Водо-водяные кипящие реакторы

Московский государственный технический университет 
имени Н.Э. Баумана 
Н.Ф. Рекшня, Я.Д. Столотнюк 
ВОДО-ВОДЯНЫЕ КИПЯЩИЕ РЕАКТОРЫ 
Рекомендовано редсоветом МГТУ им. Н.Э. Баумана 
в качестве учебного пособия по курсу 
«Конструирование стационарных реакторных установок» 
М о с к в а 
Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана 
2 0 0 8 

УДК 621.039.51(075.8) 
ББК 31.46 
Р367 
Рецензенты: М.Д. Диев, П.В. Красников 
Рекшня Н.Ф., Столотнюк Я.Д. 
Р367 
Водо-водяные кипящие реакторы: Учеб. пособие по курсу 
«Конструирование стационарных реакторных установок». – 
М.: Изд-во МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2008. – 72 с.: ил.  
ISBN 978-5-7038-3147-2 
Описаны конструкции действующих и проектируемых отечественных и зарубежных водо-водяных кипящих реакторов, схемы и 
принципы работы их систем аварийного расхолаживания и локализующих систем безопасности. Рассмотрены характеристики двухфазного потока и методика теплогидравлического расчета парогенерирующего канала кипящего реактора. 
Для студентов 5-го курса, обучающихся по специальности 
«Ядерные реакторы и энергетические установки». 
                                                                                       УДК 621.039.51(075.8) 
                                                                   ББК 31.46 
ISBN 978-5-7038-3147-2  
© МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2008 

 
ВВЕДЕНИЕ 
В настоящее время в мире работают около 450 ядерных энергоблоков в составе атомных электростанций (АЭС), генерирующих примерно 16 % от всей производимой электроэнергии. Типы 
реакторов, обеспечивающих производство ядерной энергии, отличаются достаточно большим разнообразием: 
• водо-водяные реакторы с водой под давлением; 
• водо-водяные кипящие реакторы; 
• графитовые газоохлаждаемые (СО2) реакторы; 
• канальные тяжеловодные реакторы с некипящей тяжелой 
водой; 
• канальные графитовые реакторы с кипящей водой; 
• реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. 
Первые два типа реакторов с легкой водой в качестве замедлителя и теплоносителя получили наибольшее распространение, и их 
доля в общем количестве как работающих, так и запланированных к 
строительству реакторов еще достаточно долгое время будет основной. 
Для подтверждения возможности создания водо-водяных кипящих реакторов в США в Аргонской национальной лаборатории 
были последовательно построены три первых экспериментальных 
реактора данного типа с естественной циркуляцией теплоносителя 
(табл. В1). 
Таблица В1 
Первые экспериментальные водо-водяные кипящие реакторы 
Реактор 
Год пуска 
Тепловая мощность, 
МВт 
Электрическая мощность, МВт 
BORAX-I 
1953 
15 
– 
BORAX-II 
1954 
6 
– 
BORAX-III 
1955 
15 
2,5 
Твэлы в этих реакторах были пластинчатого типа с алюминиевым 
покрытием и обогащением по урану U-235 приблизительно до 90 %. 
На реакторе BORAX-III при давлении примерно 0,2 МПа генериро 
3 

