Введение. 
Ядерные реакторы с водой сверхкритического давления (основы теплового расчета)

Ядерные реакторы, охлаждаемые водой сверхкритических параметров, в настоящее время рассматриваются как одно из направлений развития реакторных технологий будущего (реакторы 4-го поколения — Generation TV reactor concepts). В России такие реакторы получили название ВВЭР СКД (водо-водяной энергетический реактор сверхкритического давления), за рубежом их принято называть SCWR (Supercritical Water Reactor). Давление теплоносителя в реакторах типа ВВЭР СКД превышает давление в критической точке, которое для воды составляет 22,1 МПа.

Перспективность рассматриваемого направления определяется, прежде всего, высокой экономичностью атомных энергоблоков, включающих в качестве источника энергии ВВЭР СКД. Так, коэффициент полезного действия атомной электростанции с реактором, работающим при давлении около 25 МПа и температуре воды на выходе реактора 500 — 600 °C, может составить 43 — 48%, что значительно выше величины, характерной для современных энергоблоков с реакторами, охлаждаемыми некипящей или кипящей водой, у которых КПД находится в пределах 32 — 35%. Кроме того, вследствие уменьшения сброса тепла в термодинамическом цикле повышение КПД приводит к существенному снижению экологического воздействия на окружающую среду.

В отличие от двухкоптуриой схемы, традиционной для ВВЭР с некипящей водой под давлением ниже критического (около 16 МПа), в случае ВВЭР СКД становится возможным использование одноконтурной схемы. Такая схема значительно проще двухконтурной, в ней отсутствуют компенсатор давления и парогенератор, теплоноситель реактора (вода) одновременно является рабочим телом турбины, а его необходимые параметры (температура и давление) достигаются непосредственно на выходе реактора. По сравнению же с одноконтурной схемой, применяемой на реакторных установках с кипящей водой (отечественные канальные реакторы РБМК или корпусные ВК, давление около 7 МПа), технологическая схема ВВЭР СКД также может быть существенно упрощена. В ней могут отсутствовать такие громоздкие устройства как сепараторы влаги и промежуточные пароперегреватели, нет необ;

ходимости в рециркуляционных насосах и некотором другом оборудовании. Сокращение количества единиц оборудования приводит к уменьшению габаритов реакторной установки, включая се защитную оболочку, при этом значительно снижаются капитальные затраты на строительство и расходы, связанные с обслуживанием оборудования в процессе его эксплуатации.

Важной составляющей эксплуатационных расходов, как известно, являются затраты мощности на прокачку теплоносителя по теплообменному контуру. В связи со значительной разницей энтальпий воды на выходе и входе реактора расход теплоносителя через него при заданной тепловой мощности в случае ВВЭР СКД оказывается намного (примерно на порядок величины) меньше, чем расход теплоносителя через реактор с водой до критических параметров. Поэтому затраты мощности на прокачку через ВВЭР СКД могут составлять только незначительную долю от производимой электроэнергии.

Таким образом, прогнозируемое уменьшение капитальных затрат и эксплуатационных расходов при одновременном росте коэффициента полезного действия установки может оказать решающее влияние на экономические показатели проектируемых энергоблоков с ВВЭР СКД.

Развитие отечественных водоохлаждаемых реакторов в направлении повышения их экономической конкурентоспособности путем создания новых реакторных установок с водой СКД основывается на многолетнем положительном опыте эксплуатации промышленных паровых котлов со сверхкритическими параметрами, работающих на органическом топливе. Не меньшее значение имеет также опыт конструкторских разработок, технологии изготовления и эксплуатации уже действующих ВВЭР, а также реакторов Белоярской атомной электростанции (блоки № 1 и 2 с ядерным перегревом пара до температуры сначала 510, затем 535 — 545, а впоследствии 560 — 565 °C на выходе отдельных пароперегревагельных каналов). Это открывает возможность максимального использования хорошо отработанных заводских технологий при изготовлении корпусов, внутрикорпусных устройств, тепловыделяющих сборок реакторов, необходимого теплообменного оборудования, а также применения уже освоенных промышленностью скоростных паровых турбин с закригическими параметрами. Все это положительно.

