Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР440 и ВВЭР1000

 

 

 

 

Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР440 и ВВЭР1000 имеет два контура.
     Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 - 4 циркуляционные петли.
     Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.
     В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель.

 

 

 

     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.
     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. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами, и как правило, жидким поглотителем.
     Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора.
     В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс).
     Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне, и в конечной итоге снижение мощности реактора.

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.

     Технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов, управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого контура, а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля, управления и защиты.
     Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора тепловой мощностью 3000 МВт отводится теплоносителем с температурой 322°C. Расход воды через реактор 15800 кг/с, а рабочее давление в первом контуре 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН возвращается в реактор.

Система компенсации давления теплоносителя — автономная система ядерного реактора, подключаемая к контуру теплоносителя с целью выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения.

     Система компенсации давления в установках с реакторами ВВЭР включает:

паровой компенсатор давления;

барбатер;

импульсно-предохранительные устройства;

трубопроводы и арматуру.

     Давление в компенсаторе создается паровой "подушкой" за счет кипения теплоносителя, нагреваемого электронагревателями, размещенными под свободным уровнем. В переходных режимах при колебаниях средней температуры теплоносителя, связанных с изменением нагрузки или нарушениями в работе оборудования реакторной установки, в первом контуре меняется давление. При этом часть теплоносителя перетекает в контур или из контура в компенсатор давления по соединительным трубопроводам.
     Ограничение отклонения давления от номинального значения достигается сжатием или расширением паровой "подушки" в верхней части компенсатора. При значительном росте давления открывают регулирующий клапан и подают воду по трубопроводу из "холодной" части контура в сопла, расположенные в верхней части компенсатора. В зависимости от параметров переходного процесса (величины и скорости изменения давления) регулирующий клапан увеличивает подачу "холодной" воды, прекращая или замедляя рост давления в первом контуре. При дальнейшем росте давления (из-за отказа системы или ее недостаточной эффективности) защита реактора от превышения давления обеспечивается срабатыванием импульсно-предохранительных устройств, из которых пар отводится в бак-барботер и конденсируется.

Система очистки теплоносителя - "совокупность устройств ядерного реактора, предназначенная для поддержания водного режима, дегазации и очистки теплоносителя в целях ограничения наращивания активности долгоживущих изотопов, примесей, исключения возможности образования пробок от окислов и других химических соединений, возникающих и переносимых в теплоносителе, и предотвращения ухудшения теплосъема и теплопередачи". Несмотря на применение в первом контуре коррозионно-стойких аустенитных сталей и циркониевых сплавов, в теплоноситель переходят Продукты коррозии, которую удается регулировать соответствующим подбором водно-химического режима. Применение борного регулирования интенсифицирует процесс коррозии. Источником примесей в первом контуре является также вода первичного заполнения и подпиточная вода, содержащие определенное количество солей, а также случайные загрязнения, попадающие в контур в процессе монтажа и ремонта.

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.
     Управление энергоблоками АЭС предусматривает централизованный контроль и дистанционное управление основными технологическими процессами, автоматическое регулирование, осуществляемое по принципу автономных регуляторов, местный контроль и управление вспомогательными системами.
     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 АЭС на энергоблоках № 3 и 4 используются системы отображения технологической информации (СОТИ). Контроль и управление энергоблоком № 5 осуществляются с помощью вычислительной системы "Комплекс-Уран В" и автоматизированной системы АСУТ-500.

Система аварийного охлаждения активной зоны

     Система аварийного охлаждения активной зоны предназначается для обеспечения безопасного снятия остаточных тепловыделений с реактора при авариях, связанных с разрывом трубопроводов первого и второго контуров установки.
     Основными критериями обеспечения аварийного расхолаживания являются:

исключение плавления оболочек твэлов при разрывах трубопроводов первого контура, включая мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода;

создание и поддержание подкритичности активной зоны реактора;

обеспечение послеаварийного расхолаживания реактора.

     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. Одна половина из них сообщается с выходом активной зоны, другая-с входом в активную зону. На каждом трубопроводе от емкости к реактору устанавливаются две нормально открытые быстрозапорные задвижки, исключающие попадание азота из емкости в реактор при срабатывании системы, и два обратных клапана, отсекающих емкости САОЗ от реактора в процессе нормальной эксплуатации.
     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 по схеме:
     реактор ® теплообменник расхолаживания ® насос ® реактор.
     Контур аварийного расхолаживания включает насосы и теплообменники аварийного расхолаживания, трубопроводы и арматуру. Всас насосов соответствующей перекладкой арматуры может подключаться к трем точкам: к баку аварийного запаса раствора бора, к приямку реакторного помещения и к "горячему" трубопроводу неотключаемой от реактора части контура. В аварийном режиме контур осуществляет подачу воды в реактор над и под активную зону из бака аварийного запаса раствора бора, а после опустошения бака переходит на работу по схеме:
     реактор ® приямок реакторного помещения ® теплообменник расхолаживания ® насос ® реактор.
     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.

