Что такое реактор ввэр

Первый реактор ВВЭР

Первый водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) для АЭС

Определяющим фактором создания первого ВВЭР в нашей стране является организаторская работа руководителей Министерства среднего машиностроения по реализации важнейших инициатив и предложений основоположников использования атомной энергии в энергетике страны И.В. Курчатова и А.П. Александрова.

27 июня 1955 года И.В. Курчатов и А.П. Александров представили Министру среднего машиностроения СССР А.П. Завенягину предложения о развитии атомной энергетики в СССР, предусматривающие строительство одной атомной электростанции с замедлителем и теплоносителем из простой воды полезной мощностью 150 тыс. кВт … и одной АЭС по типу действующей (в Обнинске) полезной мощностью до 75 тыс. кВт, а также реактора для электростанции мощностью 50 тыс. кВт с замедлителем из тяжелой воды и газовым теплоносителем и реактора для электростанции с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем.

Предложения Минсредмаша были приняты Правительством и соответствующее постановление вышло 8 августа 1955 года.

Во исполнение постановления СМ СССР министр тяжелого машиностроения приказом от 24.08.55 г. определил ОКБ «Гидропресс» в качестве разработчика эскизного проекта реактора типа ВВЭР электрической мощностью 150 тыс. кВт комплектно с парогенераторами и другим технологическим оборудованием.

В июне 1955 года ОКБ «Гидропресс» получает с письмом, подписанным академиком И.В. Курчатовым, техническое задание на проектирование энергетического аппарата «ВЭС-2», т.е. реактора ВВЭР.

Разработка проекта первого ВВЭР выполнялась ОКБ «Гидропресс» в тесном сотрудничестве с научным руководителем (ЛИПАН), с регулярными (не реже одного раза в месяц) встречами, на которых детально рассматривались варианты решений для выбора оптимальных. Специалистами ЛИПАНа были выполнены расчеты нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора, которые стали основой для определения параметров и технических характеристик реактора и реакторной установки в целом.

Работа выполнялась интенсивно, с творческим подъемом специалистов ОКБ «Гидропресс» и ЛИПАНа, в результате уже в ноябре 1955 года был разработан эскизный проект реактора ВВЭР-1.

Реактор без съемной крышки: на верхнем полусферическом куполе имеется колонна диаметром 580 мм для установки перегрузочного устройства типа пантографа и люк диаметром 250 мм для выгрузки кассет.

Перегрузка производится на остановленном и расхоложенном реакторе под слоем воды. Этот реактор из-за своеобразной формы получил шуточное название «Грузинский кувшин».

Некоторые решения по реактору были оригинальными и с позиций сегодняшнего представления неоправданно смелыми. Тем не менее, заложенные требования к техническим характеристикам реактора во многом реализованы в реакторе ВВЭР-1 первого блока НВАЭС и в последующих проектах ВВЭР.

Материалы эскизного проекта были направлены в Минтяжмаш 13 декабря 1955 года.

Эскизный проект ППУ ВВЭР был одобрен на заседании специального технического совета Минтяжмаша 19 декабря 1955 года с рекомендациями предусмотреть в корпусе реактора съемную верхнюю крышку.

Основные технические характеристики реактора ВВЭР-1:

В верхнем приреакторном пространстве для защиты от гамма-излучения корпуса установлена кольцевая металлическая ферма, заполненная чугунными плитами. Ниже бандажа установлены короба с чугунной дробью, препятствующие «прострелу» по щели между корпусом и примыкающими конструкциями по высоте между кольцевой фермой и кольцевым водяным баком. Корпус реактора опоясывает кольцевая бетонная кладка толщиной 900 мм. Потоки радиации в боковом направлении ослабляются внутри реактора водо-железной защитой, состоящей из металла внутрикорпусных устройств (шахты, корзины и экрана) и кольцевых слоев воды. Дальнейшее воздействие радиации ослабляется толщиной стенки корпуса с наплавкой, водой бака кольцевой защиты (толщина слоя 1,0 м), а за ним бетоном шахты реактора.

В соответствии с постановлением Правительства от 8 марта 1958 года на Подольском машиностроительном заводе им. Орджоникидзе, как головном заводе-изготовителе и поставщике корпусных реакторов и оборудования 1-го контура, было определено строительство стенда контрольной сборки реакторов.

Его необходимость возникла в связи с тем, что корпус реактора, фланцы чехлов СУЗ и ячейки корзины под кассеты обрабатывались на различных заводах, каналы же СУЗ представляли значительную длину (около 12 м), и в них должно быть обеспечено свободное прямолинейное перемещение механизмов и кассет органов регулирования. На этом же стенде должна была пройти отработка всех манипуляций перегрузочной машины кассет, испытаны все транспортно-технологическое оборудование и гайковерт для затяжки главного уплотнения реактора.

В связи с тем, что корпус во избежание задержки монтажных работ отправлялся непосредственно на НВАЭС без завоза на ЗиО, для целей контрольной сборки был изготовлен технологический корпус, заменяющий штатный и несущий нагрузку только гидростатического давления. Он был установлен на специальную несущую ферму и располагался внутри резервуара, имитирующего перегрузочный бассейн, благодаря чему могли быть отработаны все технологические операции по перегрузке кассет под водой.

Все необходимые операции по контрольной сборке оборудования были проведены в 1962 году, и в январе 1963 года оборудование подготовлено для отправки на НВАЭС.

