Глава 1 Конструкция реактора ввэр-1000

1.1 Реакторная установка ввэр-1000

Реактор энергетический ВВЭР-1000 - самый распространенный реактор в мире, он предназначен для выработки тепловой и электрической энергии за счет цепной реакции деления атомных тяжелых ядер. В качестве замедлителя и теплоносителя этого типа используется обыкновенная вода. Легкая вода имеет ряд преимуществ. Она является легкодоступным и дешевым материалом, у воды хорошая замедляющая способность, из этого следует небольшие размеры активной зоны. Кроме того из-за снижения плотности воды-теплоносителя с ростом температуры имеется отрицательный температурный коэффициент реактивности (отсюда следует свойство саморегулирования реактора), вода пожаробезопасна, безвредна для окружающей среды и человека. Технологическая схема энергоблоков с реактором ВВЭР- 1000 имеет два контура (рисунок 1.1).  

Рисунок 1.1 - Технологическая схема энергоблоков с реактором ВВЭР-1000

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.

Первый контур – радиоактивный (рисунок 1.2). 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 энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 - 4 циркуляционные петли.

Рисунок 1.2 – Первый контур

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется по четырем замкнутым петлям 1-го контура за счет работы главных циркуляционных насосов. Вода первого контура, охлажденная в парогенераторах, поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков, опускается по кольцевому зазору между корпусом и шахтой и затем, пройдя через верхние отводящие патрубки снизу вверх, через активную зону, выходит из реактора.

Первый контур предназначен для передачи тепла от активной зоны, воде второго контура в парогенераторах, в которых генерируется пар для передачи на турбоустановку. Теплоноситель в водо-водяном ядерном реакторе содержит растворенную борную кислоту, используемую для жидкостного управления реактивностью ядерного реактора. Первый контур работает под высоким давлением, достаточным для того, чтобы не допустить кипения теплоносителя при проектных параметрах. Рабочее давление первого контура составляет около 160 кгс/см². Являясь замкнутым и герметичным, 1-й контур также выполняет функции барьера, препятствующего выходу продуктов деления в окружающую среду. Граница 1-го контура является третьим из четырех барьеров, препятствующих проникновению продуктов деления в окружающую среду. Остальными тремя барьерами, препятствующими распространению продуктов деления в окружающую среду, служат:

• топливная матрица;

• оболочка ТВЭЛ;

• герметичное ограждение локализующих систем безопасности.

Граница первого контура – важнейший барьер безопасности, поскольку, при его отказе не только теряется один из барьеров, но и создаются неблагоприятные условия работы для оставшихся барьеров и системы локализации. Поэтому 1-й контур должен иметь высокую устойчивость к различным воздействиям в условиях аварийных ситуаций и аварий.

В состав первого контура унифицированного ядерного реактора входят следующие компоненты:

• Реактор;

• Четыре циркуляционных петли (рис. 1.2), в каждую из ко­торых входят:

• главные циркуляционные трубопроводы Ду850;

• главный циркуляционный насос ГЦН-195М;

• парогенератор ПГВ-1000, представляющий собой однокорпусный рекуперативный теплообменный аппарат горизонтального типа с погруженным трубным пучком, предназначен для выработки сухого насыщенного пара;

• Система компенсации давления теплоносителя - система, предназначенная для создания и поддержания давления в первом контуре в стационарных режимах, ограничения отклонений давления в переходных и аварийных режимах и снижения давления в режиме расхолаживания;

• Пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ), которая состоит из емкостей САОЗ, трубопроводов связи емкостей САОЗ с реактором и арматуры на этих трубопроводах. Система предназначена для аварийного охлаждения активной зоны реактора при разрывах трубопроводов РУ;

• Система аварийного газоудаления, предназначенная для удаления парогазовой смеси из первого контура при аварийной ситуации, связанной с оголением активной зоны реактора и возникновением пароциркониевой реакции и выполнена как защитная система безопасности. Система состоит из трубопроводов с арматурой, соединяющих пространство под крышкой реактора, паровое пространство КД, коллекторы первого контура парогенераторов с барботером.