 

Система очистки теплоносителя - "совокупность устройств ядерного реактора, предназначенная для поддержания водного режима, дегазации и очистки теплоносителя в целях ограничения наращивания активности долгоживущих изотопов, примесей, исключения возможности образования пробок от окислов и других химических соединений, возникающих и переносимых в теплоносителе, и предотвращения ухудшения теплосъема и теплопередачи". Несмотря на применение в первом контуре коррозионно-стойких аустенитных сталей и циркониевых сплавов, в теплоноситель переходят Продукты коррозии, которую удается регулировать соответствующим подбором водно-химического режима. Применение борного регулирования интенсифицирует процесс коррозии. Источником примесей в первом контуре является также вода первичного заполнения и подпиточная вода, содержащие определенное количество солей, а также случайные загрязнения, попадающие в контур в процессе монтажа и ремонта.
     Система очистки, как правило, включает: циркуляционный бессальниковый центробежный насос производительностью 10-14 кг/с и напором 1,2-1,5 МПа, теплообменник-холодильник ионообменных фильтров, катионитовый и анионитовый фильтры, трубопроводы и арматуру. Вода отбирается на очистку с напора и циркуляционным насосом системы подается в теплообменник, обеспечивающий нормальную работу фильтров. Охлажденная вода поступает последовательно на катионитовый, а затем на анионитовый фильтры и возвращается в реактор.

Внутренняя шахта реактора ВВЭР-1000

     Конструкционно шахта представляет собой вертикальный цилиндр с перфорированным эллиптическим днищем, в котором закреплены опорные конструкции для ТВС. Своим верхним фланцем шахта устанавливается обычно на внутреннюю проточку, выполненною в верхней части корпуса реактора. При двухъярусном расположении входных и выходных патрубков на корпусе реактора, принятом в конструкции ВВЭР в нашей стране, на внутренней поверхности корпуса реактора предусматривается разделитель потока.
     При закреплении шахты необходимо обеспечить равномерный кольцевой зазор между шахтой и кольцом разделителя потока. Этот зазор рассчитывается из условия обеспечения плотной посадки шахты, по периметру разделителя потока при разогретом реакторе, что гарантирует минимальные холостые протечки теплоносителя.
     Конструкцией шахты и реактора предусматриваются меры по исключению вибраций и перемещений шахты в потоке теплоносителя, а также в случае возникновения аварийных ситуаций. От вертикальных перемещений и вибраций шахта обычно удерживается через упругие элементы крышкой реактора, от вибрации в радиальном направлении закрепление шахты обычно производится в нескольких местах по высоте реактора. В верхней и нижней частях шахта фиксируется шпонками, установленными на корпусе реактора, в средней части-плотной посадкой по окружности разделителя потока или специальными технологическими выступами.
     Для стабилизации потока теплоносителя и уменьшения факторов вибрационного возмущения верхняя цилиндрическая часть шахты перед выходными патрубками перфорирована большим количеством отверстий определенного диаметра. Напротив входных патрубков САОЗ шахты выполняются окна, через которые холодая вода, подаваемая в реактор при срабатывании САОЗ, проходит в верхнюю напорную камеру реактора.
     Нижняя часть внутрикорпусной шахты обычно повторяет форму днища реактора, т. е. выполняется эллиптической, тем самым увеличивается эффективность использования внутриреакторного объема и упрощается конструкция реактора в целом. Организованный профиль зазора между днищем шахты и внутренней поверхностью корпуса реактора, а также степень перфорации днища шахты должны свести к минимуму пульсации и неравномерности скоростей потока теплоносителя перед входом в активную зону. На перфорированном эллиптическом днище шахты закрепляются опорные конструкции для установки и дистанционирования тепловыделяющих сборок активной зоны. Опорные элементы конструируются в зависимости от формы хвостовика тепловыделяющей сборки. Например, в отечественном серийном реакторе большой мощности ВВЭР-1000 они выполняются в виде перфорированных труб, верхняя часть которых сделана в форме шестигранных призм и центральных круглых отверстий, где устанавливаются хвостовики ТВС. На торце каждого опорного элемента выфрезеровываются пазы для ориентации тепловыделяющих сборок с помощью фиксирующего штыря на них в плане. Перфорация опорных труб осуществляется в виде узких щелей шириной около3 мм для стабилизации потока теплоносителя, а также фильтрации<его от твердых частиц и защиты твэлов от механических повреждений. Хвостовики опорных элементов закрепляются неподвижно в эллиптическом днище шахты.
     В конструкции внутрикорпусных шахт предусматривается опорный пояс, служащий опорой для выгородки. Опорный пояс с элементами крепления и ориентации выгородки располагается обычно в нижней части шахты. На верхнем фланце шахты выполняются отверстия с резьбой, равномерно по окружности, для подрыва "транспортировки ее, а также для закрепления упругих элементов. С помощью защитного контейнера шахта может быть выгружена из реактора для проведения профилактического осмотра и при необходимости для ремонта в специальной шахте ревизии.
     Выгородка активной зоны предназначена для уменьшения неравномерности энерговыделения периферийных твэлов активной зоны путем поглощения избыточного энерговыделения; она также уменьшает холостые протечки теплоносителя мимо активной зоны и является элементом нейтронной защиты корпуса реактора.
     Конструкционно выгородка представляет собой обечайку, состоящую из нескольких граненых колец, количество которых определяется технологическими возможностями изготовления. Обычно граненые кольца скрепляются между собой трубами, которые используются при эксплуатации реактора под загрузку комплектов образцов-свидетелей корпусной стали, установке ионизационных камер и датчиков системы контроля перегрузки активной зоны реактора. Внутренняя конфигурация выгородки должна обеспечивать дистанционирование периферийных ТВС активной зоны. В граненых поясах выгородки предусматриваются сквозные отверстия по высоте, предназначенные для охлаждения конструкционного материала; как уже отмечалось, выгородка устанавливается и фиксируется на опорном поясе шахты реактора. Выгрузка выгородки из реактора для профилактического осмотра и ремонта производится совместно с внутрикорпусной шахтой реактора.