Выполнение строительно-монтажных работ по 1-му блоку НВАЭС было поручено ряду специализированных организаций. Монтаж технологического оборудования реакторной установки, трубопроводов, КИП и автоматики, вентиляционного центра, строительных конструкций реакторного отделения, а также спецводоочистки и «могильников» жидких и сухих отходов было поручено Центроэнергомонтажу (ЦЭМ).

Работы ЦЭМ начаты в 1958 году, монтаж оборудования и трубопроводов 1-го контура – в 1960 году, парогенераторов – в 1961 году.

Непосредственное участие специалистов ЦЭМ в контрольной сборке реактора на заводе-изготовителе (стенд Р-ЗиО), постоянный авторский надзор ОКБ «Гидропресс» и шеф-монтажа заводов-изготовителей обеспечили качественное проведение монтажа первого промышленного корпусного реактора.

Руководил контрольной сборкой на стенде Р-ЗиО В.В. Стекольников.

Строительные работы и монтаж основного оборудования были завершены в 1963 году, но уже с 1960 года началась подготовка к осуществлению пуско-наладочных работ.

В 1960 году ОКБ «Гидропресс» было утверждено ведущей организацией по наладке оборудования первого контура с участием проектировщиков и поставщиков того или иного крупного оборудования: перегрузочного моста, циркуляционных насосов, задвижек Ду 500, электрооборудования СУЗ. По приказу ОКБ «Гидропресс» В.П. Денисов (начальник КБ-5) был назначен руководителем-ведущим инженером наладочных работ на I блоке НВАЭС. Научное руководство физпуском и энергопуском реактора осуществлял Институт атомной энергии.

Руководство всем комплексом пуско-наладочных работ осуществляла межведомственная пусковая комиссия (МПК). Она состояла из ответственных представителей научной, проектно-конструкторских, пуско-наладочных, строительно-монтажных организаций и дирекции станции. Она рассматривала планы пуско-наладочных работ и проводила их утверждение, а также утверждение принципиальных технических решений, подготовленных научным руководством, главным конструктором реактора или главным инженером проекта, идущих в отступление от первоначального проекта или утвержденных графиков проведения работ.

К началу наладки ОКБ «Гидропресс» была разработана вся необходимая пуско-наладочная техническая документация (программы, методики, инструкции, чертежи пуско-наладочных приспособлений), согласована со всеми смежниками, была произведена стажировка необходимых кадров на объектах Института Атомной энергии и Обнинской атомной станции.

Фактическая продолжительность пуско-наладочных работ составила 12 месяцев.

30 сентября 1964 года на первом блоке Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-1 был осуществлен энергетический пуск, а в декабре 1964 года блок был введен в эксплуатацию.

Для компенсации изменения реактивности, а также для регулирования мощности и прекращения в необходимых случаях цепной реакции деления урана использовались 37 кассет. По удельной энергонапряженности и экономичности использования топлива этот реактор стал одним из лучших реакторов такого типа. Уже первые месяцы эксплуатации блока подтвердили надежную работоспособность его основных и вспомогательных систем в различных режимах. Благодаря эффекту саморегулирования реактор очень устойчив в работе и легко управляем.

В ходе эксплуатации блока было улучшено распределение энерговыделения по активной зоне с использованием борного регулирования, введен более совершенный контроль с применением ионизационных микрокамер и многое другое.

Выявленные в ходе освоения блока резервы были реализованы, в результате чего электрическая мощность его была перекрыта и достигла 240 МВт. Мощность реактора можно было бы еще увеличить, но ограничение внесли установленные в машинном зале турбогенераторы и система охлаждения, не рассчитанные на большое увеличение мощности.

Проектанты к конструкторы много сделали для надежной и безопасной работы энергоблока. Опыт работы станции показал, что она — надежный источник бесперебойного производства электрической энергии. Однако при освоении не все проходило так гладко, как это может показаться. Были неизбежные неприятности и волнения, вызванные в период пуско-наладочных работ непонятными на первый взгляд явлениями, которым порой не сразу находили объяснение.

Об одном из таких случаев следует рассказать. После нескольких месяцев работы первого блока поступил сигнал: в первом контуре обнаружен радиоактивный кобальт. Откуда он мог появиться? Объяснений не находили. Наконец, воспользовавшись остановкой реактора, приняли решение сменить воду первого контура. Через несколько месяцев снова появился радиоактивный кобальт. Более того, он стал накапливаться. Это уже вызывало серьезные опасения: радиоактивный кобальт может осесть на стенки реактора, трубопроводов, оборудования, а избавиться от него в условиях эксплуатации АЭС не так-то просто.

Стали искать причину появления радиоактивного кобальта, и она была найдена. Оказывается, в главных циркуляционных насосах применялись вкладыши подшипников из специального сплава–стеллита, который обладает высокой стойкостью против истирания. Именно поэтому и был применен этот материал. Но, рассматривая его химический состав, никто не обратил внимание на присутствие элемента, который в условиях реактора мог принести столько волнений и неприятностей. В стеллите содержится от 47 до 53 % кобальта. Постепенно истираясь (кстати, в очень небольших количествах), кобальт попадал в активную зону и под влиянием нейтронного облучения становился радиоактивным. Итак, причина найдена, оставалось её устранить. Решение пришло сразу — заменить стеллит другим сплавом, но бескобальтовым. Такой сплав был найден, проверен, и стеллит уступил место новому бескобальтовому сплаву. После замены материала вкладышей подшипников в циркуляционных насосах явление образования радиоактивного кобальта исчезло.

