этого типа имеют прочный стальной корпус, в котором располагается активная зона, охлаждаемая прокачиваемой снизу вверх водой, служащей одновременно замедлителем. Вследствие высокой замедляющей способности воды реакторы рассматриваемого типа наиболее компактны. Несмотря на это размеры корпусов существующих реакторов внушительны. При внешнем диаметре, достигающем 4,5 м, и толщине стенки 190-210 мм, высота корпуса вместе с крышкой составляет 12-14 м. Корпус выполняется из прочной хромомолибденовой стали и изнутри плакируется нержавеющей сталью; его масса может достигать 200-300 т. Диаметр активной зоны примерно равен ее высоте и близок к 3,5 м. В существующих корпусных реакторах с водой под давлением давление воды варьируется в пределах 10-20 МПа, температура на входе в реактор составляет около 270, на выходе 330 °С. Выбранные давления и температуры воды исключают объемное кипение теплоносителя во всех эксплуатационных режимах. Таким образом, реакторный корпус, несущий значительную механическую нагрузку и работающий в сложных условиях повышенных температур и реакторного облучения, является одним из основных элементов конструкции современных ядерных энергетических установок такого типа.
Активная зона реактора собирается из отдельных ТВС шестигранного (отечественные конструкции) или четырехгранного (зарубежные конструкции) сечения. Большие современные реакторы загружаются сборками, содержащими более 200-300 твэлов,
Твэлы представляют собой цилиндрические оболочки из низколегированных коррозионно стойких упрочненных сплавов циркония, заполненные таблетками диоксида урана. В крупных реакторах длина твэлов достигает 2,5- 3,5 м при диаметре от 9 мм (отечественные конструкции) до 15 мм и отношении диаметра к толщине оболочки около 15. Диаметр твэла ограничивается максимальным локальным энерговыделением в активной зоне с учетом неизбежных (радиальной и аксиальной) неравномерностей энерговыделения, определяющейся утечкой нейтронов за пределы активной зоны. В значительной мере утечка нейтронов из активной зоны ослабляется введением малопоглощающего отражателя (в тепловых реакторах — замедлителя) вокруг активной зоны. Неравномерность энерговыделения существенно усугубляется локальными возмущениями, вносимыми органами регулирования и нестационарностыо теплогидравлических режимов. Они приводят к динамической нестабильности нейтронных полей. Если не предпринимать специальных мер, объемная неравномерность в активной зоне корпусных реакторов с водой под давлением может достигать 3 и более. Снижение неравномерности энерговыделения в активной зоне позволяет не только повысить экономичность реакторной установки, но и существенно улучшить эксплуатационные условия твэлов и реактора в целом. Сокращение разброса энерговыделения по длине твэла позволяет, не меняя конструкцию твэла и размера корпуса реактора, повысить общую мощность активной зоны, равномернее и глубже «сжигать» ядерное топливо, увеличив длительность работы на одной загрузке, а при сохранении мощности — либо увеличить теплофизические и прочностные запасы надежности твэлов и конструкции активной зоны в целом, либо, увеличив диаметр твэлов, снизить обогащение урана и поднять конверсию вторичного ядерного топлива. Это позволит сократить расход природного урана и уменьшить затраты на производство, переработку и транспортировку ’’свежих” и отработавших топливных сборок.
Для выравнивания тепловых нагрузок на топливо используют несколько приемов. Один из них — профилирование обогащения топлива по радиусу и высоте активной зоны. Организуя по радиусу реактора вокруг центральной зоны две-три кольцевые зоны, в которых размещаются ТВС с возрастающим содержанием 235U по мере удаления от оси реактора, можно повысить плотность нейтронного потока по периферии, что позволит снизить радиальные утечку нейтронов и неравномерность энерговыделения.
Этот прием широко используется. Например, в усовершенствованном реакторе ВВЭР-1000 для начальной загрузки применяются ТВС с четырьмя обогащениями топлива. Для центральной области обогащение урана составляет 2,0 % (массовое содержание), для промежуточной — 3,0 %, а для внешней периферийной используются ТВС, содержащие во внешнем ряду твэлы с обогащением 3,6 %, во внутренней части — 4,0 % 235U. Хороший эффект может дать и осевое профилирование обогащения, т.е. по высоте твэла, но это пока не применяется в связи с существенным усложнением технологии производства твэлов.