Корпус реактора ВВЭР1000

     Корпус - часть ядерного реактора, предназначенная для размещения в ней активной зоны, отражателей нейтронов и внутрикорпусных устройств и для организации отвода тепла. Корпус имеет патрубки для отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.

     Корпус реактора типа ВВЭР представляет собой сложную конструкцию цилиндрической формы, изготовляемую из цельнокованых обечаек без продольных сварных швов, что повышает надежность эксплуатации. Нижняя часть корпуса, где расположена активная зона, как правило, выполняется в виде целой цилиндрической оболочки с эллиптическим днищем без каких-либо врезок и отверстий. Входные и выходные патрубки для подсоединения главных циркуляционных трубопроводов теплоносителя, а также другие коммуникации располагаются выше верхней части активной зоны не менее чем на 1000 мм.
     При конструировании и изготовлении корпусов ВВЭР ставится задача обеспечения многолетней - (до 30 лет) надежной эксплуатации реактора при различных режимах. Корпус реактора работает в очень жестких условиях: высокие давление и температура теплоносителя, мощные потоки радиоактивного излучения, значительные скорости теплоносителя, который даже при высокой степени чистоты является коррозионно-агрессивной средой. В процессе эксплуатации металл корпуса подвергается периодическим нагрузкам, связанным с колебанием давления и температуры при установившихся и переходных режимах и с понижением давления до атмосферного и температуры до 60 °С при плановых и аварийных остановках. Потоки ядерного излучения, циклические нагрузки и длительное воздействие высокой температуры вызывают постепенное изменение свойств материала. Профилактический осмотры ремонт элементов корпуса ограничены, вследствие их. больше наведенной радиоактивности. Для работы в таких условиях предпочтительными материалами являются перлитные низколегированные стали типа 15Х2МФА и 22К. Помимо высоких механических и пластических свойств вышеперечисленные стали технологична при сварке и изготовлении поковок массой до 200000 кг и толщиной до 600 мм. Внутренняя поверхность корпуса обычно покрывается атикоррозионной наплавкой, что значительно уменьшает выход продуктов коррозии в воду реактора. Изготовление корпусов ВВЭР, работающих при высоких давлениях (до 16 МПа) и температуре (до 340 °С) теплоносителя, целиком из нержавеющих сталей невозможно вследствие нетехнологичности и низкой прочности их.
     В РФ принято заводское изготовление корпусов водо-водяных энергетических реакторов и их перевозка по железным дорогам. В связи с этим максимальные габариты корпуса серийного реактора большой мощности ВВЭР-1000: высота 10880, наружный диаметр по фланцу 4570 мм, укладываются с необходимыми зазорами для перевозки по железным дорогам РФ. Корпус ВВЭР-1000 имеет два ряда патрубков диаметром 850 мм по четыре патрубка в ряду, для подключения четырех циркуляционных петель главного циркуляционного контура.
     Применение корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным расположением, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой, что частично исключает появление "горячих" пятен в зоне концентраций напряжений у патрубков корпуса.
     Однорядное расположение патрубков на корпусах ВВЭР в свою очередь значительно упрощает технологию и время изготовления корпуса. С увеличением единичной мощности ВВЭР и расширением строящихся АЭС реакторы с однорядным расположением патрубков будут предпочтительнее, так как определяющим фактором будет время изготовления, а не габариты.
     Уплотнение главного разъема и крепление крышки к корпусу осуществляются с помощью шпилек, при этом обеспечивается прочное прилегание торца фланца корпуса к торцу фланца крышки. Уплотнение главного разъема ВВЭР-1000 осуществляется двумя прокладками, установленными в канавки на торцевой поверхности фланца крышки. Прокладки изготовлены из труб диаметром 35х5, наружная поверхность которых покрыта никелем.

