АКТИВНАЯ ЗОНА ВВЭР И КОРПУСЫ ВЫСОКОГО ДАВЛЕНИЯ

В современном мире, водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) под давлением является наиболее распространенным типом ядерных реакторов. Они производят две трети (67%) мировой ядерной производственной мощности, а основными производителями ВВЭР  в западных странах являются Westinghouse и AREVA.

Зона, в которой производится теплота, называется активной зоной. Активная зона состоит из соединенных между собой ядерных топливных узлов, ограниченных в виде сети, для того чтобы сформировать замкнутую систему в виде цилиндра. Размер и форма активной зоны могут меняться в зависимости от типа реактора, но у большинства реакторов активная зона имеет цилиндрическую форму. В некоторых реакторах она может быть либо прямоугольной, либо сферической. В ВВЭР регулирующие стержни вставляются в активную зону сверху. Эти регулирующие стержни используются для поглощения лишних нейтронов и для управления интенсивностью ядерной цепной реакции. Активная зона ВВЭР находится в большом резервуаре из нержавеющей стали, называемом корпусом высокого давления.

Размеры корпуса высокого давления зависят от количества циклов охлаждающей жидкости и выходной мощности ядра. Зачастую, корпусы высокого давления реактора имеют тенденцию увеличиваться по мере увеличения количества петель первого контура. Расчетное давление для большинства корпусов высокого давления ВВЭР составляет 17,25 Мпа (или 2500 фунт/кв. дюйм). Рабочее давление (давление, при котором функционирует ядро) примерно на 10% ниже или составляет 15,51 МПа (2250 фунт/кв. дюйм). Корпусы высокого давления в ВВР обычно рассчитаны на максимальную температуру 343 °C (650 °F), в то время как рабочая температура внутри корпуса высокого давления составляет от 280°C до 330 °C (540°F и 630°F). В действительности, конструкция корпуса высокого давления может незначительно отличаться в зависимости от выбора производителя.

Что касается корпусов высокого давления в ВВР, то большинство из них, как правило,  изготовлены ​​из низколегированной углеродистой стали. Это не позволяет радиации, производимой активной зоной, повреждать сталь, делая ее хрупкой. Иногда интенсивное излучение может привести к состоянию, известному как радиационное охрупчивание. Для того, чтобы уменьшить эффект коррозии на внутренние поверхности большинства корпусов высокого давления наносят тонкий слой аустенитной нержавеющей стали. Толщина данного слоя может варьироваться от 5 мм до 10 мм. Его точная толщина также определяется производителем энергоблока.

Многочисленные патрубки входа и выхода, контрольно-измерительные приборы и предохранительные форсунки также подключены к корпусу высокого давления. Точное число патрубков входа и выхода зависит от количества парогенераторов. Обычно для каждого этапа охлаждения жидкости в контуре первичного охлаждения имеется один парогенератор. В крупном ВВЭР активная зона может содержать около 200 видов топливных сборок с квадратным и / или прямоугольным размещением. Как правило, корпус высокого давления имеет высоту около 12 м, а топливные стержни имеют длину 4 м. Примерно 3/4  их общей длины (~ 3 м) используется для топливных элементов, а оставшаяся часть их длины используется для верхних и нижних газовых камер давления и, в некоторых случаях, для торцевой зоны воспроизводства. Общий диаметр активной зоны составляет примерно три с половиной метра. Стандартный корпус высокого давления ВР на электростанции мощностью 1000 МВт имеет внутренний диаметр около 5 м. Средняя толщина стенок корпуса высокого давления составляет 0,25 м (10 дюймов).

Рисунок 1. Изображение ядра реактора ВВЭР фирмы Westinghouse (Предоставлено ядерной корпорацией Westinghouse.)

Рисунок 2.  Путь потока жидкости через корпус реактора под давлением и вид поперечного сечения сосуда высокого давления сверху. Траектория потока изображена красной линией

Список литературы:

1. Аминов Р. З., Хрусталёв В. А., Духовенский А. С., Осадчий А. И. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — 264 с. — 2300 экз. — ISBN 5-283-03796-7.
2. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. Учебное пособие. М., Атомиздат, 1973,292 с.
3. Резепов В. К., Денисов В. П., Кирилюк Н. А., Драгунов Ю. Г., Рыжов Ю. Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. — Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2004. — 333 с. — (Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС).
4. Тевлин С. А. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000. — М.: Издательство МЭИ, 2002. — 344 с. — 1000 экз. — ISBN 5-7046-0831-0.
5. Driscoll M.J., Lecture Notes, Subject 22.35: Nuclear Fuel Management, Dept. of Nucl. Eng., M.I.T, 1981
6. Klaes Hakan, Bejmer - Ola Seveborn. Enriched gadolinium as burnable absorber for PWR. PHYSOR 2004, April 25-29, 2004, on CD-ROM, American Nuclear society, Lagrange Park, IL. (2004)
7. Robert E. Masterson, "Pressurized Water Reactors ", Nuclear Engineering Fundamentals, 2017 г., с. 651-668
8. Robert Gregg and Andrew Worrall. Effect of highly enriched/highly burnt U02 fuels on nuclear design parameters and economics. Hilton Head Island, South Carolina, USA, October 5-8, 2003, on CD-ROM, American Nuclear Society, LaGrange Park, IL(2003).