Коэффициент использования мощности реактора был доведен до высоких значений. В 1965 году он был равен 54 %; в 1966 году – 68%; в 1967 году – 74%; в 1968 году – 86%; в 1969 году – 80%. В последующие годы он находится на уровне около 80%.

Создание первого реактора ВВЭР, ввод его в эксплуатацию на энергоблоке № 1 НВАЭС и опыт его эксплуатации имели исключительно важное значение для дальнейшего развития АЭС с ВВЭР в нашей стране и по нашим проектам за рубежом. Благодаря ему была получена возможность проверки правильности технических решений, заложенных в проект, и оценки этого направления развития атомной энергетики.

Источник

ВО́ДО-ВОДЯНО́Й РЕА́КТОР

Том 5. Москва, 2006, стр. 491

Скопировать библиографическую ссылку:

ВО́ДО-ВОДЯНО́Й РЕА́КТОР (ВВР), ядер­ный ре­ак­тор, в ко­то­ром за­мед­ли­те­лем ней­тро­нов и те­п­ло­но­си­те­лем слу­жит во­да. Раз­ли­ча­ют ВВР энер­ге­ти­че­ские (ВВЭР) – для при­ме­не­ния на АЭС и атом­ных те­п­ло­фи­ка­ци­он­ных стан­ци­ях (АСТ); ядер­ные па­ро­про­из­во­дя­щие ус­та­нов­ки (ЯППУ) транс­порт­но­го на­зна­че­ния – су­до­вые и ко­ра­бель­ные; ис­сле­до­ва­тель­ские. Кон­ст­рук­тив­но ВВР пред­став­ля­ет со­бой ре­зер­ву­ар, за­пол­нен­ный во­дой, в ко­то­рую по­гру­же­ны те­п­ло­вы­де­ляю­щие эле­мен­ты (твэ­лы). Про­хо­дя­щий че­рез них по­ток во­ды, соз­да­вае­мый цир­ку­ляц. на­со­са­ми, от­во­дит вы­де­ляю­щее­ся те­п­ло. ВВР со­сто­ит из ак­тив­ной зо­ны (АЗ), от­ра­жа­те­ля, сис­тем ох­ла­ж­де­ния, управ­ле­ния, ре­гу­ли­ро­ва­ния и кон­тро­ля, кор­пу­са ре­ак­то­ра и био­ло­гич. за­щи­ты. Ядер­ное то­п­ли­во раз­ме­ща­ет­ся в ви­де твэ­лов в АЗ, где не­по­сред­ст­вен­но про­ис­хо­дит ядер­ная ре­ак­ция и вы­де­ле­ние те­п­ла. Для удоб­ст­ва мон­та­жа и пе­ре­груз­ки то­п­ли­ва твэ­лы ком­плек­ту­ют­ся груп­па­ми в еди­ную кон­ст­рук­цию – те­п­ло­вы­де­ляю­щую сбор­ку (ТВС), в ко­то­рой пре­ду­смат­ри­ва­ют­ся ка­на­лы для те­п­ло­но­си­те­ля, осу­ще­ст­в­ляю­ще­го съём те­п­ла с по­верх­но­сти твэ­лов. Дви­же­ние те­п­ло­но­си­те­ля в АЗ мо­жет осу­ще­ст­в­лять­ся по од­но-, двух- и мно­го­кон­тур­ной схе­ме (см. Атом­ная элек­тро­стан­ция ).

Источник

Россия, в отличие от других стран, не сворачивает, а наращивает темпы строительства ядерных реакторов. В ближайшее время «Росатом» планирует начать серийный выпуск плавучих АЭС на экспорт.

Вот он — водо-водяной энергореактор на 1200 мегаватт. На Ленинградской АЭС, точнее — на ЛАЭС-2, он уже второй. Первый, точно такой же, запустили в 2018 году, и он заменил собой один из четырёх старых энергоблоков. Нынешний ВВЭР-1200 построен на замену ещё одному, который окончательно отключат к концу года. Оставшиеся два много лет работающих реактора тоже планируется заменить новыми.

А тем временем там же, под Петербургом, построили плавучую атомную электростанцию — единственную в своём роде. Она работает по тому же принципу, правда, довольно скромная по мощности — два реактора по 35 мегаватт. И всё-таки обеспечивает жителей чукотского города Певека не только электричеством, но и теплом. В ближайшее время планируется закладка новых плавучих АЭС с энергоблоками нового поколения, которые будут выдавать уже по 50 мегаватт мощности.

Именно этот новый вариант плавучего энергоблока будет предлагаться на экспорт. Стоимость электроэнергии на нём также будет ниже и сравнима со стоимостью электроэнергии, производимой на дизельных станциях

Из комментария ОАО «Концерн Росэнергоатом»

Первая в мире плавучая атомная электростанция: фотоэкскурсия

Насколько мощны ВВЭР?

Если говорить о ВВЭР-1200 в Ленинградской области, то она вырабатывает 1200 мегаватт, то есть на 20% больше, чем реакторы прошлого поколения — те дают 1000 мегаватт.

Считается, что один ВВЭР-1200, в принципе, способен обеспечить электричеством половину Санкт-Петербурга. В реальности на сегодняшний день четыре энергоблока ЛАЭС снабжают электроэнергией полгорода и вдобавок половину Ленинградской области. Эта атомная станция — крупнейший производитель электричества на всём северо-западе России.