Вторым приемом выравнивания энерговыделения является использование выгорающих поглотителей. Соответствующее распределение их в активной зоне в сочетании со скоростью выгорания делящегося компонента позволяет не только снизить утечку нейтронов, но и осуществить компенсацию начальной избыточной реактивности, что облегчает управление реактором при увеличении длительности кампании. В качестве выгорающего поглотителя используют гадолиний, распределенный в виде оксида в топливной матрице, а также бор, нанесенный тонким слоем на поверхность таблеток, например, в виде диборида циркония.
Наконец, снизить утечку нейтронов можно, применяя неравномерное распределение твэлов по радиусу активной зоны, т.е. регулируя шаг решетки. Используя топливные сборки, в которых часть твэлов заменена негерметичными оболочками, заполняющимися водой при погружении в реактор, можно регулировать плотность нейтронного потока, а, следовательно, выравнивать энерговыделение по радиусу активной зоны. Такие оболочки без топлива (вытеснители) в составе топливных сборок необходимы для обеспечения равномерного теплосъема с теплопередающих поверхностей.
Существенные локальные неравномерности энерговыделения вносятся также органами регулирования реактора. Непрерывная реакция деления возможна, если коэффициент размножения нейтронов К не менее единицы. Условие обеспечения заданной длительности работы реактора на одной топливной загрузке требует внесения в активную зону определенного избыточного количества делящихся ядер в сравнении с необходимым для создания критической массы.
С освобождением реактивности плотность нейтронного потока в реакторе возрастает по экспоненциальному закону, и при полностью удаленном поглотителе период разгона реактора может составить доли секунды. Однако при небольшой избыточной реактивности вывод реактора на мощность может быть растянут до десятков часов. При небольшом числе компенсирующих и регулирующих стержней локальные возмущения энерговыделения в активной зоне могут быть значительными. Снизить неравномерность энерговыделения возможно, увеличивая число стержней с меньшей концентрацией поглощающих материалов. Хороший эффект при грубой компенсации реактивности дает добавка к теплоносителю регулируемых количеств борной кислоты Н3В03 (например, в реакторах ВВЭР). Эффективен способ регулирования и компенсации реактивности с использованием стержней, имеющих топливную и поглощающую части. Перемещение таких стержней в активной зоне по мере выгорания топлива с постепенным замещением поглощающей части топливной частью значительно расширяет диапазон компенсации реактивности и обеспечивает достижение более глубоких выгораний на одной загрузке топлива. Однако это решение, как и любое увеличение числа стержней, конструкционно реализовать труднее. В современных водо-водяных реакторах начальная избыточная загрузка делящегося нуклида, концентрация которого снижается за время работы сборок более чем в три раза, достаточно велика, в результате чего количество загружаемого топлива в несколько раз превышает критическую массу (например в реакторах типа ВВЭР критических масс может быть от 15 до 40). Это обстоятельство требует весьма строгого распределения регулирующих и компенсирующих стержней и управления ими, чтобы не допустить опасные искажения нейтронного поля, усугубляющиеся различного рода температурными и мощностными эффектами, и обеспечить максимально возможную равномерность энерговыделения в активной зоне. Компенсирующие, и поглощающие стержни вводятся в активную зону сверху, и управление ими осуществляется тягами, проходящими через верхнюю крышку реактора. В комплексе они выполняют также роль аварийной защиты. Таким образом, система управления и аварийной защиты (СУЗ) составляет единое целое. Она имеет несколько функциональных групп стержней и должна обеспечивать изменение мощности реактора, компенсацию реактивности, плановые и, аварийные остановки реактора.
Обычно все функциональные группы СУЗ работают в автоматическом режиме с управлением от датчиков температур теплоносителя, давлений в различных точках реакторной установки, от ионизационных камер, расположенных вокруг или внутри активной зоны реактора и измеряющих нейтронный поток. Функциональные группы регулирования и компенсации реактивности могут работать независимо. Однако срабатывание аварийной функциональной группы обычно приводит в действие весь комплекс СУЗ. При этом вследствие быстротечности аварийных ситуаций скорость срабатывания СУЗ должна быть максимальной. Так, если ход регуляторов осуществляется со скоростью до нескольких сантиметров в секунду, то введение аварийной защиты требуется выполнять со скоростями до десятков сантиметров в секунду. Быстродействие может достигаться выстреливанием стержней в активную зону с помощью пружин при размыкании тяг, с помощью гидропневматических средств и т.п. Надежность работы системы СУЗ обеспечивается дублированием сигналов датчиков по независимым каналам. Ложная аварийная остановка крупной АЭС связана с большими экономическими потерями, поскольку снижает коэффициент использования мощности и приводит к резким нестационарным эффектам, вызывая термомеханические процессы в оборудовании, корпусе и твэлах, понижая запасы работоспособности. Поэтому целесообразно дифференцировать сигналы срабатывания в зависимости от вида аварийной ситуации с тем, чтобы полная остановка реализовалась только в необходимых случаях. Например, нет нужды полностью останавливать реактор при отказе одного главного циркуляционного насоса. Если их несколько, достаточно снизить мощность.
