виділень в активній зоні, допущення більш розвиненого поверхневого бульбашкового кипіння на частині поверхні твелів, більш точний облік всіх факторів при проектуванні і виготовленні активної зони ядерного реактора, поліпшення якості конструктивних матеріалів та ін.
У сучасній довідковій літературі для ядерних реакторів типу ВВЕР рекомендується приймати оптимальне значення тиску теплоносія в районі 12 ... 16 МПа.
З зіставлення параметрів ЯЕУ, створених за останній час, можна помітити тенденцію до підвищення тиску теплоносія (звідси і параметрів пари). Це особливо наочно видно на прикладі розвитку блоків Нововоронезької АЕС (малюнок 3).
Малюнок 3 - Параметри енергоблоків Нововоронезької АЕС:
а) - тиск теплоносія;
б) - тиск пари перед турбіною
Як приклад наведемо значення тиску теплоносія для деяких стаціонарних ЯЕУ:
а) ВВЕР - 440 (кінець 60-х - початок 70-х років). Матеріал оболонки твелів - цирконієві сплави. Потужність установки електрична Ре=440 МВт. Тиск теплоносія 125 кГс/см2;
б) ВВЕР - 1000 (кінець 70-х - початок 80-х років). Матеріал оболонки твелів - цирконієві сплави. Потужність установки електрична Ре=1000 МВт. Тиск теплоносія 160 кГс/см2;
в) один із закордонних ядерних реакторів РWR (фірма Kraftwerk Union - ФРН). Потужність установки електрична Ре=1 300 МВт. Тиск теплоносія 158 кГс/см2.
. Визначення температури теплоносія на виході з ядерного реактора tт1
Температуру теплоносія на виході з ядерного реактора tт1 слід приймати якомога більшою. Збільшення температури tт1 за інших рівних умов дозволяє збільшити температуру пари і, отже, збільшити економічність ЯЕУ. Якщо ж для розроблюваної ЯЕУ на перший план виступають її масогабаритні показники, то збільшення tт1 дозволить при збереженні помірних значень температури пари збільшити температурний напір в парогенераторі і, завдяки цьому, зменшити його масогабаритні показники.
Найчастіше тиск теплоносія приймають відповідним граничним можливостям матеріалу оболонки твелів по температурному режиму. У цьому випадку гранично можливе значення температури теплоносія на виході з ядерного реактора визначається прийнятим тиском в контурі, а також компонуванням, нейтронно-фізичними, гідродинамічними і теплофізичними характеристиками активної зони ядерного реактора.
Температура теплоносія на виході з реактора tт1 приймається нижче температури насичення на деяку величину D ts, звану об'ємним або інтегральним запасом до кипіння (недогрів до кипіння), тобто
т1=ts - Dts (4)
Розглянемо фактори, які слід враховувати при виборі значення D ts.
Температура теплоносія на виході з ядерного реактора складається в результаті змішування теплоносія, що пройшов через всі технологічні канали активної зони, а також канали перетечек.
Очевидно, що в ядерному реакторі в силу нерівномірності нейтронного поля по радіусу активної зони має місце деяка нерівномірність тепловиділень. У центрі активної зони, де щільність нейтронного поля вище, ділення ядер палива більш інтенсивне і, отже, більш інтенсивні тепловиділення. Установка відбивачів навколо активної зони кілька вирівнює нейтронне поле по радіусу (і таким чином тепловиділення), проте цієї заходи не достатньо.
Прикладом істотного зменшення нерівномірності нейтронного поля може бути досвідчений ядерний реактор ВВЕР - 210 (перший блок Нововоронезької АЕС). У результаті проведення заходів для серійного реактора ВВЕР - 440, розробленого на базі ВВЕР - 210, вдалося знизити коефіцієнт нерівномірності нейтронного поля за обсягом активної зони в два рази - з KV=4,8 до KV=2,4. При цьому досягається нерівномірність нейтронного поля по радіусу до значення КR=1,2 ... 1,5.
Вирівнюванню тепловиділення по радіусу активної зони сприяє також перестановка тепловиділяючих збірок під час перевантаження активної зони. Паливо підживлення (свіже паливо) з найбільш високим концентрацією ділиться матеріалу U235 завантажують на периферію активної зони, де нейтронне поля слабке. Паливо частково попрацювати в ядерному реакторі з периферійної зони перевантажують в середню зону, де нейтронне поле більш інтенсивніше. Із середньої зона паливо перевантажують в центральну зону, а з центральної зони повністю відпрацьоване паливо вивантажують з ЯР.
В даний час на ЯР вітчизняних АЕС замість триразовою перестановки тепловиділяючих збірок впроваджується чотириразова перестановка. Це дозволяє більш точно підібрати збагачення залишився в твелах палива до інтенсивності нейтронного поля. В результаті можна помітно поліпшити рівномірніс...
