Водо-водяные реакторы

Конструкция и принцип действия водо-водяных реакторов

Водо-водяные реакторы (ВВЭР) относятся к числу наиболее распространённых и технически зрелых типов ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Их основное конструктивное отличие — использование обычной (легкой) воды одновременно в роли замедлителя нейтронов и теплоносителя. Эта особенность определяет ключевые физические и эксплуатационные параметры реактора, а также его поведение при переходных и аварийных режимах.

Основные компоненты активной зоны

Активная зона ВВЭР представляет собой совокупность тепловыделяющих сборок (ТВС), размещённых в реакторном корпусе. Каждая ТВС состоит из множества топливных стержней, заполненных таблетками диоксида урана (UO₂), обогащённого по изотопу U-235 до 3–5 %. Оболочки стержней выполнены из циркониевого сплава (чаще всего сплавы типа «циркалой»), обладающего низким сечением поглощения тепловых нейтронов.

Между твэлами циркулирует легкая вода, которая:

замедляет быстрые нейтроны, переводя их в тепловой спектр;
отводит тепло от топлива;
выполняет функцию радиационной защиты;
обеспечивает герметичность и теплообменную среду.

Замедление и диффузия нейтронов

Поскольку в ВВЭР используется легкая вода в качестве замедлителя, эффективность замедления определяется высоким логарифмическим снижением энергии на одно столкновение (ξ ≈ 0.925). Однако сечение поглощения тепловых нейтронов протоном относительно велико, что требует высокой чистоты воды и поддержания её химического состава на определённом уровне. Отношение коэффициентов размножения и потерь определяет критичность реактора, которая регулируется с помощью управляющих стержней и концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Корпус реактора и давление

Реакторный корпус ВВЭР выполнен из высокопрочной стали и рассчитан на работу под высоким давлением (≈ 15–16 МПа). Это необходимо, чтобы предотвратить закипание воды в активной зоне при температуре порядка 290–320 °C. Таким образом, в отличие от кипящих реакторов, вода в ВВЭР остаётся в жидкой фазе на всём протяжении первичного контура, что упрощает расчёты теплообмена и повышает надёжность.

Первичный и вторичный контуры

Тепло, выделяемое в активной зоне, передаётся от первичного контура ко вторичному через теплообменники — парогенераторы. Вода вторичного контура превращается в насыщенный пар, который далее подаётся на турбину для производства электроэнергии.

Структура контура:

Первичный контур: реактор, трубопроводы, главные циркуляционные насосы, парогенераторы.
Вторичный контур: парогенераторы, турбина, конденсатор, питательные насосы.

Такое разделение позволяет изолировать радиоактивную воду первичного контура от оборудования турбогенераторного цикла.

Регулирование мощности и управление реактивностью

Мощность ВВЭР регулируется следующими методами:

Управляющие и защитные стержни (УЗС) из карбида бора или борсодержащих сплавов, перемещаемые вверх-вниз по активной зоне.
Борное регулирование — изменение концентрации борной кислоты в теплоносителе, которая эффективно поглощает тепловые нейтроны.
Температурная и плотностная обратная связь — повышение температуры воды снижает её плотность, уменьшая эффективность замедления и, соответственно, реактивность.

На быстрых переходных режимах основной инструмент управления — это перемещение УЗС. При длительных режимах стабилизации применяются химические методы регулирования.

Безопасность и защитные системы

Проект ВВЭР предусматривает многоуровневую систему безопасности:

Системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ): при нарушении циркуляции теплоносителя активная зона заливается запасами борированной воды под высоким давлением.
Системы локализации аварий: герметичные оболочки (контайнмент), предотвращающие выброс радиоактивных веществ за пределы гермозоны.
Пассивные системы безопасности (в новых проектах, например ВВЭР-1200): работают без подачи энергии, используя силы гравитации и естественной циркуляции.

Дополнительно реализованы системы контроля герметичности оболочек твэлов, измерения параметров теплоносителя, а также системы автоматического останова реактора (АЗ) при критических отклонениях от нормального режима.

Модификации ВВЭР и эволюция конструкций

Различают несколько поколений реакторов типа ВВЭР:

ВВЭР-440 — первая промышленная серия, имевшая мощность до 440 МВт. Конструкция — шестигранные ТВС, шесть петлевых контуров, горизонтальные парогенераторы.
ВВЭР-1000 — следующая ступень развития: мощность 1000 МВт, улучшенные системы безопасности, вертикальные парогенераторы, повышенная степень автоматизации.
ВВЭР-1200 и ВВЭР-TOI — реакторы поколения «3+», повышенной безопасности, с увеличенным топливным циклом, пассивными системами отвода тепла, способные выдерживать внешние воздействия (землетрясения, падение самолёта и др.).

В новейших проектах внедрены функции «ловушки расплава» для локализации возможной коры активной зоны при тяжёлой аварии.

Физические характеристики и нейтронно-физические параметры

Для реакторов ВВЭР характерны следующие параметры:

Коэффициент размножения нейтронов (k_eff) ≈ 1 в установившемся режиме.
Температурный коэффициент реактивности — отрицательный, что обеспечивает внутреннюю саморегуляцию.
Спектр нейтронов — тепловой, с максимумом при энергии около 0.025 эВ.
Энергетический выход — около 200 МэВ на одно деление U-235; суммарная тепловая мощность реактора ВВЭР-1000 — порядка 3000 МВт.

Преимущества и ограничения ВВЭР

Преимущества:

высокая надёжность и отработанная технология;
возможность эксплуатации на низкообогащённом топливе;
развитые системы контроля и диагностики;
хорошие показатели воспроизводимости, топливной экономичности и управляемости.

Ограничения:

необходимость работы при высоком давлении;
чувствительность к паровым и температурным эффектам;
ограниченный топливный цикл без переработки отработанного топлива;
необходимость сложной системы очистки воды от борной кислоты и продуктов радиолиза.

Применение и география эксплуатации

Реакторы типа ВВЭР широко эксплуатируются в странах Восточной Европы, Азии и СНГ. Конструкции сертифицированы для международных проектов, включая строительство АЭС в Индии, Турции, Египте и других странах. Российские проекты ВВЭР считаются экспортным стандартом в области ядерной энергетики.