Материал: Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000

Внимание! Если размещение файла нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам

Министерство образования и науки Российской Федерации Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Обнинский институт атомной энергетики

С.Т. Лескин, А.С. Шелегов, В.И. Слободчук

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА ВВЭР-1000

Рекомендовано УМО «Ядерные физика и технологии» в качестве учебного пособия

для студентов высших учебных заведений

Москва 2011

УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 Л 50

Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. – 116 с.

Рассмотрены принципы физического проектирования, критерии обеспечения безопасности и особенности конструкции ядерного энергетического реактора типового проекта ВВЭР-1000.

Описаны конструкция тепловыделяющих сборок и топливных каналов активной зоны, принципы и средства управления реакторной установкой. Изложены основные особенности физики реактора ВВЭР-1000.

Пособие содержит основные технические характеристики реакторной установки, системы управления и защиты реактора, а также тепловыделяющих элементов и их сборок.

Представленная в пособии информация может быть использована только для обучения и предназначена для студентов специальности 140404 «Атомные электростанции и установки» при освоении дисциплины «Ядерные энергетические реакторы».

Подготовлено в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.

Рецензент доц. В.И. Савандер

ISBN 978-5-7262-1492-4

© Национальный исследовательский

 

ядерный университет «МИФИ», 2011

2

Введение

Развитие ядерной энергетики предполагает появление инновационных проектов ядерных реакторов, безопасность которых обеспечивается во многом за счет свойств самозащищенности. Однако для большинства инновацонных проектов степень реализации свойств самозащищенности не является абсолютной и потому требует всесторонней оценки на основе качественного и количественного анализа с учетом накопленного опыта эксплуатации существующих реакторных установок.

В настоящее время в России и за рубежом в эксплуатации находятся 52 АЭС с ядерными реакторными установками (РУ) с водоохлаждаемыми реакторами типа ВВЭР и среди них 28 РУ с реактором ВВЭР-1000 и 24 РУ с реактором ВВЭР-440.

Сегодня в России работают девять АЭС, на которых эксплуатируется 29 реакторов (основная доля реакторов РБМК и ВВЭР). Общая установленная мощность российских АЭС около 21,2 ГВт, что составляет примерно около 11 % всех генерируемых мощностей.

Более 1290 реакторолет эксплуатации продемонстрировали высокий уровень безопасности АЭС с ВВЭР при экономических характеристиках, соответствующих требованиям эксплуатирующих организаций.

На современном этапе поставлена задача начать разработку новых проектов для обеспечения перехода к инновационным технологиям развития атомной энергетики на последующем этапе, с принципиальной ориентацией на замкнутый топливный цикл.

Необходима реализация оптимального сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и топливоиспользования (КИУМ = 0,9, КТИ = 0,92, длительность топливной кампании – до 350 эфф. сут, максимальная глубина выгорания топлива – до 70 МВт сут/кгU, топливный цикл – 24 мес. и т.д.).

Увеличение тепловой мощности реактора до 3300 МВт с одновременным повышением КПД (нетто) энергоблока до 36 % позволит увеличить электрическую мощность (брутто) до

1300 МВт.

Вышеперечисленные перспективы развития атомной энергетики возможны за счет оптимизация технических решений по системам

3

безопасности. Необходима модернизация структуры систем безопасности в направлении оптимизации сочетания активного и пассивного принципов. Важным аспектом является проработка варианта удержания расплава в корпусе реактора при тяжелых авариях за счет внутреннего и внешнего охлаждения. Ведутся работы по увеличению времени эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии до 72 ч.

Вместе с тем постоянно действующая тенденция повышения безопасности и экономичности АЭС, базирующаяся на требованиях нормативных документов, требованиях эксплуатирующих организаций и опыте эксплуатации, проявляется в настоящее время при разработке новых проектов и строительстве АЭС.

Должна быть также обеспечена конкурентоспособность АЭС в сравнении с электростанциями на органическом топливе по затратам на сооружение и эксплуатацию с учетом современных тенденций в ценообразовании.

Такова первоочередная задача, на решение которой нацелена разработка новых проектов АЭС и сооружение объектов в соответствии с Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 20072010 годы и на перспективу до 2015 года».

4

Глава 1. Физические особенности реактора ВВЭР-1000

Активные зоны новых строящихся и проектируемых ВВЭР имеют значительную общую неизменяемую часть, параметры которой выбраны ещё при проектировании серийного ВВЭР 1000. К ним относятся поперечные размеры активной зоны и ТВС, соответственно форма ТВС и компоновка активной зоны. Они стали важной составной частью общей технологии ВВЭР, которая заняла значительное место в мировой атомной энергетике. Все дальнейшие модификации направлены, во-первых, на адаптацию к требованиям новых проектов РУ, во-вторых, на обеспечение конкурентных экономических показателей. Соответственно конструкции активных зон новых проектов РУ с ВВЭР, которые создаются по эволюционному принципу, учитывают все предшествующие усовершенствования. Данные проекты, кроме того, создаются с учетом возможности реализации тех ориентиров, которые ставятся в технических заданиях на новые проекты РУ. Это относится, например, к обоснованиям для высокого выгорания топлива и работы РУ в маневренном режиме.

Рассмотренные в данной главе физические особенности активной зоны являются решением оптимизационной задачи по получению нейтронно- и теплофизических характеристик зон, которые позволяют обеспечить безопасность технологического процесса и приемлемые технико-экономические характеристики, а именно:

безопасные отвод от зоны тепловой энергии при работе на номинальной мощности и в переходных режимах;

оптимальный по технико-экономическим показателям топливный цикл при эксплуатации реактора;

возможность безопасного и надежного регулирования мощности во всех технологических режимах.

1.1. Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов ВВЭР

1. Физической особенностью ВВЭР, во многом определяющей нейтронно-физические характеристики реакторов этого типа, является тесная решетка твэлов. В тесной решетке твэлы

5