 

Блок защитных труб

 

 

     Блок защитных труб (БЗТ) предназначен для фиксации головок ТВС ядерного реактора, удержания от всплытия внутрикорпусных устройств и ТВС активной зоны, защиты рабочих органов, СУЗ от воздействия потока теплоносителя.
     Конструкционно БЗТ состоит из:

нижней перфорированной плиты, имеющей устройства для фиксации головок ТВС-ловители ТВС и в которой закрепляются нижние концы защитных труб и каналов внутриреакторного контроля;

из верхней плиты, в которой крепятся верхние концы защитных труб и узлы вывода;

каналов внутриреакторного контроля;

защитных труб-основной детали БЗТ, они защищают рабочие органы СУЗ и основную часть каналов внутриреакторного контроля от прямого воздействия теплоносителя;

ерфорированной обечайки, предназначенной для улучшения условий выравнивания потока теплоносителя перед выходными патрубками реактора, а также для соединения верхней и нижней плит.

      Количество и диаметр защитных труб в основном определяются конструкцией привода СУЗ и ТВС, а также эффективностью рабочих органов СУЗ. В настоящее время на реакторах типа ВВЭР наблюдается тенденция уменьшения количества приводов СУЗ и увеличения количества пэлов в регулирующем стержне, что снижает удельную затрату металла на единицу вырабатываемой энергии и упрощает подготовку реактора к перегрузке топлива.
     В защитных трубах СУЗ устанавливаются направляющие каркасы, в которых перемещаются на значение рабочего хода органы регулирования. В конструкции направляющего каркаса предусматривается канал для установки чехла под термопару системы контроля температуры на выходе из активной зоны реактора. В защитных трубах меньшего диаметра, количество которых определяется разводкой внутриреакторного контроля, размещаются направляющие каналы сборок нейтронного измерения и чехлы под термопары. В конструкции БЗТ предусматривается также установка каналов нейтронного измерения и чехлов термопар в защитные направляющие каналы, приваренные на наружной поверхности перфорированной обечайки блока защитных труб. При количестве приводов СУЗ, соизмеримом с количеством ТВС в реакторе, внутри защитных труб устанавливаются каналы под сборки нейтронного измерения и термопары, которые одновременно служат направляющими элементами для регулирующего стержня СУЗ.
     Для удобства монтажа чехлы внутриреакторного контроля над верхней плитой блока защитных труб группируются в несколько пучков, которые объединяют четыре-пять чехлов. Эти пучки обычно закрепляются и дистанционируются на верхней решетке БЗТ при помощи опорных конструкций.
     Перфорация нижней плиты рассчитывается так, чтобы была возможность обеспечить скорость теплоносителя, равную скорости на выходе из тепловыделяющих сборок. В верхней решетке БЗТ предусматриваются отверстия для организации охлаждения крышки реактора и узлов уплотнения главного разъема. К верхней плите БЗТ приваривается обечайка с опорным фланцем, с помощью которого ориентируют в плане и фиксируют БЗТ в верхней части шахты от вибрации и смещения. Нижней частью БЗТ устанавливается на подпружинные штыри головок тепловыделяющих сборок, сверху он поджимается фланцем крышки верхнего блока при затяжке уплотнения главного разъема реактора.