влияет на стоимостные характеристики и надежность создаваемых установок.

Оценивая преимущество и перспективность ввода в действие ядерных реакторов со сверхкритическими параметрами, следует иметь в виду еще одно важное обстоятельство. При нагреве воды в активной зоне ВВЭР СКД происходит значительное снижение плотности теплоносителя. Так, при давлении 24,5 МПа плотность воды падает с ростом температуры от 280 до 550 °C более, чем в десять раз. Это означает, что наряду с тепловыми реакторами возможно создание СКД реакторных установок с быстрым или быстро резонансным спектром нейтронов. Такие реакторы с МОХ топливом (смесь UOi/PuCT) и коэффициентом воспроизводства топлива КВ «1 или более (до 1,2), вместе с жидкометаллическими реакторами-бридерами на быстрых нейтронах, могут занять подобающее им место в замкнутом топливном цикле. Это обстоятельство может существенно улучшить экономические показатели использования топлива в ядерной энергетике XXI в.

На сегодня в мире не существует ни одного действующего ядерного реактора с водой сверхкритических параметров. В различных странах (Япония, Канада, страны Европейского Союза, США, Китай, Южная Корея, Россия), начиная с 2000 г., при поддержке промышленных компаний и МАГАТЭ, в рамках международного проекта GIF (Generation IV International Forum) пока только разрабатывается ряд проектов таких реакторных установок. Наряду с требованием высокой экономической эффективности эти установки должны обладать и повышенной безопасностью. Для отработки новых технологий и решения вопросов безопасности в США создается пилотная установка SCWR малой мощности (150 МВт).

Анализ ранее выполненных работ, а также результатов новейших экспериментальных и расчетных исследований, проведенных в поддержку и обоснование разрабатываемых проектов ядерных реакторов типа SCWR или ВВЭР СКД, показывает, что существует еще целый ряд очень важных проблем, которые необходимо решить в ближайшем будущем. Только краткий перечень некоторых из них представлен ниже.

• 1. Разработка оптимальной одноконтурной тепловой схемы АЭС с реактором ВВЭР СКД.
• 2. Расчет и обоснование физических характеристик реактора, способы выравнивания энсрговыдсления в активной зоне, эффективность органов СУЗ, проблемы топливного цикла.
• 3. Выбор и обоснование оптимальной конструкции реакторной установки и схемы движения теплоносителя.
• 4. Теплообмен и гидродинамика в сборках тепловыделяющих стержней, развитие и верификация расчетных кодов применительно к воде СКД.
• 5. Устойчивость течения теплоносителя в параллельных каналах в номинальных и переходных режимах.
• 6. Теплообмен и устойчивость течения при естественной циркуляции в контурах с водой СКД.
• 7. Водно-химический режим, радиолиз воды, поведение растворенных газов и примесей, радиоактивность контура с теплоносителем.
• 8. Выбор материалов реактора, вопросы прочности и коррозионной стойкости конструкционных материалов в воде сверхкритических параметров в условиях облучения.
• 9. Пусковые режимы и схемы регулирования мощности ядерного реактора.
• 10. Проблемы безопасности ВВЭР СКД, анализ аварийных режимов, надежность системы аварийной защиты реактора и систем безопасности.

По-видимому, можно полагать, что сроки практического внедрения высоко экономичных АЭС с реакторами ВВЭР СКД в электроэнергетику промышленно развитых стран будут зависеть только от того, насколько быстро и успешно эти проблемы будут решены.

Подробное изложение сути некоторых из перечисленных выше задач, анализ и возможные способы решения которых должны быть отражены в студенческом курсовом проекте, приводится в соответствующих разделах данного пособия.