Если смотреть в мировом масштабе, то можно сказать, что по количеству мегаватт ВВЭР-1200 входит в десятку мощнейших ядерных энергореакторов на земном шаре.

Где ещё такие есть

Во-первых, на Нововоронежской АЭС. Там уже не первый год работает два ВВЭР-1200. Во-вторых, такие же реакторы сейчас строят на АЭС в шести зарубежных странах:

И это не всё: уже заключены контракты на возведение ВВЭР-1200 для двух атомных станций в Китае — Тяньваньской и «Сюйдапу».

Как работает ВВЭР-1200

Эти капсулы состоят из диоксида урана, при этом урана обогащённого, то есть в него добавлено побольше нужной разновидности этого радиоактивного вещества, чем встречается в природном уране. Он бывает двух видов — уран-235 и уран-238. Эти цифры обозначают количество протонов в ядре атома. Большая часть урана в таблетках — это уран-238, но самый драгоценный ингредиент — несколько процентов урана-235. Дело в том, что именно с таким количеством протонов он может самостоятельно поддерживать цепную реакцию деления ядра. А именно это нужно для высвобождения огромной энергии.

Таблетки помещают в трубки, а сборка из 36 таких трубок — это тепловыделяющая кассета, или тепловыделяющая сборка (ТВС). Вот так и выглядит топливо для ядерного реактора.

Процесс идёт примерно так: сначала некий первичный нейтрон разбивает ядро на две части. При этом от каждой половинки тоже откалываются нейтроны. Они летят дальше, сталкиваются с соседними ядрами, те разбиваются, опять отлетают нейтроны, опять они врезаются в ядра и так далее.

Иногда нужен какой-то внешний источник нейтронов, можно сказать, нейтронная пушка, чтобы запустить этот процесс. Но в большинстве случаев это излишне: уран-235, если ему не мешать, разбивается сам собой. Тут, скорее, приходится, наоборот, сдерживать реакцию, чтобы всё не взлетело на воздух. Для этого есть специальные регулирующие стержни, их помещают прямо туда, где идёт реакция — в активную зону. Они состоят из такого вещества, которое поглощает лишние нейтроны. Это алюминий либо цирконий. Чтобы реакция пошла, их надо убрать, чтобы реакция не была слишком сильной — надо опустить в активную зону.

И требуется ещё кое-что, чтобы реакция шла максимально эффективно, то есть чтобы нейтроны как можно чаще попадали в ядра и разбивали их. Дело в том, что они носятся, как первоклашки на перемене. Только если первоклашки как раз очень успешно сбивают всё и всех на своём пути, то нейтроны на своих сверхскоростях просто проносятся мимо ядер, и от их мельтешения никакого толку нет. Чтобы они с чувством, с толком, с расстановкой встречались с ядром и разделяли его надвое, их нужно немножко притормозить. С помощью какого-нибудь подходящего вещества. Потому такое вещество в реакторе называют замедлителем. Идеальный замедлитель — это молекулы, которые замедляют нейтроны, но не берут их себе, не включают в свой состав. Потому что, извините, нам эти нейтроны самим нужны. В качестве замедлителей в реакторах используют графит, бериллий и воду.

Так вот, в новом реакторе, запущенном в Сосновом Бору (как и во многих других ему подобных), используют воду. Это водо-водяной энергореактор (ВВЭР). Водо-водяной — потому что вода используется и для замедления нейтронов, и для выработки потом электричества. То есть от неё двойная польза.

Почему именно вода? Потому что она очень доступная, недорогая и при этом достаточно неплохо замедляет. Правда, она большой любитель захвата нейтронов, поэтому ради неё приходится побольше обогащать уран 235-м изотопом. Плюс она не должна закипеть в активной зоне, а там температура — градусов 300. Для этого приходится использовать её под сильнейшим давлением — примерно 160 атмосфер. Из-за давления температура кипения повышается.

Тепловая энергия от деления ядер урана нагревает теплоноситель в парогенераторе. Туда и отправляется вода после того, как выполнит свою работу в активной зоне. Вот там ей уже разрешено и положено находиться в газообразном состоянии. Пар идёт в турбину, вал турбины крутится, и энергия этого вращения подпитывает генератор. Генератор вырабатывает электричество.

Источник

ВВЭР: горизонты близкие и далекие

Уверенное лидерство корпусных водо-водяных реакторов (PWR, BWR и ВВЭР) в атомной энергетике России и всего мира обусловлено объективными причинами. В реакторы с обычной (легкой) водой под давлением вложено больше сил и средств, чем в любое другое направление. Накоплен огромный (тысячи реакторо-лет) мировой опыт успешной эксплуатации, проверены на практике технические, конструкционные, технологические решения; созданы научные и эксплуатационные школы, набиты шишки и обезврежены, пожалуй, все скрытые «грабли».

Развитие ВВЭР продолжается, стремясь достичь нескольких основных целей. Это более эффективное использование топлива, улучшение экономических параметров (в том числе через повышение термодинамической эффективности) и, разумеется повышение безопасности. По иронии судьбы, первая тяжелая авария на АЭС «Три-­Майл Айленд» произошла именно с реактором PWR, однако сравнительно с другими инцидентами ее последствия для окружающей среды оказались минимальными. Последующий опыт Чернобыля поссорил широкую общественность с канальными уран-графитовыми реакторами и прекратил развитие этой технологии.