Верхний блок реактора

      Верхний блок реактора-устройство, предназначенное для уплотнения корпуса, размещения приводов системы управления и защиты (СУЗ) и организации перемещения аппаратуры внутриреакторного контроля. В состав верхнего блока входят крышка реактора с патрубками, металлоконструкции и приводы СУЗ. Толщина крышки зависит от внутреннего давления в реакторе. На крышках монтируются чехлы для размещения приводов системы управления и защиты реактора, патрубки для вывода датчиков температурного контроля и энерговыделения. Во фланцах крышек выполняются отверстия под шпильки главного разъема. Уплотнение главного разъема должно обеспечивать надежное герметичное соединение крышки с корпусом реактора и технологичность монтажа и демонтажа верхнего блока при перегрузках реактора. Элементы электрооборудования верхнего блока (приводы СУЗ, штепсельные разъемы датчиков внутриреакторного контроля), как правило, охлаждаются воздухом с помощью системы принудительной вентиляции. Систему вентиляции верхнего блока организуют вытяжного типа. вокруг каждого привода.

Компоновка АЭС с реактором ВВЭР-1000

     Реакторное отделение представляет собой цилиндрическую бетонную оболочку со сферическим куполом. Все циркуляционные петли одинаковы по длинам, одинаковы по гидравлическому сопротивлению. Циркуляционные петли расположены попарно по обе стороны реактора, в боксах. Между боксами с одной стороны расположены бассейн выдержки и перегрузки, шахта ревизии оборудования реактора, транспортный проем, с противоположной стороны-оборудование системы компенсации давления. Емкости системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) замкнуты попарно на "горячую" и "холодную" нитки трубопровода первого контура.
     Реактор установлен на опоре, его корпус расположен в бетонной шахте; которая является и биологической защитной, и несущей конструкцией. Для сухой защиты используется серпентинитовый бетон. Между корпусом реактора и шахтой имеется кольцевой зазор, предназначенный для периодического контроля металла корпуса в связи с требованиями правил. Верхняя часть шахты снабжена гидрозатвором и соединяется с бассейном выдержки. При перегрузке верхний объем шахты вместе с бассейном заливается водой. Нижний объем соединяется проемом, снабженным герметичной дверью, с помещением для машины осмотра корпуса.
     Электрическая часть ГЦН находится вне боксов, недоступных во время работы установки, это дает возможность контролировать работу насосов.
     Помещение системы компенсации давления имеет защитное ограждение от боксов ПГ. Основное оборудование реакторной установки транспортируется мостовым краном. Заглубление аппаратного отделения составляет 3,5 м.
     Основные пути дальнейшего повышения технического уровня АЭС:

повышение параметров и слабый перегрев пара, переход на вертикальные парогенераторы;

повышение тепловой мощности реакторной установки;

улучшение маневренных характеристик АЭС;

дальнейшее сокращение объемных показателей реакторного отделения, спецкорпуса; совершенствование конструкций, снижение материалоемкости, снижение трудозатрат;

применение двойной герметично-защитной оболочки полного давления с промежуточным объемом для организации контроля и отсоса радиоактивных продуктов;

разработка вопросов централизованного хранения радиоактивных отходов и хранения отработанного топлива.

Активная зона

     Активная зона-часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, обеспечивающая заданную мощность и условия для инициирования и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер.

 

     Активная зона реактора набирается из ТВС определенной формы в соответствии с картограммой загрузки реактора. ТВС устанавливаются в опорные ячейки днища шахты своими хвостовиками.
     Установленные в реактор ТВС сверху прижимаются блоком защитных труб. Конструкция подпружиненных элементов головки ТВС обеспечивает зажатие ТВС в реакторе, выход из строя какой-либо пружины не повлияет существенно на усилие зажатия.
     В регулирующих ТВС активной зоны и защитных трубах БЗТ перемещаются поглощающие стержни, обычно выполняемые в виде пучка поглотительных элементов.
     Кроме СУЗ реактора, основанной на механическом принципе, воздействие на реактивность осуществляется также химическим способом; обычно системой борного регулирования осуществляется компенсация медленных изменений реактивности. Предусматривается непрерывный автоматический контроль концентрации борной кислоты в теплоносителе реактора и других системах первого контура.
     В аварийных режимах разрыва главных трубопроводов подача борной кислоты в реактор осуществляется с помощью системы аварийного охлаждения зоны, которая обеспечивает аварийный:

залив активной зоны из емкостей, содержащих водный раствор борной кислоты под давлением,

аварийный впрыск кислоты высоконапорными насосами и подачу борного раствора низконапорными насосами.

