Реактор ВВЭР-1000. Общие сведения

Реакторная установка В-320 с реактором ВВЭР-1000 является составной частью энергоблока АЭС и совместно с турбогенератором используется для производства электроэнергии в базовом режиме. Назначение реакторной установки - выработка сухого насыщенного пара для турбогенераторной установки, где тепловая энергия пара преобразуется в электрическую энергию. Реакторная установка В-320 оснащена модернизированным серийным ядерным реактором ВВЭР-1000 корпусного типа с водой под давлением тепловой мощностью 3000 МВт.

Энергетический реактор ВВЭР-1000 предназначен для:

1. создания в активной зоне реактора контролируемой и управляемой цепной ядерной реакции;

2. превращения части энергии деления ядер (всех видов) в топливе в тепловую энергию и передачи ее теплоносителю I контура;

3. поддержания контролируемой и управляемой цепной ядерной реакции на уровнях мощности, обеспечивающих выделение тепловой мощности в реакторе от 0 до 3000 МВт;

4. обеспечения работы РУ в составе энергоблока АЭС в базовом режиме на 100% уровне мощности в течение 7000 час за одну кампанию.

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем , внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования и защиты реактора и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крепление крышки к корпусу осуществляется шпильками.

В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя (по два патрубка на петлю), расположенные в два ряда, а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации первого контура. Применение в конструкции реактора ВВЭР-1000 корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой.

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется по четырем замкнутым петлям 1 контура за счет работы главных циркуляционных насосов (ГЦН). Вода 1 контура, охлажденная в парогенераторах, поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

В режиме принудительной циркуляции (работают ГЦН) теплоноситель первого контура поступает в реактор (см. рис. 2.6) от ГЦН через входные патрубки (поз.10).

Далее теплоноситель проходит вниз по кольцевому зазору (поз. 6) между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной части конструкции шахты 1 попадает через щели в опорных стаканах (поз. 2) в ТВС и поднимается вверх (поз. 4, 7и 8) по тепловыделяющим сборкам.

Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты (поз. 13, 16) отводится по выходным патрубкам из реактора в парогенераторы (поз. 14).

Рис. 2.5. Общий вид реактора ВВЭР-1000

1 – в отверстия эллиптического днища шахты; 2 – вход в опорные стаканы; 3 – в каналы выгородки; 4 – в направляющие трубы каналов ПЭЛ; 5 – между выгородкой и шахтой; 6 – в опускной кольцевой зазор; 7 – в центральную трубку ТВС; 8 – охлаждение твэл; 9 – в зазор между БЗТ и шахтой; 10 – вход в реактор; 11 – через отверстия опорной плиты БЗТ; 12 – от входных к выходным патрубкам; 13 – через перфорацию обечайки БЗТ; 14 – выход из реактора; 15 – через перфорацию шахты; 16 – выход из под крышки; 17 – через среднюю плиту БЗТ под крышку; 18 – через верхнюю плиту БЗТ под крышку; 19 – в щели между буртом БЗТ, крышкой и шахтой; 20 – выход из защитных каркасов

Рис. 1.6. Схема движения теплоносителя в корпусе реактора

Кроме основного потока теплоносителя, имеются потоки теплоносителя для охлаждения конструктивных элементов БЗТ, органов СУЗ (поз. 11, 16, 17, 18, 19 и 20)

Для охлаждения органов СУЗ в нижней части направляющих каналов для поглощающих стержней имеются отверстия для прохода теплоносителя диаметром 4 мм (см. рис. 2.7). Раньше этих отверстий было 4 шт., они располагались под углом 90 друг относительно друга. Сейчас применяются ТВС с направляющими каналами, где имеется только два отверстия, расположенных на одной оси. Это объясняется тем, что при наличии четырёх отверстий после падения органов регулирования СУЗ на нижние концевые выключатели под действием защиты реактора при распитанных электромагнитах ШЭМ может произойти всплытие ПС СУЗ под действием восходящего потока теплоносителя (что и имело место в практике эксплуатации, в частности, на ЗАЭС). С целью предотвращения всплытия ОР СУЗ, инструкцией по ликвидации аварий предписывается подать питание на привода СУЗ после срабатывания аварийной защиты реактора.

Существует так называемое условие невсплытия ТВС:

,

то есть расход через проходное сечение центрального отверстия в нижней части направляющего канала должно быть меньше площади проходного сечения кольцевого зазора между стержнем ПС СУЗ и стенками направляющего канала. В настоящее время при наличии двух отверстий это условие соблюдается и угрозы всплытия ОР СУЗ нет, даже при отсутствии электропитания на приводах.

Компоновка оборудования 1 контура и расположение его по отметкам позволяют осуществлять расхолаживание реактора в режиме естественной циркуляции. Проектом РУ с ВВЭР-1000 предусматривается использование естественной циркуляции теплоносителя 1 контура для охлаждения активной зоны остановленного реактора в режимах с отключением всех ГЦН.

Рис. 2.7. Нижняя часть направляющего канала ТВС

В случае обесточения или отключения всех ГЦН создается теплоотвод от активной зоны РУ за счет создания естественной циркуляции теплоносителя в 1 контуре (согласно данным ОКБ “Гидропресс” на естественной циркуляции возможен теплоотвод до 10% мощности РУ без превышения предельных параметров ТВС). Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов (ТВЭЛ). ТВЭЛы заполнены слабообогащенной двуокисью ²³⁵U. В настоящее время на всех АЭС с ВВЭР-1000 реализован трехлетний топливный цикл, т.е. каждая ТВС используется в реакторе в течение трех кампаний.

Регулирование реактивности и, тем самым, тепловыделения, осуществляется перемещением органов регулирования с твердым поглотителем, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Реактор допускает при разогреве-расхолаживании скорость изменения температуры теплоносителя:

· при разогреве - 20 °С/час;

· при расхолаживании - 30 °С/час;

· при ускоренном расхолаживании - 60 °С/час.

Ускоренное расхолаживание допускается только при течах теплоносителя из первого контура во второй. Проектный срок службы реактора 30 лет (кроме оборудования, заменяемого в процессе эксплуатации, с учетом его назначенного срока службы).

Реактор в период работы между перегрузками обеспечивает выработку энергии эквивалентной тепловой мощности 3000 МВт в течение не менее 7000 эффективных часов.

Конструкция реактора и способ его закрепления совместно с системами СУЗ и САОЗ обеспечивает его безопасный останов и расхолаживание при максимальном расчетном землетрясении 7 баллов, а в случае применения дополнительного закрепления верхнего блока 9 баллов по шкале MSK-64. Кроме того, прочность реактора обеспечивается при одновременном воздействии нагрузок, вызванных максимальным расчетным землетрясением и разрывом трубопровода Ду-850 по полному сечению (МПА).