Повторение — мать учения
Импульсом для создания первого ВВЭР послужила инициатива Игоря Курчатова и Анатолия Александрова. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте Савелием Фейнбергом. 27 июня 1955 года министру среднего машиностроения СССР А. П. Завенягину были представлены предложения о развитии атомной энергетики, в том числе — о строительстве блока с замедлителем и теплоносителем из «простой» воды полезной мощностью 150 тыс. кВт. Наряду с прообразом ВВЭР отцы-основатели также предложили оценить на опыте линейку канальных реакторов — тяжеловодного и графитового — с газовым теплоносителем. Практика показала, что наиболее жизнеспособны линейки ВВЭР и канальных графитовых аппаратов с кипящей водой в качестве теплоносителя. Анализ документов периода разворота серийного производства основного оборудования говорит, что одна из причин, по которой ВВЭР не победил сразу и безоговорочно, дав дорогу и канальному направлению, — сложность изготовления основного оборудования для ВВЭР. РБМК, рожденный в недрах Минсредмаша, опирался на полный цикл необходимой промышленности (цирконий, реакторный графит и др.).

Был накоплен весомый опыт эксплуатации — не только Обнинская АЭС, но и промышленные установки. И хотя канальный реактор более сложен в монтаже и управлении, опора на промышленность и опыт позволили создать первые образцы сопоставимых по мощности канальных реакторов раньше, чем соответствующих корпусных, в том числе наиболее востребованного народным хозяйством блока 1000 МВт. Впрочем, двой­ной потенциал РБМК, затруднявший экспорт этой технологии, равно как и очевидные сложности строительства (сборка аппарата фактически на стройплощадке, в противовес возможностям крупноблочного монтажа), перекрыли дорогу корпусному направлению.

Прототип ВВЭР тепловой мощностью 76 МВт, известный как «грузинский кувшин» из-за специфической формы, был создан совместными усилиями ОКБ «Гидропресс» и ЛИПАНа — сегодняшнего Курчатовского института; мы опираемся на публикации экспертов именно этих организаций. Понятно, что ведущая кооперация разработчиков, проверенная временем, останется ведущей и в перспективе. Более сложно формировалась промышленная кооперация: головные образцы рождались трудно, серийное освоение шло еще труднее. Компетентный и в то же время внеотраслевой взгляд на становление большой атомной энергетики содержат, например, дневники министра энергетики СССР Петра Непорожнего, где рассказано о не всегда триумфальной поступи атомной энергетики в частности и единой энергосистемы в целом.

Тем не менее технология эволюционировала, постепенно наращивая мощность, нарабатывая опыт, применяясь к требованиям безопасности. И за полвека ВВЭР возмужал от первого образца на Нововоронежской АЭС до лучшего экспортного продукта российской атомной отрасли — ВВЭР‑1200 поколения III+, который реализован в проекте АЭС‑2006 и в ближайшей перспективе начнет работать в формате ВВЭР-ТОИ (ВВЭР‑1300).

Не забытое старое
Основные принципы управления ядерной реакцией в ВВЭР сложились еще на этапе отработки головных образцов, в 1960-х. Для компенсации изменения реактивности, а также для регулирования мощности и прекращения цепной реакции была отработана комбинация трех систем: подвижных стержней-­поглотителей, стационарных выгорающих поглотителей и борного регулирования. Во всех случаях используются материалы, обладающие высокой способностью к поглощению нейтронов; наиболее известен бор — он и дал имя способу. Соединения бора используются в системах аварийного охлаждения при ликвидации запроектных аварий: зрители всех фильмов о Чернобыле теперь знают, что реактор надо гасить именно раствором борной кислоты.

В теплоносителе ВВЭР‑210 (1-й блок НВАЭС) бор первоначально не использовался. Штатные элементы СУЗ имели сравнительно небольшой запас отрицательной реактивности, поэтому при перегрузке топлива применялись дополнительные, сложные механические устройства поддержания подкритичности. Затем для сохранения подкритики при останове стали вводить борную кислоту в теплоноситель. Борное регулирование через теплоноситель первого контура в режиме эксплуатации на мощности стали использовать с 1969 года, начиная с ВВЭР‑440/179 (блоки №№ 3, 4 НВАЭС), и распространили на последующие установки с ВВЭР‑440. В новых реакторах это позволило уменьшить количество элементов СУЗ.

Вот уже полвека при нормальном режиме эксплуатации регулирование осуществляют добавкой раствора борной кислоты в воду первого контура. В течение топливной кампании запас реактивности ядерного топлива меняется: сразу после загрузки он уменьшается по мере выгорания и накопления продуктов деления — стабильных долгоживущих нуклидов, которые начинают захватывать нейтроны, не принося пользы. Существенное превышение запаса реактивности нежелательно — это минус для безопасности установки: чем больше превышается этот показатель, тем более развитыми должны быть средства и системы торможения реакции. В процессе работы реакцию деления нужно удерживать при коэффициенте размножения, максимально близком (а в идеале равном) единице: реактор работает стабильно, не разгоняется и не остывает.