Необходимо иметь в виду, что как управление реактором, так и выравнивание энерговыделения в активной зоне неизбежно связаны с неэкономным расходованием нейтронов. Поэтому значительная избыточная реактивностью больших тепловых ядерных реакторах невыгодна. Это ограничивает также, и допустимое выгорание топлива. Выгоднее повышать коэффициент конверсии плутония.
Перегрузка реактора, т.е. загрузка свежего и выгрузка отработавшего топлива, производится при снятой крышке остановленного реактора с полностью опущенными в активную зону и разомкнутыми от тяг органами системы СУЗ. Обычно она осуществляется перегрузочной машиной. Поскольку при радиальном профилировании обогащения предельное выгорание топлива достигается только в ТВС внутренней области активной зоны, при перегрузке осуществляется перестановка сборок из внешней области в промежуточную, а из промежуточной в центральную, из которой отработавшие сборки удаляются в бассейн выдержки и затем на радиохимическую переработку. Перегрузки позволяют «дожигать» топливо внешних областей активной зоны, что существенно экономит расходование природного урана. Они осуществляются примерно раз в год. ТВС всех обогащений используются одновременно лишь в начале эксплуатации реактора или при полной замене всей активной зоны. В режиме перегрузок подпитка свежим топливом максимального обогащения осуществляется во внешнюю область активной зоны. Стационарный режим перегрузок при трехзональной компоновке реактора наступает на третьей подгрузке.
Современные корпусные реакторы с водой под давлением имеют . Это наиболее отработанный тип реакторных установок, хотя их КПД относительно невысокий (брутто не более 35 %). В первом контуре циркулирует вода высокой степени очистки. Контур образуется несколькими (от 2 до 6) замкнутыми на реакторный корпус петлями, в каждую из которых вода нагнетается отдельным главным циркуляционным насосом (ГЦН). Ввод и вывод воды осуществляются выше активной зоны во избежание ее случайного дренажа. Передача тепла теплоносителю второго контура осуществляется в парогенераторах (ПГ). В трубки ПГ установки с реактором ВВЭР-100, например, поступает некипящая вода первого контура под давлением около 16,0 МПа с температурой входа-выхода примерно 320-290 °С, а на выходе из меж-трубного пространства температура насыщенного пара достигает 278 *С при давлении около 6,5 МПа.
Дальнейшее совершенствование корпусных ядерных реакторов связано с решением по крайней мере двух задач. Во-первых, повышение безопасности реактора и снижение таким образом, вероятности возникновения больших аварий, а в случае их возникновения — исключение распространения радиоактивного загрязнения за пределы реакторного помещения. Конечно, это повышает стоимость капвложений и может ограничить мощность установок.
Во-вторых, максимальная экономия природного урана. Это может быть достигнуто повышением выгорания топлива до 50-60 МВт*сут/кг, максимальным устранением поглощающих материалов из активной зоны (очистка циркония от гафния, полный отказ от стали в активной зоне и т.д.), снижением утечки нейтронов и выравниванием энерговыделения (включая средства, рассмотренные выше), повышением качества топлива и оболочек твэлов (допусков на плотность, дозировку делящегося материала, геометрического размера таблеток и оболочек и др ), замыканием топливного цикла. Реализация перечисленных возможностей позволит уменьшить расход урана В 1,5-2 раза. Перспективным также представляется применение в корпусных водо-водяных реакторах «тесных» решеток, т.е. с воднотопливным отношением порядка 0,7-0,8 по объему, вместо существующего примерно 2:1, в сочетании с использованием оксидного уран-плутониевого топлива. Возникающий в этом случае в активной зоне нейтронный спектр промежуточных энергий и имеющаяся возможность его регулировки (смягчения) к концу кампании позволят поднять коэффициент конверсии плутония с 0,5 до 0,8-0,95, что существенно может снизить расход природного урана в сравнении с оксидным урановым топливом при разомкнутом топливном цикле. Кроме того, переход к нейтронам промежуточного спектра открывает перспективу отказаться от циркония и перейти к использованию оболочек твэлов из нержавеющей стали, что повысит безопасность реакторов, исключив пароциркониевую реакцию, а также стойкость твэлов в нестацоинарных мощностных режимах.
Современные светодиодные светильники от отечественных и китайских производителей. Огромный выбор различной светотехники и сопутствующих товаров.