой мощности реактора и всех остальных параметров , было бы необходимо увеличить в 5 раз скорость прокачки теплоносителя. В итоге требуемая мощность насоса увеличилась бы в (1/5)*(5^3) = 25 раз .

Однако здесь мы можем использовать резерв, открывающийся при переходе на СКД теплоноситель. Если в обычном докритическом ВВЭР (320 С, 160 Атм) нагрев воды при проходе через реактор составляет 30 Цельсия, то в случае СКД, при использовании соответствующих конструкционных материалов,  величину (T2-T1) можно взять порядка 150 Цельсия. Выбрав диапазон температур тот же, что и в натриевых реакторах на быстрых нейтронах: на входе в реактор порядка 380 Цельсия, на выходе из реактора порядка 530 Цельсия.

Таким образом, выбирая плотность водяного пара СКД 140 кг/м3, то есть (1/5) плотности обычного ВВЭР, и при этом выбирая перепад температуры при проходе реактора 150 Цельсия вместо обычных для ВВЭР 30 цельсия, скорость прокачки оставляем примерно такую же, как в обычном ВВЭР. При прежней мощности насоса (точнее, пародувки) появляется даже некоторый резерв, позволяющий уменьшить проходное сечение реактора: более плотное размещение топлива позволит снизить рост критической массы вызванный увеличением обогащения топлива по U235 или нечётному плутонию. Мощность ГЦН первого контура сохраняется на уровне 2% – 3% электрической мощности реактора.

Необходимо отметить что решение о подъёме перепада температуры между входом и выходом (T2-T1) достаточно очевидное, во всех странах натриевые бридеры работают с перепадом температуры за проход активной зоны 150 – 200 Цельсия. В обычном докритическом ВВЭР поступать так не позволяет фазовый переход теплоносителя (“вода-пар”), в то время как выше критической точки на фазовой диаграмме вода является однофазным теплоносителем.

Если снижать плотность водяного пара ниже 100 кг/м3, потребуется либо увеличить проходное сечение теплоносителя активной зоны увеличивая критмассу делящегося материала, либо снижать тепловую мощность реактора прежней величины. Либо увеличивать скорость прокачки теплоносителя с пропорциональным в третьей степени ростом требующейся мощности ГЦН.

Из данного рассуждения видна физическая постановка вопроса относительно ПВЭР как бридера. Переходя от ВВЭР к ПВЭР уменьшением плотности воды, мы делаем нейтронный спектр более жестким повышая коэффициент воспроизводства плутония. Однако одновременно может увеличиваться удельная загрузка плутония в реактор на Гигаватт установленной мощности. Поскольку меньшей плотности водяного пара достаточно на вынос из реактора только определённой, небольшой мощности теплового потока. При этом объём активной зоны строго ограничен, поскольку давление порядка 240 атм, требуется прочный корпус со стальной стенкой толщина которой велика относительно радиуса цилиндра.

Вопрос: если в легководном ПВЭР уменьшать плотность водяного пара, что произойдёт быстрее? КВ вырастет до величин выше единицы благодаря жёсткому спектру нейтронов? Или чтоб вода почти не замедляла нейтроны, потребуется столь малая её плотность, при которой этой же водой (в виде пара) из реактора может быть вынесена слишком малая тепловая мощность? Ведущая к высокой цифре числа килограмм плутония в загрузке на МВт. Этот вопрос исследовался расчётным путём в середине 1980-х при физическом расчёте по проекту ПВЭР-1000.

Конструкторам ПВЭР удалось уместить в корпусе, по габаритам и массе транспортабельном по железной дороге, электрическую мощность 1000 МВт при выборе плотности водяного пара 140 кг/куб. Расчётный коэффициент воспроизводства, на плутонии собственного изотопного состава при оксидном топливе составил, по данным различных отчётов для различных топливных композиций, такие величины как BR=1,02; BR=1,1; и даже BR=1,2. Эти значения в любом случае подлежат расчётной проверке с использованием современных файлов групповых нейтронных сечений.

Необходимо отметить, что в случае реактора ПВЭР высокие давления и температура в первом контуре предъявляют повышенные требования к оборудованию реакторной установки, в первую очередь к корпусу реактора. Работающему при давлении 240 атмосфер и температуре порядка 380 – 385 Цельсия. Эти параметры значительно выше условий работы и обычных корпусов ВВЭР (160 Атм, 290 Цельсия), и корабельных реакторов первого поколения работавших при 200 атм. Соответственно, проект ПВЭР требует предварительного проведения программы тестирования материалов в условиях 240 Атм и 380 – 540 Цельсия.

Принципиальная схема реакторной установки и особенности конструкции

Конструкция ТВС и ТВЭЛов аналогична ТВС и ТВЭЛам быстрых реакторов типа БН.    

Предварительные выводы:

В линейке эволюции легководных реакторов, ПВЭР является конечным звеном: плотность водяного пара минимальна, обогащение U235 (либо концентрация в топливе нечётного плутония) максимально, коэффициент воспроизводства плутония максимальный. Однако нужно ли стремиться непременно превысить КВ=1 именно в рамках концепции легководного теплоносителя? Тем более что по теории, поскольку вода замедляет нейтроны давая повышенное (по сравнению с натриевыми реакторами) их количество в резонансной области энергий, КВ должен стремиться к некой величине. Меньшей, чем КВ натриевых бридеров. Которые на оксидном топливе имеют порядок величины КВ=1,2.

Ответ на этот вопрос могут дать только вариантные расчёты реактора: совместный нейтронно-физический и тепло-гидравлический расчёт ПВЭР в нескольких вариантах, которые дальше анализируются по экономике и удельной загрузке делящегося материала на установленный МВт.

Может оказаться, что ограниченность объёма в связи с 240 атмосферами (?), не позволяет одновременно разместить большой отражатель из обеднённого урана и при этом снять с реактора разумных размеров высокую тепловую мощность. Тем более что, как мы помним, ниша у легководных в 21-м веке просматривается именно в качестве корабельных модульных реакторов эффективной (полезной) мощностью 40 – 100 МВт. В этом случае, при двухкомпонентной (ЛВР + БН) энергетике с топливным циклом замкнутым по U238, для корабельных ЛВР может оказаться экономически более привлекательной возможность иметь при КВ = 0,9 улучшенные параметры по обогащению топлива и удельному теплосъёму (МВт/кг Pu239).

Источники (в работе)
1.
2.
3.

Leave a Reply