вался насыщенный пар, который подавался на турбину и обеспечивал 
производство электрической энергии. С учетом опыта работы этих и 
ряда других экспериментальных реакторов (BER, EBWR, VBWR) в 
США была спроектирована, построена и в 1960 г. введена в эксплуатацию первая демонстрационная атомная электростанция «Дрезден» 
с водо-водяным кипящим реактором электрической мощностью примерно 190 МВт. В СССР первая АЭС с корпусным кипящим реактором ВК-50 была пущена в 1965 г. в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (г. Мелекесс Ульяновской области).  
В 60-е годы ХХ века в мире началось строительство промышленных 
АЭС с реакторами данного типа. За рубежом основным разработчиком корпусных кипящих реакторов является фирма General Electric 
(США). Кроме нее созданием таких реакторов занимаются фирмы 
ASEA-ATOM (Швеция), KWU/Siemens (Германия), Toshiba и Hitachi 
(Япония). Все реакторы BWR, производимые фирмой General Electric 
(они составляют основную долю BWR в мире), разделяются на шесть 
серий: BWR-1 (первые демонстрационные и коммерческие); BWR-2 
(выпускаются с 1963 г.); BWR-3 (с 1965 г.); BWR-4 (с 1966 г.);  
BWR-5 (с 1969 г.); BWR-6 (с 1972 г.). Затем этой фирмой совместно с 
фирмами Toshiba и Hitachi был разработан проект новой усовершенствованной ядерной паропроизводящей установки с кипящим реактором ABWR (в Японии в настоящее время вводится в эксплуатацию 
АЭС с двумя такими реакторами). 
Исторически сложилось так, что в нашей стране «кипящее» 
направление было реализовано на базе канальных водографитовых 
реакторов (АМБ-1 и АМБ-2 на Белоярской АЭС, ЭГП-6 на Билибинской АТЭЦ, РБМК-1000 на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской АЭС и РБМК-1500 на Игналинской АЭС).  
В данном пособии рассмотрены характерные конструкции корпусных кипящих реакторов – действующих и проектируемых, приведены принципиальные решения систем аварийного отвода теплоты, защитной оболочки, обеспечивающие в значительной степени 
безопасность работы энергоустановок с кипящими реакторами. 
Теснейшая взаимная связь нейтронно-физических характеристик (в частности, поля энерговыделения) с паросодержанием в активной зоне существенно усложняет задачу проведения нейтроннофизических и теплогидравлических расчетов. Поэтому в данном 
пособии рассмотрены характеристики и режимы течения двухфазных (пароводяных) потоков в вертикальных каналах, методики теплогидравлического расчета парогенерирующего канала и учета роли 
естественной циркуляции теплоносителя, в значительной степени 
определяющей надежность охлаждения активной зоны. 
 
4 

1. ТЕХНОЛОГИЯ ВОДО-ВОДЯНЫХ КИПЯЩИХ 
РЕАКТОРОВ 
Корпусные реакторы с кипящей водой (ВВРК, ВК, BWR) так же, 
как и реакторы с водой под давлением (ВВРД, ВВЭР, PWR), относятся к классу водо-водяных реакторов, поскольку легкая вода 
(Н2О) в этих реакторах служит одновременно и замедлителем, и 
теплоносителем. Принципиальным отличием кипящих реакторов 
является генерация пара непосредственно в активной зоне, что позволяет реализовать одноконтурную установку с направлением 
пара на турбину прямо из реактора и тем самым исключить парогенератор (и второй контур) из схемы атомной электростанции. В 
современных ВВРК давление в первом контуре составляет не более 7,0 МПа (температура насыщения 
s
T  ≈ 286 °C), что объясняется замедлением роста КПД и снижением критических тепловых 
нагрузок при дальнейшем росте давления. Первоначальные опасения по поводу возможной высокой радиоактивности пара, направляемого на турбину, и возможным изменениям теплоотдачи и реактивности при изменении паросодержания были сняты в ходе 
эксплуатации уже первых экспериментальных установок с кипящей водой. 
1.1. Особенности корпусных кипящих реакторов  
Изменение в объеме активной зоны фазового состояния воды, 
являющейся одновременно замедлителем и теплоносителем, приводит к появлению ряда особенностей, характерных для данного 
типа реакторов: нейтронно-физических, теплогидравлических и 
конструктивных. 
Нейтронно-физические особенности. Наличие пара в активной зоне (среднее по объему истинное объемное паросодержание 
составляет 0,3…0,4, а на выходе до 0,75) приводит к заметному 
снижению ядерной плотности замедлителя, в результате чего для 
обеспечения оптимального с точки зрения физики соотношения 
ядер урана и водорода в кипящих реакторах необходимо иметь 
большую долю замедлителя, чем в ВВРД (характерное отношение 
объема замедлителя к объему топлива в ВВРК примерно 2,5, а в 
ВВРД не более 2,0). 
В связи с заметным изменением по высоте активной зоны 
плотности замедлителя появляется существенная неравномерность 
в аксиальном распределении плотности потока тепловых нейтро 
5 