Итак, запас реактивности в начале кампании максимальный. На этом этапе реактивность активной зоны сдерживается с помощью как выгорающих поглотителей (вначале тоже использовали бор, сегодня — гадолиний), так и добавления в воду первого контура раствора борной кислоты. Безусловный плюс жидкостного регулирования по сравнению с использованием неподвижных поглотителей — в том, что можно регулировать реактивность при работе на мощности. Работа неподвижных поглотителей предопределена — они по мере кампании выгорают и, предсказуемо уменьшая влияние, уступают свою функцию наработанным шлакам. Количество поглотителя в воде можно менять — и по мере наработки продуктов деления, когда активная зона начинает сдерживать самое себя, борная кислота изымается.

За удобство приходится платить. Работа системы борного регулирования обеспечивается системой подпитки и водоочистки первого контура. Борная кислота со склада и подготовленная вода подаются в узел приготовления растворов; раствор накапливается в системе хранения. Через систему дегазации он поступает в устройство подачи растворов и обессоленной воды в первый контур. Поскольку борная кислота, как и все кислоты, не прочь «закусить» конструкционными материалами, кислотно-­щелочной баланс регулируют, вводя в первый контур щелочь — аммиак и гидроксид калия. Максимальная концентрация борной кислоты в растворе — до 16 граммов на литр. Для снижения ее концентрации затем используются отбор и энергозатратная дистилляция воды первого контура, кислота при этом регенерируется. По мере прохождения топливной кампании концентрация борной кислоты должна стремиться к нулю — тогда использование топлива максимально эффективно.

Система борного регулирования доказала свою эффективность за десятки лет — тысячи реакторо-лет эксплуатации ВВЭР и PWR. Но у этой технологии есть и обратная сторона: дороговизна, инерционность. Системы внесения и изъятия борной кислоты из воды первого контура требуют денег, сам процесс — постоянного внимания и управления. Выведение борной кислоты из первого контура занимает несколько часов. Наконец, использование поглотителей ­все-таки невыгодно: поглощенные в активной зоне нейтроны — это нейтроны, не сработавшие для нужд народного хозяйства, не нагревшие теплоноситель, не отдавшие энергию второму контуру и турбине. Есть ли другие возможности управления реакцией?

К новым горизонтам
В современных АЭС‑2006 и ВВЭР-ТОИ, которые стали основой программы строительства новых энергоблоков, максимально используется опыт эксплуатации ВВЭР. Однако среднесрочная и более отдаленная перспективы ставят новые цели. Небесконечный 235 U должен использоваться с максимальной эффективностью; еще отцы-основатели указывали: мирная атомная энергетика должна выйти на самообеспечение топливом. В силу перспектив использования регенерированного топлива управление реакцией становится более сложным. Кроме того, объективные изменения в энергосистемах: появление нестабильно работающих ВИЭ, необходимость реагировать на суточные перепады потребления и т. д. — требуют освоения маневренных режимов. Каковы инновационные, а может быть, даже революционные возможности ВВЭР?

Определяющая задача атомной энергетики — переход от природного урана ( 235 U) к основному изотопу 238 U, а также вовлечение в топливный цикл 232 Th. Энергетический ресурс запасов природного урана и тория достаточен для нескольких тысячелетий. Магистральный путь, которым идет отрасль для решения этой задачи, — это создание двухкомпонентной системы из быстрых реакторов-­размножителей, работающих в сочетании с тепловыми реакторами, с переработкой и обменом топливом. Но все варианты «быстрых» технологий имеют свои сложности и тоже развиваются эволюционно. Наиболее амбициозные направления — «свинцовая» линейка БРЕСТ и линейка БН с уже освоенными мощностями 350, 600, 800 МВт — имеют ряд сдерживающих факторов, требуют денег и времени. Поэтому одновременно с развитием вариантов «быстрого» направления рассматривается усовершенствование легководных реакторов, в том числе в аспекте перехода к более жесткому спектру нейтронов.

Реактор с возможностью регулирования спектра нейтронов — это основная идея ВВЭР-С. В публикациях 1990-х направление развития ВВЭР в целом подавалось под названием «супер-­ВВЭР», объединяя идеи более технологичного регулирования реактивности и освоения сверхкритических параметров давления. По мере осознания сложности задач и в силу здоровой отраслевой консервативности литера «с», изначально имевшая значение «супер», изменила смысл: ближайшим шагом признано освоение спектрального регулирования, и «ВВЭР-С» теперь — реактор со спектральным регулированием. А следующий амбициозный этап — освоение ВВЭР со сверхкритическими параметрами давления теплоносителя в первом контуре — это ВВЭР-СКД. Таким образом, инновационная линия развития «Супер-­ВВЭР» — это ВВЭР-С, а революционная — ВВЭР-СКД.

Работа над отказом от борного регулирования — одна из составляющих оптимизации как топливного цикла, так и операционных затрат, борьба за LCOE — экономическую эффективность с учетом стоимости топлива на всем жизненном цикле. Ищутся возможности повысить теплоотдачу от активной зоны, увеличить коэффициент наработки вторичного топлива за счет использования более жесткого нейтронного спектра. Достичь этого (то есть уменьшить замедление нейтронов) можно, изменив соотношение топлива и объема воды в активной зоне. Сравнительно просто (но порождая ряд других сложностей) регулируемое замедление нейтронов реализуется в кипящем реакторе, когда сокращение объема замедлителя достигается через уменьшение плотности кипящего теплоносителя.

