История создания, испытания и применение ядерного оружия

Схема АЭС с ВВЭР-440 (ВВЭР-1000) - водо-водяным энергетическим реактором.

  

НазваниеВВЭР-440(1000) - водо-водяной энергетический реактор
Мощность (тепловая)1375 (3200) МВт
Мощность (электрическая)440(1000) МВт
АЭСНово-Воронежская, Кольская, Калининская, Балаковская
Армянская, Южно-Украинская, Запорожская, Ровенская, Богунице, Козлодуй, Ловииса

ВВЭР-440, модель В213

ВВЭР-440, модель В213
1. Бак ядерного реактора, 2. Парогенератор, 3. Механизм перезарядки, 4. Шахта отработанного ядерного топлива, 5. Запирающая система, 6. Подпиточная система, 7. Защитный кожух, 8. Запирающая система, 9. Барботажная система, 10. Предохранительные клапаны, 11. Всасыватель воздуха, 12. Турбина, 13. Конденсатор, 14. Турбинный блок, 15. Бак питательной воды с деаэратором, 16. Подогреватель, 17. Кран турбинного зала, 18. Электрическое оборудование и контрольные камеры.

ВВЭР-440, модель В230

ВВЭР-440, модель В230
1. Реактор, 2. Парогенератор, 3. Главный циркуляционный насос, 4. Механизм перезарядки, 5. Шахта отработанного ядерного топлива, 6. Деаэратор, 7. Паровая турбина, 8. Генератор, 9. Паропроводы, 10. Подача охлаждающей воды, 11. Трансформатор.

ВВЭР-1000

ВВЭР-1000
1. Парогенератор, 2. Главный циркуляционный насос, 3. Купол защитной оболочки, 4. Механизм перезарядки, 5. Управляющие стержни, 6. Бак ядерного реактора.

Общее устройство реактора ВВЭР.

    Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя. ВВЭР
1 - верхний блок; 2 - привод СУЗ(системы управления и защиты); 3 - шпилька; 4 - труба для загрузки образцов-свидетелей; 5 - уплотнение; 6 - корпус реактора; 7 - блок защитных труб; 8 - шахта; 9 - выгородка активной зоны; 10 - топливные сборки; 11 - теплоизоляция реактора; 12 - крышка реактора; 13 - регулирующие стержни; 14 - топливные стержни; 15 - фиксирующие шпонки;

ТВС.

    ТВС ВВЭР-1000 представляет собой пучок твэлов, размещенных по треугольной решетке с шагом 12,76 мм. Внутри циркониевой оболочки твэла размером 9,1х0,65 мм располагаются таблетки топлива диаметром 7,53 мм из двуокиси урана; с обогащением по U от 2 до 4,4%. Масса загрузки UO2 в одном твэле около 1565 г. Твэлы дистанционируются 15-ю ячеистыми решетками, закрепленными на центральном канале. Решетка представляет собой набор ячеек, приваренных друг к другу и заключенных в обод. На месте центральной ячейки установлена втулка для крепления решетки к центральной трубке. Высота ТВС с пучком регулирующих стержней составляет 4665 мм. ТВС содержит 317 твэлов, 12 направляющих каналов для стержней регулирования, один канал для датчика замера энерговыделения и полую центральную трубку. В центре шестигранной головки ТВС находится цилиндрическая втулка, в которой крепятся 12 направляющих каналов для поглощающих элементов и канал для датчика замера энерговыделений.
    В 109 ТВС имеются подвижные регулирующие стержни, представляющие собой пучок из 12 ПЭЛов (поглотительных элементов), имеющие пружинные подвески на специальной траверсе. Траверса имеет захватную головку для соединения со штангой исполнительного механизма СУЗ. ПЭЛ представляет собой трубку из нержавеющей стали 8,2х0,6 мм, заглушенную с обоих концов. Внутри трубки находится сердечник регулирующего стержня диаметром 7 мм, изготовленный из материала с большим сечением поглощения тепловых нейтронов - сплав алюминия и Eu2O3. Высота столба поглощающего материала 3740 мм.
    Регулирующие стержни предназначены для быстрого прекращения ядерной реакции в аварийных ситуациях, поддержания заданного уровня мощности, перехода с одного уровня на другой в автоматическом режиме и компенсации изменений реактивности перемещением поглотителя в активной зоне. Компенсация выгорания и медленных изменений реактивности производится варьированием концентрации борной кислоты в теплоносителе. В 42 периферийных ТВС установлены стержни с выгорающим поглотителем (СВП) (1 % по массе естественного бора циркониевой матрицы). Они предназначены для выравнивания поля энерговыделения и снижения размножающих свойств у периферийных ТВС, с обогащением топлива 4,4 % в начале кампании. Конструкционно пучок СВП и пучок пэлов выполнены идентично, но пучок СВП жестко закреплен в траверсе и не имеет пазов для соединения со штангой механизма СУЗ. Пучок СВП закреплен неподвижно в кассете вместо пучка пэлов. Высота столба выгорающего поглотителя в стержне 3500 мм.
    Общее количество ТВС в активной зоне ВВЭР-1000 151 шт., из них с регулирующими, стержнями 109 шт. Все ТВС устанавливаются в реактор, и извлекаются из него как вместе с регулирующими стержнями и пучками СВП, так и без них.[2]