нов и энерговыделения со значительным смещением максимумов 
этих распределений в нижнюю половину активной зоны. Однако в 
радиальном направлении эти распределения несколько выравниваются: в центральных тепловыделяющих сборках с большей 
мощностью большее паросодержание приводит к уменьшению 
плотности потока нейтронов и энерговыделения. 
Важной особенностью кипящих реакторов является существенная зависимость реактивности от паросодержания в активной 
зоне. Для обеспечения устойчивой работы реактора, а следовательно, для реализации отрицательных значений парового коэффициента реактивности (эффект саморегулирования) необходим 
правильный выбор водоуранового отношения. Основной вклад 
при этом в изменение размножающих свойств вносят процессы 
резонансного поглощения нейтронов (
8
ϕ  – вероятность избежать 
резонансного захвата на ядрах урана U-238) и поглощение тепловых нейтронов водой ( θ – коэффициент использования тепловых 
нейтронов). Значения коэффициентов 
8
ϕ  и θ изменяются различно при изменении паросодержания. Превалирование уменьшения 
значения 
8
ϕ  над увеличением значения θ при уменьшении плотности пароводяной смеси наблюдается в области меньших значений водоуранового отношения. 
Теплофизические особенности. Активные зоны корпусных 
кипящих реакторов имеют более низкую энергонапряженность (до 
55 МВт/м3), чем реакторы ВВРД (до 110 МВт/м3), вследствие более низких критических тепловых нагрузок (из-за большого паросодержания), больших неравномерностей энерговыделения, большего водоуранового отношения. 
По сравнению с каналами простой геометрии режимы течения 
двухфазных потоков в пучках твэлов, процессы теплообмена, явление кризиса теплообмена с учетом неравномерности тепловыделения как по высоте, так и по радиусу пучка, и наличие необогреваемых поверхностей в каналах с пучками (чехлы ТВС, центральные трубы в ТВС и т. п.), а также дистанционирующих решеток 
вызывают дополнительные трудности при расчетном и экспериментальном обосновании теплотехнических характеристик элементов активной зоны. 
Сильное изменение эффективной плотности теплоносителя при 
прохождении активной зоны позволяет использовать режим естественной циркуляции в кипящих реакторах как при работе на номинальном режиме (реакторы относительно небольшой мощно 
6 

сти), так и при частичном уровне мощности (до 30 %) или аварийном расхолаживании в крупных реакторах. 
Конструктивные особенности. При реализации режима  
естественной циркуляции для ее усиления над активной зоной 
создают тяговый участок (либо общий, либо в комбинации с индивидуальными для каждой тепловыделяющей сборки (ТВС) тяговыми трубами), что приводит к увеличению высоты корпуса. 
При реализации же в реакторах большой мощности режима принудительной циркуляции теплоносителя в качестве побудителя 
расхода первоначально применялись вынесенные циркуляционные насосы, затем встроенные струйные насосы с инжектирующей водой из внешних рециркуляционных петель (не более двух, 
так как одна петля работает на несколько струйных насосов) и, 
наконец, встроенные циркуляционные насосы (при отсутствии 
внешнего контура циркуляции). 
Более низкое давление в первом контуре в кипящих реакторах 
по сравнению с ВВРД облегчает изготовление корпусов реакторов 
больших размеров (с учетом более низкой энергонапряженности 
при равных мощностях). 
Из пароводяной смеси, выходящей из активной зоны, необходимо отделить пар для направления его на турбину. Этот процесс 
реализуется в сепарационных устройствах (сепараторах). Если в 
первых реакторах сепарация осуществлялась вне реактора, то в 
современных реакторах сепараторы размещаются внутри корпуса 
в верхней его части. Сепараторы должны обеспечить влажность 
пара, подаваемого на турбину, не более 0,1 %. Поэтому используются, как правило, две ступени сепарационных устройств: центробежные сепараторы и последовательно за ними установленные 
жалюзийные сепараторы – осушители пара. 
В кипящих реакторах компенсация запаса реактивности 
осуществляется без добавления борной кислоты в теплоноситель с использованием твердых поглощающих элементов (ПЭЛ) 
и выгорающего поглотителя. Это приводит к увеличению числа 
компенсирующих стержней и к некоторому уменьшению обогащения топлива подпитки. В связи с размещением сепарационных устройств над активной зоной в зарубежных реакторах 
BWR принято нижнее расположение приводов органов регулирования и введение регулирующих стержней в активную зону 
снизу. В отечественных проектах принято традиционное верхнее размещение приводов органов регулирования. Необходимо 
отметить, что введение регулирующих стержней снизу увеличивает их эффективность (из-за смещенного в нижнюю часть зоны 
 
7