Спектр возможностей
ВВЭР-С оценивается как эволюционно-­модернизированный тепловой реактор, отвечающий требованиям системы ядерной энергетики в среднесрочной перспективе. Проект рассматривается как основной вариант дальнейшего эволюционного развития ВВЭР и диверсификации ядерной энергетики в переходный период при реализации замкнутого топливного цикла (ЗЯТЦ).

Цель освоения спектрального регулирования — создание установки с пониженным расходом естественного урана в открытом топливном цикле — 130−135 г/МВт в сутки; возможность работы в ЗЯТЦ с использованием сырьевого потенциала 238 U — с полной загрузкой активной зоны МОХ-топливом с КН-(0,7−0,8); повышение экологической приемлемости (отказ от борного регулирования, снижение жидких РАО).

При выходе на мощность необходимо поддерживать четыре составляющие запаса реактивности: на разогрев, на выход на мощность, на ксеноновое отравление и на выгорание. Первые три слабо изменяемы; запас на выгорание в начале кампании компенсируется выгорающими поглотителями (гадолиний в твэгах), как сейчас — бором в теплоносителе. Но возможен и альтернативный способ компенсации — вытеснение лишней воды. Этот метод заставляет эффективнее работать 238 U, присутствующий в топливной матрице, — в более жестком спектре он активнее преобразуется сначала в 239 Np, затем в 239 Pu.

Каким образом регулировать соотношение топлива и замедлителя? Способов несколько. Первый выглядит наиболее реализуемым и практически определен как основной — это использование подвижных вытеснителей-­стержней, подобных элементам СУЗ. Но, в отличие от стержней-­поглотителей, их основная задача — либо вытеснить воду (если используется нейтральный материал, такой как цирконий), либо (если в качестве материала используется 238 U) поглотить часть нейтронов и запасти их энергию на будущее в качестве вторичного топлива. Поглотители объединены в кластеры; каждый кластер помещается в канал специальной ТВС. Внутри решетки таких ТВС предлагается разместить дополнительные каналы: в начале топливной кампании в них вводятся регулирующие элементы, вытесняющие воду и тем самым регулирующие водно-­топливное соотношение. По мере выгорания топлива эти элементы извлекаются — меняются соотношение топлива и воды, а также спектр нейтронов.

Есть и другие способы спектрального регулирования, но они менее практичны. Один из них — подмешивание в теплоноситель тяжелой воды: она стоит денег, обладает худшими замедляющими свой­ствами по сравнению с обычной, повышает вероятность резонансного захвата избыточных нейтронов «четными» изотопами с последующим воспроизводством изотопов делящихся. Но энергопотенциал топлива и длительность кампании повышаются: энерговыработка вырастает до 13−15% по сравнению с «борной» технологией, просто изымающей нейтроны из работы. У тяжелой воды есть и еще один плюс — невозможность положительного теплового коэффициента реактивности для активной зоны ВВЭР, — позволяющий отказаться от твэгов и других выгорающих поглотителей. Однако наработка, подмешивание и изъятие тяжелой воды потребуют соответствующей инфраструктуры, от производственной до технологической. Это более существенные трудности, чем при борном регулировании.

Еще один теоретически возможный, но тоже мало практичный способ — изменение плотности теплоносителя за счет кипения. Однако мы уже знаем, что кипящий реактор — не самая удобная и перспективная установка; неспроста эта технология уступила место ВВЭР — PWR.

Специалисты Курчатовского института и Гидропресса предлагают опереться на существующие наработки. В первую очередь, максимально использовать опыт создания топливных элементов. Всего в активной зоне концептуального ВВЭР-С, аналогичного по мощности АЭС 2006, 241 ТВС. Из них вытеснителями оснащаются 126 ТВС и еще 61 — поглотителями СУЗ. Кампания активной зоны рассчитана на 12 месяцев, кампания топлива — на шесть лет. Если использовать современные твэлы с внешним диаметром 9,1 мм, их будет 264 в сборке. Дистанционирующая решетка аналогична используемой в ТВС‑2М, лишь незначительно уменьшается шаг твэлов.

Вытеснители — их в составе ТВС, предназначенной для спектрального регулирования, 19 — представляют собой пучки по шесть элементов, по форме аналогичных твэлам, диаметром 8,6 мм, из обедненного урана, закрепленные на циркониевом прутке. Они размещаются в 19 каналах круглого либо шестигранного сечения (при круглом сечении требуется также канал инструментального назначения, что несколько усложняет конструкцию). Находясь в нейтронном потоке внутри сборки, вытеснители благодаря 238 U забирают лишнюю энергию и накапливают плутоний, который затем будет извлечен для полезного использования. Если в качестве вытеснителей использовать чисто циркониевые стержни (такие проработки тоже рассматривались), то за счет более жесткого спектра возрастает наработка плутония в твэлах.

Понятно, что появление вытеснителей требует изменений в соответствующих ТВС. Существенно меняются конструкция головки ТВС, узлы стыковки с блоком защитных труб, поглощающие стержни СУЗ. Дальнейшая оптимизация конструкции предполагает освоение более тонких твэлов, но критики справедливо указывают, что каждое изменение в этом самом ответственном элементе будет требовать детального обоснования.

Почему ВВЭР-С, более сложный по конструкции, должен оказаться более конкурентоспособным по сравнению с современными аппаратами?