Основные конструкционные характеристики активной зоны ВВЭР-1000

Крышка реактора ВВЭР     Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную.
    В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в диапазоне от 2.4 до 4.4 %.
    Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне, и в конечном итоге снижение мощности реактора.
 
Эквивалентный диаметр, мм 3 120
Высота, мм 3 550
Объём, м3 27
Отношение площади замедлителя к площади топлива в поперечном сечении активной зоны 2
Шаг между топливными сборками, мм 241
Рабочее давление, МПа 16
Температура теплоносителя, °С, на входе в реактор 288
Температура теплоносителя, °С, на выходе из реактора 322
Расход теплоносителя через реактор, кг/с 19 000
Загрузка ректора топливом, кг 75 000

Система управления и контроля.

    Регулирование мощности реакторов и аварийная защита (прекращение цепной реакции) осуществляются твердыми кассетами-поглотителями из бористой стали (ВВЭР-440) и поглотителями из карбида бора (ВВЭР-1000).
    На энергоблоке с реактором ВВЭР-440 к кассетам-поглотителям снизу присоединены топливные части, аналогичные по конструкции тепловыделяющим сборкам. На энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 регулирование производится кластерными пучками, т.е. стержни с поглотителем в количестве 12 штук вводятся непосредственно в тепловыделяющие сборки.
    Контроль за параметрами первого и второго контуров реакторных установок осуществляется с блочных щитов управления, на которых сосредоточены приборы, измеряющие температуру воды на выходе из тепловыделяющих сборок, температуру воды первого контура, температуру питательной воды второго контура, давление воды первого контура, давление насыщенного пара во втором контуре, расход воды в первом контуре, расход воды и пара во втором контуре, плотность нейтронного потока при подъеме мощности и в процессе работы реактора, электрические параметры генераторов и т.д. Для обобщения информации о работе технологического оборудования НВАЭС на энергоблоке с реактором ВВЭР-440 используются системы отображения технологической информации (СОТИ). Контроль и управление энергоблоком с реактором ВВЭР-1000 осуществляются с помощью вычислительной системы "Комплекс-Уран В" и автоматизированной системы АСУТ-500.[2]

Принципиальная тепловая схема атомной энергетической установки с реактором ВВЭР-1000.

Пульт управления     Реакторная установка с ВВЭР-1000 включает в себя главный циркуляционный контур, систему компенсации давления и пассивный узел системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). В состав главного циркуляционного контура входят реактор и четыре циркуляционных петли (для реактора ВВЭР-440 петель шесть), каждая из которых включает парогенератор, главный циркуляционный насос и главный циркуляционный трубопровод с условным диаметром 850 мм (Ду 850), соединяющий оборудование петли с реактором. К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды.
    Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора отводится теплоносителем, прокачиваемым через нее главными циркуляционными насосами. Из реактора "горячий" теплоноситель по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенераторы, где отдает тепло котловой воде второго контура и затем главными циркуляционными насосами возвращается в реактор. Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов сухой насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора.[1]
 
Схема работы АЭС с ВВЭР

Первый контур.

