Бурное развитие реакторов ВВЭР объясняется прежде всего тем, что стоимость сооружения АЭС и расчетные затраты на выработку электроэнергии минимальны при использовании реакторов ВВЭР [1]. Кроме того, реакторы этого типа обладают такими важными достоинствами, как [2]:
надежность в эксплуатации; высокий коэффициент использования мощности; простота наладки и ввода в эксплуатацию; доступность и отработанность технологии воды, являющейся одновременно замедлителем, защитой и охлаждающей средой при перегрузках топлива;
большая удельная и общая мощность, сочетающаяся со сравнительно небольшими габаритами и умеренными критическими загрузками топлива;
возможность перегрузки топлива под слоем воды;
глубокое выгорание топлива при низких обогащениях;
высокая степень внутренней устойчивости вследствие отрицательного плотностного коэффициента реактивности, который возрастает с увеличением температуры.
Пока эти преимущества сохраняются, будут сооружаться АЭС с реакторами ВВЭР, а в связи с постоянным ростом мощности устанавливаемых на АЭС единичных блоков целесообразна разработка и создание таких реакторов мощностью 2000 МВт [3].
Реактор ВВЭР — двухконтурный корпусной энергетический реактор на тепловых нейтронах с топливом из спеченной двуокиси урана малого обогащения и с водой под давлением в качестве замедлителя и теплоносителя. Твэлы стержневого типа набираются из блочков диаметром 7,55 мм, в последних реакторах — с отверстием диаметром 1,4 мм по оси блочка. Плотность двуокиси урана равна 10,2—10,6 г/см3. Внешнее покрытие твэлов — трубка из цирконий-ниобиевого сплава диаметром 9,1 и толщиной 0,65 мм. Твэлы скомплектованы в шестигранные кассеты, имеющие внешний циркониевый чехол толщиной 2,1 мм. В кассетном пучке твэлы расположены в гексагональной решетке. В центре кассеты размещается открытая с обеих концов стальная трубка того же диаметра, что и твэл, несущая 11 равномерно распределенных по высоте стальных дистанционирующих решеток сотового типа.
В системе управления и защиты реакторов ВВЭР совмещаются два способа регулирования: механический и жидкостной борный. Возможность использования жидкостного регулирования — одна из особенностей реакторов этого типа и тяжеловодных. Применение двух способов регулирования реакторов ВВЭР дает возможность разделить их функции: назначение жидкостного регулирования — компенсация избыточной реактивности на выгорание уранового топлива и зашлаковывание продуктами деления, т. е. медленно меняющихся эффектов реактивности, а механического — регулирование и аварийная защита реактора, а также компенсация быстро протекающих эффектов реактивности.
При жидкостном способе регулирования борная кислота растворяется в воде первого контура. Необходимая концентрация бора в растворе определяется величиной избыточной реактивности, которую нужно скомпенсировать. Впрыск концентрированного раствора борной кислоты в активную зону предусмотрен также для аварийной остановки реактора.
В некоторых реакторах этого типа использовался также выгорающий поглотитель — бор в виде стержней, диаметр которых равен диаметру твэлов. Такой стержень состоит из циркониевого чехла, заполненного таблетками из сплава циркония с бором. Применялись сплавы, массовая концентрация естественного бора в которых не превышала 1,5%. Выгорающими поглотителями замещали твэлы в кассетах реактора. Назначение их двоякое: выравнивание поля энерговыделения по кассете и компенсация избыточной реактивности на выгорание топлива. Естественный бор вводился и в чехлы кассет в виде присадки с массовой концентрацией 0,07%. В процессе работы реактора на мощности этот поглотитель выгорает вместе с урановым топливом.
Подвижные органы управления и защиты реактора ВВЭР — кассеты АРК — обладают большой эффективностью. Число управляющих кассет в разных реакторах меняется (37 или 73). Кассеты состоят из двух частей. Верхняя, поглощающая часть кассеты АРК, — шестигранная труба из бористой стали с размером под ключ 137 мм, содержащей естественный бор с массовой концентрацией 2%. Толщина стенки трубы равна 6 мм. Снаружи труба очехлована шестигранной стальной трубой со стенкой толщиной 2 мм. Внутри трубы в рабочем состоянии циркулирует вода. Такой поглотитель назван «ловушкой нейтронов»; практически он одинаково эффективно поглощает нейтроны всех энергий. Нижняя часть кассеты АРК аналогична топливной кассете с соответствующим обогащением. При выводе компенсирующей кассеты поглотитель в активной зоне замещается топливом.
Все органы управления (37 или 73 кассеты) разделены на группы по 6 АРК в каждой. Кассеты АРК одной группы размещены симметрично по активной зоне на одном радиусе и окружены топливными кассетами с одинаковым обогащением, так что эффективности кассет одной группы близки по значению. Последняя (центральная) группа состоит из семи кассет АРК.