     Срабатывание сигнализации, аварийной защиты и блокировок происходит при отклонении контролируемых параметров от допустимого значения. Как правило, в реакторе предусматривается контроль следующих параметров:

температуры теплоносителя на выходе из ТВС;

давления теплоносителя наг выходе из активной зоны;

перепада давления на активной зоне;

концентрации борной кислоты в теплоносителе;

уровня теплоносителя в реакторе;

температуры корпуса реактора;

плотности главного разъема реактора

приводов СУЗ, датчиков термоконтроля и энерговыделения на крышке реактора;

плотности нейтронного потока.

     Модернизация активных зон ВВЭР в основном происходит по пути усовершенствования ТВС и улучшения гидродинамических характеристик внутрикорпусных устройств, а также улучшения использования топлива.

ТВС реактора ВВЭР-1000

 

 

 

     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 решетками сотового (ячеистого) типа, 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. Крепление твэла осуществляется шплинтовкой в нижней решетке. Сама решетка закрепляется в хвостовике ТВС. Осевые усилия в основном воспринимаются шестигранным перфорированным чехлом толщиной 1,5 и размером "под ключ" 238 мм. 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. Втулка соединяется с шестью углами головки ТВС ребрами, в которых располагаются подпружинные штыри, служащие для зажатия сборки в реакторе, компенсации температурных расширений и технологических допусков. По граням головки расположены окна для выхода теплоносителя из ТВС.

    В 109 ТВС имеются подвижные регулирующие стержни, представляющие собой пучок из 12 пэлов, 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 алюминиевый + 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.
     ТВС располагаются в днище шахты, служащей для крепления и правильного размещения нижней части ТВС. Ориентация ТВС в планет однозначна и определяется посадкой в паз днища пальца на хвостовике сборки. Сверху головки ТВС прижимается решеткой блока защитных труб, в которых имеются дистанционирующие элементы, определяющие правильное положение, рабочих ТВС. Дистанционирование 42 периферийных (нерегулируемых) ТВС производится глухими втулками, закрепленными на нижней плите блока. Общее количество ТВС в активной зоне ВВЭР-1000 НВАЭС 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.
     Головка, хвостовик, опорные и дистанционирующие решетки ТВС изготовлены из нержавеющей стали, а шестигранные чехлы и направляющие каналы выполнены из циркониевого сплава.

 

     Общей тенденцией в разработке ВВЭР является повышение и в то же время оптимизация единичной мощности, увеличение КПД, повышение надежности отдельных узлов и безопасности эксплуатации, а также введение стандартизации и унификации основных узлов и механизмов, что является выгодным и целесообразным не только при изготовлении оборудования на машиностроительных заводах, но и при эксплуатации, производстве ремонтных работ, изготовлении запасных частей. Кроме того, стандартизация и унификация узлов и основных механизмов приводят к повышению качества оборудования.
     Со времени пуска в эксплуатацию АЭС с ВВЭР как у нас в стране, так и за рубежом конструкции ТВС претерпели значительные изменения. На первоначальном этапе проектирования и эксплуатации ТВС были с защитной оболочкой, т. е. чехловые (типа ВВЭР-440), затем появились сборки с перфорированным чехлом. В настоящее время на всех проектируемых и строящихся АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 преимущество отдано бесчехловым ТВС.
     Бесчехловые ТВС позволяют решить следующие вопросы:

улучшить перемешивание теплоносителя в активной зоне;

уменьшить зазор между соседними ТВС, что позволяет разместить в одном и том же объеме корпуса большее количество ТВС, тем самым увеличить мощность реактора;

снизить неравномерность энерговыделения за счет плотной упаковки твэлов;

меньшить гидравлическое сопротивление ТВС;

повысить надежность охлаждения в аварийных режимах, связанных с течью теплоносителя за счет поперечной растечки воды из системы аварийного охлаждения;

увеличить количество регулируемых стержней на одну ТВС с целью повышения прочностных свойств силового каркаса сборки и снижения количества приводов СУЗ;

снизить количество дорогостоящего материала (циркония), применяемого в ТВС.