Основных «фишек» четыре:

Для решения этих задач проработана возможность установки реактора с габаритами корпуса ВВЭР‑1500 в компоновку проекта ВВЭР-ТОИ. Предложены конструкция топливной сборки СПЕКТР, позволяющая осуществлять спектральную компенсацию избыточной реактивности на выгорание, и конструкция поглощающих стержней СУЗ для работы в активной зоне с ТВС-СПЕКТР. В активной зоне появляются новые элементы — вытеснители, позволяющие регулировать водно-­урановое соотношение в ходе кампании. Выполнена оценка применимости приводов СУЗ типа ШЭМ для маневрирования сборками (кластерами) поглотителей. Проведен ряд расчетов активной зоны (анализ нейтронно-­физических характеристик ТВС, теплогидравлический анализ первого контура РУ ВВЭР-С при нормальной эксплуатации). Доказана принципиальная возможность спектральной компенсации запаса реактивности на выгорание в реакторе с активной зоной, включающей 241 ТВС.

Однако есть и сложность: в ходе кампании увеличится неравномерность энерговыделения по активной зоне. Чтобы избежать роста линейных нагрузок на твэлы, планируется уменьшить среднее линейное энерговыделение по сравнению с ВВЭР-ТОИ (со 173,4 Вт/см до 106,9 Вт/см). Для сохранения тепловой мощности (3300 МВт) количество твэлов в активной зоне и их длина должны быть увеличены. Высота активной зоны составит 4200 мм.

Спектральное регулирование предполагается осуществлять за счет механического извлечения вытеснителей из ТВС активной зоны в процессе кампании реактора. Для этого в одном из вариантов предполагается использование 132 из 187 приводов, размещенных на крышке реактора (остальные 55 предназначены для СУЗ).

Модернизации подверглись ТВС, поглощающие стержни СУЗ, блок защитных труб. По результатам нейтронно-­физического расчета активной зоны и флюенса быстрых нейтронов на корпус реактора намечена оптимизация размеров корпуса и внутрикорпусных устройств. Потребуется значительное изменение крышки реактора — на ней нужно разместить 187 патрубков для приводов СУЗ и вытеснителей. Конструкция БЗТ должна быть оптимизирована для уменьшения гидравлического сопротивления.

Понятно, что даже эволюционная в целом концепция имеет не только сторонников, но и критиков. Вот лишь некоторые вопросы: необходимо подтвердить возможность совмещения системы СУЗ и вытеснителей. Коэффициент воспроизводства не идеален: расход делящихся изотопов в реакторе с поглотителями выше, и, чтобы наработать 300 кг плутония за пять лет, потребуется дополнительно потратить 250 кг 235 U в первоначальной загрузке. Выгоднее нарабатывать плутоний в бланкетах быстрых реакторов: продукт чище, нарабатывается в два-три раза быстрее. Более жесткий спектр нейтронов в старом добром ВВЭР потребует обоснования применения более стойких материалов — особенно для внутрикорпусных устройств и ТВС. Дальнейшее увеличение эффективности активной зоны предполагается посредством изменения степени обогащения топлива, уменьшения диаметра твэлов, повышения стойкости оболочки — всё это также требует проработки, обоснования, подтверждения. Таким образом, как магистральное направление развития парка реакторов в замкнутом топливном цикле, ВВЭР-С получит развитие, лишь если направление «быстрого» реакторостроения столкнется с существенными трудностями, считают критики.

Однако проработка варианта ВВЭР-С‑1200 в корпусе ВВЭР‑1500 — это сегодня так называемый «стеклянный» проект, под которым нет площадки. Реальная площадка для строительства ВВЭР нового поколения — Кольская АЭС, которой такие мощности не нужны. Поэтому разработка проекта ВВЭР-С‑1200 отходит на второй план, и с 2020 года АО «Гидропресс», НИЦ «Курчатовский институт» и АО «Атомэнергопроект» приступили к разработке эскизного проекта ВВЭР-С в корпусе ВВЭР‑1000 ориентировочной мощностью 600−700 МВт (тепл.) для реализации двухблочной АЭС на Кольском полуострове.

Впрочем, конструктивная критика сопровождает любой проект. А как насчет сверхкритики?

Сверхкритика
Сложности спектрального регулирования — лишь разминка по сравнению с ожидаемыми сложностями освоения сверхкритического давления — желанного ВВЭР-СКД, входящего в перечень систем «Генерации‑4», то есть признанного амбициозной международной целью.

Одна из особенностей современных блоков ВВЭР — сравнительно невысокий КПД. В эволюционном проекте АЭС‑2006 этот показатель максимален и равен 36%. Практический интерес представляет повышение КПД до уровня, уже достигнутого в тепловой энергетике: так, угольные энергоблоки мощностью 600 МВт, первый из которых был запущен в 2008-м, вышли на параметры свежего пара 28,5 МПа, 600 °C и нетто КПД = 46%. С переходом на Ni-сплавы возможно дальнейшее увеличение температуры пара до 700 °C и давления — до 37,5 МПа с повышением КПД дополнительно на 6%. Экспериментально оцениваются перспективы суперсверхкритического давления.

КПД современных ядерных установок можно повысить до 45% путем перехода на водяной теплоноситель сверхкритических параметров либо применения натриевого, свинец-­висмутового, свинцового, газового теплоносителя первого контура, с разогревом до сверхкритических параметров воды во втором контуре. Также возможны технологии ядерного перегрева пара, в том числе частично освоенные на первых блоках Белоярской АЭС. Однако преимущества воды перед остальными теплоносителями известны, и, следовательно, заманчива перспектива развития именно водного реактора.

Источник