Способ регулирования реакторов ВВЭР существенно влияет на компоновку активной зоны. Так, в реакторе ВВЭР-210 выгорание топлива компенсируется извлечением групп компенсирующих кассет в определенной последовательности. От выбора этой последовательности зависит значение коэффициента неравномерности энерговыделения и локализация наиболее энергонапряженных топливных кассет. Применение жидкостного борного регулирования дало возможность вывести из активной зоны реактора поглощающие части всех групп кассет АРК, кроме одной — центральной. Центральная группа АРК, извлеченная из активной зоны примерно наполовину, обеспечивает оперативное управление реактором.
К очевидным преимуществам такого регулирования относятся существенное снижение неравномерности энерговыделения по активной зоне и содержания шлаков по топливным кассетам, а также уменьшение числа подвижных топливных кассет, работающих в более тяжелых по сравнению с неподвижными кассетами условиях. Дополнительные динамические нагрузки, которые могут испытывать подвижные кассеты, повышают требования к их надежности.
Основные характеристики активных зон реакторов ВВЭР приведены в табл. В.1. Реакторы разной мощности различаются в основном обогащением топлива и способом регулирования. Так, в первом реакторе этого типа (ВВЭР-210) используется только механический способ регулирования кассетами АРК; в реакторах ВВЭР-440 кроме механического применяется жидкостное борное регулирование, а в реакторах ВВЭР-1000 в качестве механических регуляторов предполагается использовать пучки тонких поглотителей — кластеры. Весьма показателен тот факт, что при увеличении более чем вдвое электрической мощности реактора с 210 до 440 МВт размеры активной зоны остались неизменными, а увеличение мощности еще в 4,75 раза привело к увеличению объема активной зоны менее чем в 2 раза.
С ростом мощности реакторов увеличивается среднее обогащение топлива и уменьшается диаметр твэлов. Так, в реакторе ВВЭР-1000 предполагается использовать твэлы диаметром 7,6 мм. Если в реакторе ВВЭР-210 [4] применялась двуокись урана обогащением 0,7; 1,5 и 2%, а в первом реакторе ВВЭР- 440 [5]—1,0; 1,5; 2,5 и 3,3%, то в последующих реакторах ВВЭР-440 [5, 6] обогащение топлива составляет 1,6; 2,4 и 3,6%, а в ВВЭР-1000 достигает 4,4%.
Таблица В. 1
Основные параметры активных зон реакторов ВВЭР
Загрузка активной зоны пятнисто-зонная. Кассеты с топливом разного обогащения распределены по активной зоне так, чтобы максимально выравнять энерговыделение: кассеты с меньшим обогащением топлива — в центре активной зоны, с большим — на периферии. В реакторе ВВЭР-1000 предполагается применить профилирование поля энерговыделения и внутри кассеты твэлами разного обогащения.
Вода — очень хороший замедлитель, но она значительно сильнее, чем другие замедлители (D2O, графит), поглощает тепловые нейтроны. Поэтому ее требуется в реакторе мало, и уран-водные решетки отличаются тесным расположением твэлов, т. е. малым по сравнению с уран-графитовыми и тяжеловодными решетками объемным отношением замедлитель/топли- во (1—2 против 40 и 20 соответственно), необходимым для достижения требуемого коэффициента размножения нейтронов К∞.
В результате решетки реакторов ВВЭР имеют ряд физических особенностей, присущих только им.
- Нейтроны деления в такой решетке не успевают замедлиться до состояния теплового равновесия с атомами замедлителя. Медленные нейтроны более эффективно поглощаются атомами водорода и 235U. В результате в реакторах ВВЭР устанавливается энергетический спектр нейтронов, более жесткий, чем в реакторах на тепловых нейтронах других типов.
- Высокая доля надтепловых нейтронов и тесное расположение твэлов приводят к тому, что сравнительно большая часть нейтронов в процессе их замедления захватывается 238U. В результате происходит паразитное поглощение нейтронов, но заметно накапливается 239Рu, который относительно дешев, что также отличает реактор ВВЭР от реакторов других типов [7].
- В тесных уран-водных решетках расстояние между твэлами меньше средней длины свободного пробега в воде для нейтронов жесткой части спектра деления, поэтому велик перекрестный эффект и размножение на быстрых нейтронах. Следствием этого является большое значение коэффициента размножения на быстрых нейтронах, т. е. значительное участие 238U в реакции деления. В связи с тем, что большая доля делений происходит в надтепловой области энергий, встает вопрос о применимости формулы четырех сомножителей в общепринятом виде.
- В уран-водных решетках мала длина миграции нейтронов в процессе замедления и диффузии, причем квадрат длины замедления значительно больше квадрата длины диффузии, что приводит к специфической связи параметров размножения, замедления и диффузии, описывающих критическое состояние.
Особенности выбранной конструкции активной зоны реактора ВВЭР порождают ряд физических особенностей, отличающих этот реактор от других крупных энергетических установок с двуокисным топливом. Одна из физических особенностей реактора ВВЭР — неоднородность активной зоны реактора по своим свойствам, вызванная загрузкой кассет с различным обогащением топлива, а также неравномерным выгоранием и зашлакованием топлива в процессе эксплуатации реактора. Применение для целей регулирования поглотителей — ловушек нейтронов, обладающих высокой эффективностью, — другая особенность реактора. С ней связана сильная деформация нейтронного поля и поля энерговыделения по зоне, а также сильная зависимость эффективности отдельных групп поглотителей от их взаимного положения.