     Твэлы в ТВС закреплены в строго определенных местах с помощью дистанционирующих и крепежных элементов. Твэлы в шестигранной ТВС обычно расположены по треугольной разбивке. Дистанционирование стержневых твэлов осуществляется решетками различного типа.
     Опорой для пучка твэлов и направляющих каналов служит нижняя решетка, представляющая собой сильно перфорированную плиту с круглыми отверстиями, расположенными согласно разбивке твэлов, к отверстиями, обычно произвольной формы, для прохода теплоносителя. Круглые отверстия служат для крепления концевиков твэлов.
     Нижняя решетка через систему подкрепляющих ребер соединяется с хвостовиком ТВС. Нижняя часть хвостовика ТВС обычно имеет форму цилиндра. ТВС устанавливается в ячейку днища шахты цилиндрической частью хвостовика.
     Головка бесчехловых ТВС состоит из неподвижной части, которая приваривается к каркасу направляющих труб, и подвижной. Между неподвижной и подвижной частями устанавливаются пружины, обычно фиксируемые направляющими трубами для зажатия сборки в реакторе, компенсации температурных расширений узлов ТВС и технологических допусков изготовления ТВС. В конструкции головки ТВС предусматривается подпружднный шток для частичного демпфирования падения пучка регулирующих стержней при срабатывании аварийной защиты.
     Для аварийной остановки реактора, автоматического поддержания мощности на определенном уровне и перевода с одного уровня мощности на другой, компенсации быстрых изменений реактивности, выравнивания поля энерговыделений применяются, регулирующие стержни - пэлы.
     Пучок пэлов обычно собирается из 15-20 стержней, увеличение количества стержней в одной ТВС приводит к уменьшению приводов СУЗ. Твэлы крепятся на пружинных подвесках общей траверсы регулирующих стержней. Оболочка поглощающего элемента, как правило, изготовляется из нержавеющей стали. Поглощающий материал, обычно карбид бора (В₄С), заполняет оболочку, которая глушится концевыми деталями.
     Надежность и безопасность ТВС при эксплуатации, в частности бесчехловых, обеспечивается конструкционными мерами:

твэлы в сборке закреплены так, что имеют возможность свободного температурного роста;

твэлы жестко крепятся в нижней опорной решетке для исключения осевого перемещения;

дистанционирующие решетки расположенные через 225-250 мм по высоте пучка, препятствуют возникновению вибрации твэлов и их соприкосновению;

контроль плотности нейтронного потока в активной зоне осуществляется датчиками замера энерговыделения, размещенными в центральном канале ТВС;

ТВС надежно зажаты в реакторе за счет размещения в головке достаточного количества (до 18) пружин.

Выход из строя одной-двух пружин существенно не повлияет на усилия зажатия-сборки.

 

Оборудование для перегрузки реактора

     Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять в определенной последовательности операции с топливом. К ним относятся: подготовка топлива к перегрузке, перегрузка топлива и установка его в зоне выдержки для уменьшения радиационной и тепловой активности.
     Обычно под термином "перегрузка топлива" подразумевается загрузка в активную зону реактора свежего топлива и удаление отработанного, а также. перестановка тепловыделяющих сборок внутри активной зоны. Все оборудование, при помощи которого проводится перегрузка топлива, подразделяется на оборудование для установки свежего топлива в реактор и удаления отработанного и оборудование для подготовки выполнения этих операций. При помощи последнего проводится установка свежего топлива в перегрузочную машину, подготовка загрузочных патрубков, приведение их в нормальное рабочее состояние и т. д.
     Перегрузочное оборудование работает в тяжелых условиях, подвергаясь воздействию нейтронного и g-излучений, а также коррозионной среды. В то же время перегрузочное оборудование должно быть достаточно надежным, так как выход его из строя во время перегрузки может привести либо к аварии, либо к длительному простою 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.

     Перегрузочная машина предназначается для перемещения ТВС ядерного реактора под слоем воды с выполнением следующих операций:

выгрузка отработавших ТВС из реактора, транспортировка и установка их в ячейки стеллажа бассейна выдержки;

выгрузка свежих ТВС из герметичных пеналов в стеллажах бассейна выдержки;

транспортировка свежих ТВС из бассейна выдержки и установка их в реактор;

ерестановка ТВС внутри реактора;

ыгрузка ТВС из реактора, транспортировка и установка их в пеналы контроля герметичности оболочек (КГО);

установка-извлечение пробок в пеналах КГО и герметичных пеналах;

перегрузка проверенных ТВС из пеналов КГО в реактор или бассейн выдержки в зависимости от результатов контроля;

зачистка посадочных гнезд под ТВС с помощью специального устройства;

осмотр зоны реактора, посадочных гнезд под ТВС в днище корзины и наблюдение за проведением операций по сцеплению-расцеплению рабочей штанги с транспортируемыми элементами с помощью телевизионных камер.