    Первый контур установки предназначен для отвода тепла, выделяющегося в реакторе, и передачи его во второй контур в парогенератор.
    В состав первого контура входят:
  • реактор;
  • парогенератор;
  • главный циркуляционный насос (ГЦН);
  • система компенсации давления;
  • система подпитки и очистки контура;
  • система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ);
  • газовые сдувки;
  • организованные протечки и дренаж спецводоочистки.

Cистема компенсации давления.

    Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор заполнен водой и паром.
    Компенсатор давления предназначен для работы в составе системы первого контура реактора и служит для создания поддержания давления в контуре при номинальных режимах работы установки и ограничений колебаний давления в переходных и аварийных режимах.
    Давление в компенсаторе создается и поддерживается с помощью регулируемого подогрева воды, осуществляемого электронагревателями. Для предотвращения повышения давления в контуре выше расчетного в переходных и аварийных режимах, сопровождающихся быстрым ростом давления, в компенсаторе предусмотрена система впрыска воды в паровое пространство из "холодных" ниток первого контура через разбрызгивающее устройство. При этом достигается быстрое снижение давления в контуре за счет конденсации пара в паровом пространстве.[1]

Система аварийного охлаждения зоны.

    Типовая система аварийного охлаждения активной зоны состоит из двух узлов: пассивного и активного.
    Пассивный узел предназначается для первоначального быстрого залива активной зоны водой с добавкой борной кислоты при разрыве трубопровода первого контура, который приводит к быстрому падению давления и обезвоживанию активной зоны. В него входят емкости САОЗ, соединенные трубопроводами с корпусом реактора. [2]
    Емкость системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) представляет собой сосуд высокого давления, расположенный вертикально. В рабочем состоянии емкость заполнена водой, содержащей борную кислоту (поглотитель нейтронов), и азотом.
    Емкость САОЗ предназначена для обеспечения экстренного залива активной зоны реактора необходимым количеством теплоносителя в первый момент аварийной ситуации, связанной с большой течью теплоносителя из первого контура. Давление в емкости САОЗ создается азотом.
    Система аварийного охлаждения зоны состоит из четырех независимых друг от друга емкостей, каждая из которых соединена трубопроводом с корпусом реактора. Подача теплоносителя от двух емкостей производится в пространство над активной зоной, а от двух емкостей – под активную зону реактора.
    Максимальная авария, на которую рассчитана система аварийного охлаждения зоны, - мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода.[1]
    Активный узел САОЗ состоит из двух независимых контуров: аварийного расхолаживания и аварийного впрыска бора.
    Контур аварийного расхолаживания реактора предназначен для расхолаживания реактора после отработки пассивного узла САОЗ. Кроме того, этот контур используется для планового расхолаживания реактора.
    Контур аварийного впрыска бора предназначен для создания и поддержания подкритичности активной зоны, а также подпитки при аварийном расхолаживании. А в его состав входят насосы аварийного впрыска бора, бак запаса концентрированного раствора бора, трубопроводы и арматура.[2]

Перезагрузка реактора.

    На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с ВВЭР перегрузка осуществляется при остановленных реакторах и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перегрузки: "сухая", когда ТВС, удаленные из реактора, перемещаются в зону в герметичном транспортном контейнере, и "мокрая", когда ТВС, удаленные из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой.
    Отличие их заключается в различных способах транспортировки отработавших ТВС от зоны реактора до зоны выдержки, а также в различном перегрузочном оборудовании: в "сухой" перегрузке используют реакторный кран; манипулятор зоны реактора; транспортный контейнер; контейнеропровод и манипулятор зоны выдержки, а в "мокрой" - только реакторный кран и манипулятор. Правда, здесь для мокрой перегрузки указан состав перегрузочного оборудования на вновь строящихся АЭС, на многих действующих АЭС единиц оборудования имеется больше.
    На ВВЭР-1000 зона выдержки размещена вблизи зоны реактора. ТВС, извлеченная манипулятором из активной зоны реактора, поступает под слоем воды к шлюзу, соединяющему зону реактора с бассейном выдержки, в котором сборка устанавливается в стеллажи. Затем манипулятор извлекает свежую сборку из стеллажей, расположенных рядом, и перемещает ее по тому же пути к активной зона реактора, но в обратном направлении.[2]
 
Градирни-охладители

На главную