Для реакторов ВВЭР характерны высокие удельные мощности и относительно большие изменения плотности замедлителя и температуры топлива по объему активной зоны. Поэтому такие эффекты реактивности, как отравление, температурный и мощностной влияют на выбор полного запаса реактивности.
Эти физические свойства реакторов ВВЭР изучаются на полномасштабных критических сборках. Эксперименты по исследованию характерных физических особенностей реакторов, в том числе и ВВЭР, проводятся, как правило, на критических и подкритических стендах. Использование малогабаритных и экономичных критических стендов сделало возможным проведение широкой программы научно-исследовательских работ по изучению реакторов ВВЭР. К бесспорным достоинствам критических стендов относится возможность варьировать требуемые физические параметры.
Существующие стенды дают возможность проводить исследования физических свойств реакторов ВВЭР, начиная от исследований на критических сборках из экспериментальных укороченных твэлов и кончая исследованиями на полномасштабных активных зонах из штатных кассет. На полномасштабных сборках изучаются штатные активные зоны реактора с различными вариантами загрузки топлива, определяются характеристики реактора, от которых зависит его нормальная эксплуатация; исследуется эффективность системы регулирования и компенсации реактивности; изучается пространственное распределение энерговыделения по активной зоне при имитации различных эксплуатационных режимов. Полученные в этих экспериментах данные позволяют корректировать вариантные расчетные программы, выбирать оптимальный вариант окончательной загрузки.
Некоторые опытные данные, относящиеся к нейтронно-физическим параметрам реакторов ВВЭР, можно получить из экспериментов, выполненных на подкритических сборках. Такие исследования по сравнению с критическими экспериментами обладают целым рядом преимуществ. Во-первых, нет необходимости сооружать дорогостоящий критический стенд со сложной системой контроля; во-вторых, можно ограничиться минимальным количеством используемого делящегося материала.
Все это привело к широкому применению подкритических сборок для экспериментального исследования уран-водных решеток. В частности, подкритические сборки использовались для измерения тонкой структуры потока нейтронов в элементарной ячейке, а также интегральных характеристик энергетического спектра нейтронов. В этих случаях требуются высокие плотности потока нейтронов [107—108 нейтр./(см2-с)] и в качестве источника нейтронов удобнее всего использовать ядерный реактор. Для подкритических экспериментов существенным является требование, чтобы в используемой сборке устанавливался равновесный спектр нейтронов, характеризующий исследуемую топливную решетку. Это обстоятельство налагает определенные ограничения на размер подкритической сборки.
При исследовании решеток, содержащих в качестве замедлителя обычную воду, это требование не является слишком жестким вследствие малых длин замедления и диффузии нейтронов в уран-водных средах. Однако тогда необходимо проведение контрольных экспериментов, указывающих на то, что размеры используемой сборки являются достаточными. Для решеток реактора ВВЭР и уран-графитового реактора в качестве источника нейтронов оказывается достаточным диаметр сборки 25 см.
Используемые для исследования физических свойств реакторов ВВЭР критические и подкритические стенды дали возможность проводить измерения при нормальных температуре и давлении. Специальным образом смонтированный теплообменник позволил провести измерения лишь начального температурного коэффициента реактивности до температуры 90° С.
Отработанные на критических стендах методики и накопленный опыт реакторного эксперимента оказались необходимыми при физическом пуске первого реактора и вводе его в эксплуатацию. Дальнейшее изучение реакторов ВВЭР проводится на действующих реакторах в период их пуска, при перегрузках и в процессе эксплуатации, но возможности физических экспериментов на них ограничены.
Конструктивные и физические особенности реакторов ВВЭР определяют как характер проводимых исследований, так и экспериментальные методы. Вода в активной зоне позволяет особым образом исследовать реактивность системы, использовать метод надкритической достройки по высоте и радиусу для определения критической массы, материального параметра, равномерно отравлять активную зону и т. п. Открываются большие возможности при регулировании реактора, в выборе оптимального состава и расположения тонких поглотителей, распределения выгорающих добавок.
При измерениях в тесных уран-водных решетках детекторы сильно влияют на поле нейтронов, деформируя его, поэтому при точных измерениях даже миниатюрные камеры оказываются непригодными и приходится пользоваться физически тонкими активационными детекторами. При этом нужно учитывать, что вследствие жесткости спектра и большой роли нейтронов надтепловых энергий нельзя пренебрегать влиянием имеющихся у детекторов резонансов в сечении захвата. Появляется необходимость в определении групповых сечений в реально существующем спектре нейтронов.
Нужно отметить, что на реакторах ВВЭР проводятся обычные для реакторов на тепловых нейтронах исследования реактивности, распределения полей нейтронов и энерговыделения, материального параметра и т. п. Но методы этих исследований отличаются от методов исследований реакторов других типов, и различия обусловлены присутствием жидкого замедлителя, который расширяет возможности исследований.