     Перегрузочная машина состоит из напольного моста с установленной на нем передвижной тележкой с рабочей штангой и другими механизмами. Управление машиной производится дистанционно с пульта управления или с пульта местного управления вручную, установленного на мосту в кабине.
      Контроль наведения перегрузочной машины на заданную координату аппарата или бассейна выдержки выполняется по шкалам сельсинов индикаторов, сигналы на которые подают сельсины-датчики сельсинных блоков места и тележки. Визуальный контроль наведения осуществляется также по индикатору наведения, установленному в кабине управления. Контроль за работой машины над реактором или бассейном выдержки ведется по видеоконтрольному устройству телевизионной системы, также расположенному в кабине. Кабина машины снабжена принудительной циркуляцией и рассчитана на работу двух человек - оператора и физика.

Работа перегрузочной машины.

За счет перемещения моста и тележки оператор с пульта управления наводит ось рабочей штанги на заданную координату. С помощью механизма перемещения рабочей штанги, установленного на тележке, производится опускание штанги до тех пор, пока захват не состыкуется с выбранной кассетой для перегрузки.
     Захватывание кассеты осуществляется поворотом внутренней секция рабочей штанги на угол 90° по часовой стрелке механизмом поворота. Подъемам рабочей штанги захваченная ТВС извлекается из реактора и транспортируется в бассейн выдержки. Опусканием рабочей штанги ТВС устанавливается в ячейку стеллажа (чехла, гермопенала) бассейна выдержки. Поворотом внутренних секций на угол 90° против часовой стрелки с помощью механизма поворота осуществляется расцепление захвата с ТВС. Подъемом перегрузочной штанги захват выводится из зацепления с ТВС. Аналогично производится работа со всеми перегружаемыми элементами.
     Рабочая штанга перегрузочной машины предназначена для захвата, переноса и установки элементов ядерного реактора под слоем воды.
     Штанга расположена в направляющей трубе с бронзовыми вкладышами, которая крепится на тележке. На направляющей трубе расположено приводное зубчатое колесо с реечным приводом подъема, сцепляемое с рейкой, закрепленной на реечной секции. Приводное зубчатое колесо предназначено для подъема, опускания и дожатия перегружаемого элемента.
     Штанга выполнена телескопической и состоит из следующих узлов и механизмов:

трех подвижных секций-наружной (реечной), средней, внутренней (первой) секций, причем первая секция снабжена захватной головкой;

троссового привода подъема, соединенного тросом с внутренней секцией для перемещения первой секции относительно средней и реечной, соединенных в один узел, либо первой и средней относительно, реечной;

тросового привода подъема (опускания) кластера, соединенного тросом с захватом) кластера, для перемещения кластера относительно первой секции;

секции поворота, на которую насажена рама с зубчатым венцом для зацепления перегружаемого элемента вращением относительно реечной, первой и средней секции;

секции поворота расположены между реечной и средней секциями и опираются через подшипниковые узлы на;

реечную секцию;

подшипниковые узлы позволяют вращаться секции поворота вокруг своей оси со, средней и первой секцией, расположенными в секции поворота.

      Для контроля угла поворота на штанге предусмотрены кинематический редуктор и командоаппарат с сельсинами-датчиками. Кинематический редуктор соединяется с секцией поворота через, зубчатую передачу. Привод, поворота, кинематический редуктор и командоаппарат крепятся на, кронштейнах, прикрепленных к платформе. Платформа крепится на реечной секции, причем положение платформы г на, реечной секции фиксируется штырем, входящим в, паз основания платформы. Платформа является несущей конструкцией всей штанги и подвешивается на тележке перегрузочной машины на тросах за кронштейны. На раме с зубчатым венцом расположен механизм фиксации, предназначенный для фиксации средней, секции в крайнем верхнем и крайнем нижнем положениях относительно секции поворота. Первая секция рабочей штанги является одним из основных органов рабочей штанги и состоит из фиксирующей трубы, направляющей трубы и захватной головки.
      При нормальной эксплуатации подъем секции осуществляется за рабочий трос, а в случае обрыва рабочего троса нагрузка воспринимается аварийным тросом.
     Для уменьшения динамических нагрузок, возникающих при обрыве рабочего троса, и передачи их на аварийный трос предусмотрена пружина, которая предварительно поджимается. Захватная головка крепится болтами к первой секции и состоит из: стержня, фиксирующей втулки, поджимаемой пружинами, ограничителя угла поворота, запрессованного в стержень.
     Зацепление рабочих элементов осуществляется головкой захвата за счет опускания и поворота захвата со штангой при неподвижном рабочем элементе на угол 90° по часовой стрелке, расцепление производится поворотом на этот же угол в другую сторону.