Реакторные установки ВВЭР для АЭС - Сравнение реакторной установки ВВЭР-1000 (В-187) с зарубежными аналогами

По результатам разработки проекта реакторной установки ВВЭР- 1000 (В-187), был проведен сравнительный анализ, в результате которого отмечено, что РУ В-187 имеет ряд характеристик, которые ставят его на более высокую ступень по сравнению в ВВЭР-440 и позволяют сравнить с современными зарубежными водо-водяными реакторными установками.
Результаты сравнения показывают, что общие параметры теплоносителя первого контура реакторной установки ВВЭР-1000 и аналогичных зарубежных установок близки, имеющиеся незначительные (1-2%) отличия по параметрам первого контура (давление, температура) объясняются тем, что для ВВЭР-1000 принята базовая турбина, разработанная для АЭС с реактором РБМК на давление пара 60 кг/см², в то время как на зарубежных АЭС с PWR применяются турбины с давлением пара 50-70 кг/см² в зависимости от пожелания фирмы заказчика.
По величинам расхода теплоносителя первого контура, подогрева на активной зоне, температуры на входе и выходе из реактора, среднего теплового потока на поверхности тепловыделяющих элементов, по способу регулирования, характеристикам внутриреакторного контроля реакторная установка ВВЭР-1000 не отличается от аналогичных зарубежных установок, вводимых в конце 70-х годов. Максимальная мощность, реализуемая в зарубежных реакторах PWR (до 1300 МВт эл.), превышает мощность реактора ВВЭР-1000 (1000 МВт эл.), что определяется только размерами корпуса реактора, но не связано с достигнутым уровнем технологии. Показатели активной зоны ВВЭР-1000 позволяют создать реактор большей мощности за счет простого увеличения диаметра корпуса. Однако изготовление больших корпусов на заводах сдерживалось возможностями их транспортировки водными путями и автодорогами.
Увеличенные размеры корпусов зарубежных PWR позволяют разместить больше урана в активной зоне и открывают возможность некоторого улучшения экономичности топливного цикла реактора (получение того же выгорания топлива при меньшем обогащении урана), но это улучшение чисто количественное, связанное с размерами корпуса и не является результатом каких-либо технологических или физических достижений, связанных с топливным циклом.
Основные конструктивные решения PWR имеют следующие отличия от реактора ВВЭР-1000:

1. корпуса PWR с однорядным расположением патрубков и имеют, как правило, вварные патрубки с достаточно большим вылетом, обеспечивающим удобства при приварке трубопроводов на монтаже и при необходимости термообработку;
2. опора корпуса у большинства PWR расположена по оси патрубков, что исключает опрокидывающий момент при разрыве трубопроводов (для однорядного расположения патрубков);
3. габаритные размеры корпусов PWR не позволяют производить их транспортировку железнодорожным транспортом и ограничивают возможность перевозки автомобильным транспортом;
4. днища и крышки PWR, как правило, сферической формы;
5. топливные сборки большинства PWR не имеют чехлов, что позволяет улучшить неравномерность распределения нейтронного потока в активной зоне;
6. дистанционирующие решетки имеют перемешивающие элементы, улучшающие теплообмен в активной зоне;
7. топливные сборки имеют меньшую относительную длину за счет укороченных концевых деталей;
8. количество регулирующих стержней в топливной сборке в 1.5-2 раза больше, что позволяет сократить число приводов СУЗ в реакторе.

Особенности реактора ВВЭР-1000 заключаются, в основном, в следующем:

1. корпус с двухрядным расположением патрубков, выполненных штамповкой за одно целое с обечайкой, имеющих малый вылет, что обеспечивает условия транспортировки по железным дорогам. При двухрядном расположении патрубков корпус ВВЭР-1000 не уступает PWR по удельной затрате металла на единицу мощности;
2. разделение входного и выходного потоков теплоносителя осуществляется сплошной кольцевой перегородкой, что исключает «горячие пятна» в зонах концентрации напряжений у патрубков и улучшает условия работы внутрикорпусных устройств при аварийном разрыве главного циркуляционного трубопровода;
3. внутрикорпусные устройства имеют более оптимальную гидравлическую форму, в частности, профилированное днище, что обеспечивает снижение гидравлических нагрузок;
4. активная зона набирается из кассет шестигранной формы, так как применяется треугольная разбивка ячеек зоны, что позволяет более полно использовать пространство активной зоны и этим обеспечить экономию размеров корпуса по диаметру;
5. тепловыделяющие элементы применяются диаметром 9,1 мм с шагом решетки 12,75 мм против 10,7 мм и соответственно
6. мм в PWR, что обеспечивает получение относительно большей поверхности теплосъема и позволяет получить ту же мощность при меньшей загрузке топлива без увеличения удельной тепловой нагрузки на единицу поверхности твэл и сохранить запас до плавления топлива.

Это обстоятельство позволило поднять удельную нагрузку единицы объема активной зоны до 110 кВт/л, что выше, чем у PWR.
Сравнение основных характеристик реактора ВВЭР-1000 с зарубежными реакторами PWR примерно одинаковой мощности, строящимися в период разработки В-187, показывает, что реакторная установка ВВЭР-1000 в целом по своим физическим, теплотехническим параметрам, по конструктивному исполнению и надежности соответствует современным реакторным установкам PWR ведущих зарубежных фирм.
Учет более совершенных зарубежных решений, а также дальнейшая оптимизация решений реактора ВВЭР-1000 осуществлялась при разработке проекта серийной реакторной установки ВВЭР- 1000 (В-320).