Министерство образования Российской Федерации

МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

им. Н.Э. БАУМАНА

Факультет «Э»

Курсовая работа по

РИП РУ на тему:

«Системы нормальной эксплуатации

РУ ВВЭР-1000. Система компенсации давления»

Выполнил: Курбонмамадов А.Ш.

Группа: Э7-71

Руководитель: Крапивцев В.Г

Москва, 2012

1. Описание реакторной установки ввэр-1000

Реакторная установка В-320 оснащена серийным ядерным реактором ВВЭР-1000 корпусного типа с водой под давлением

Техническая характеристика реактора:

Тепловая мощность, МВТ	3000
Давление в первом контуре, кг/см2	160
Давление в корпусе парогенератора, кг/см2	64
Расход теплоносителя в реакторе, м3/ч	84800
Температура на выходе из реактора 0С	320
Количество топливных кассет, шт	163
Шаг кассет, см	23,6
Загрузка двуокиси урана, т	80
Обогащение топлива, %	4,4
Средняя тепловая мощность на единицу объема активной зоны, кВт/л	110
Число СУЗ, шт	61

.

Рис . 1 . Реактор ВВЭР-1000 :

1. канал ионизационной камеры:

2. машина дня осмотра корпуса;

3. нижняя секция теплоизоляции корпуса реактора,

4. корпус реактора;

5. верхняя секция теплоизоляции корпуса реактора;

6. металлоконструкция радиационно-тепловой зашиты;

7. анкерные связи опорной фермы;

8. опорная ферма;

9. опорное кольцо корпуса реактора;

10. теплоизоляция зоны патрубков:

11. шпонка упорного кольца;

12. упорное кольцо;

13. сильфон бетонной консоли;

14. теплоизоляция верхнего блока;

15. каркас;

16. траверса:

17. привод СУЗ;

18. крышка верхнего блока:

19. шпилька главного разъема:

20. верхняя плита блока защитных труб;

21. защитная труба;

22. блок защитных труб:

23. нижняя плита блока защитных труб:

24. топливная сборка;

25. выгородка;

26. анкерная связь обечайки бокса реактора;

27. обечайка бокса реактора;

28. шахта реактора с днищем;

29. теплоизоляция нижней части бокса реактора .

Реактор предназначен для выработки тепловой энергии в составе реакторной установки АЭС. Реактор ВВЭР-1000 является водоводяным энергетическим реактором корпусного типа. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленная

вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации. При прохождении через ТВС теплоноситель нагревается за счет реакции деления ядерного топлива. Теплоноситель принудительно поступает в реактор через четыре входных

патрубка корпуса (три – на некоторых западных АЭС с PWR,шесть – на АЭС с ВВЭР-440), проходит по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусной шахтой, через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты и входит в ТВС.

Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре выходных патрубка (три, шесть) корпуса выходит из реактора.

Активная зона ВВЭР-1000 набирается из тепловыделяющих сборок (ТВС) шестигранной формы на гексагональной сетке с постоянным шагом порядка 200-240 мм (для PWR из квадратных ТВС на квадратной сетке). Число ТВС в зоне определяется их размером и мощностью реактора, а также транспортабельными свойствами корпусного оборудования по железной дороге в нашей стране. При формировании облика активной зоны главным является определение размеров и материального состава тепловыделяющей сборки (ТВС) и твэлов в ней. Максимальный размер ТВС ограничен требованиями по ядерной безопасности по недопустимости возникновения критической массы в одной ТВС, а минимальный – экономическими соображениями (чем крупнее ТВС, тем дешевле активная зона). В ходе различных исследований для реактора ВВЭР-1000 была выбрана ТВС с шагом под ключ на гексагональной сетке, равным 234 мм (в западных аналогах шаг под ключ на квадратной сетке равен величине порядка 205 мм). Для реактора

ВВЭР-1000 достаточно 163 таких ТВС.

ТВС для ВВЭР в общем случае состоит из регулярной решетки твэлов, часть из которых заменена на нетопливные элементы, которыми могут быть трубки под поглощающий элемент органа СУЗ или стержни с выгорающим поглотителем. На рис.2 показаны схематически основные элементы ТВС.

Рис.2 Схематическое изображение основных элеменов ТВС

На рис. 3 показаны конфигурации активной зоны и ТВС ВВЭР-1000. Ниже при рассмотрении конструктивных характеристик активной зоны реактора ВВЭР-1000 для сравнения приводятся и характеристики активной зоны реактора PWR (на примере АЭС Гёсген).

Рис. 3. Схематическое изображение расстановки ТВС в активной зоне и ТВЭЛ в ТВС ВВЭР-1000

В табл. 1 помещены основные данные по конструкции активной зоны реактора ВВЭР-1000 и реактора PWR (для АЭС Гёсген).

В реакторе ВВЭР-1000 ТВС представляет собой конструкцию, собранную из тепловыделяющих и других конструкционных элементов, расположенных на гексагональной сетке с постоянным потвэльным шагом (рис. 3).

В наиболее напряженных ТВС для выравнивания потвэльного энерговыделения применяется профилирование обогащения топлива, заключающееся в размещении по периметру ТВС около 66 твэлов с более низким обогащением, чем у остальных твэлов (рис. 4).

Таблица 1.

Профилирование уменьшает потвэльное энерговыделение на стыке между периферийным рядом ТВС и следующим рядом в активной зоне и повышает теплотехническую безопасность активной зоны.

Рис. 4. Схематическое изображение ТВС ВВЭР-1000 и ее отдельных фрагментов

Данное профилирование уменьшает потвэльное энерговыделение на стыке между периферийным рядом ТВС и следующим рядом в активной зоне и повышает теплотехническую безопасность активной зоны. В табл. 2 и 3 приведены характеристики ТВС и ТВЭЛ для ВВЭР-1000 и PWR.

Таблица 2

Примечание: 3530(3550) – длина в холодном состоянии, 3550(3564) – длина в горячем состоянии, сталь (цирконий) – сталь в прошлом, цирконий в настоящее время, 14 решеток в прошлом, 12 – в настоящем.

Таблица 3

Выбор приведенных размеров и материального состава ТВС и твэлов был осуществлен в результате большого количества расчётно-экспериментальных исследований по оптимизации топливного цикла ВВЭР и обеспечению требований правил ядерной безопасности по коэффициентам реактивности в различных состояниях активной зоны и сохранению её теплотехнической надежности. Нужно сказать, что в России для водно-водяных реакторов применяются только два типа твэлов: с диаметром 9.1 (ТВЭЛ ВВЭР) и диаметром 13.6 (ТВЭЛ РБМК).

Второй тип используется в реакторах АСТ и в канальных графитовых реакторах Он обладает лучшей экономичностью при малых обогащениях. Размеры ТВС изменялись следующим образом:

Тенденция изменения размеров ТВС ясна. Главная причина уменьшение стоимости активной зоны и повышение надежности ее изготовления и монтажа. На Западе для реакторов типа PWR используется ТВЭЛ размером ∼10 мм и квадратные ТВС размером порядка 200 мм.

Обращает на себя внимание некоторые отличия в конструкции активных зон реакторов PWR и ВВЭР. В западных реакторах данного типа, как правило, не применяется никаких твердых поглотителей в составе ТВС для компенсации начальной реактивности. Обогащение топлива подпитки у них несколько меньше, чем в наших реакторах при той же примерно энерговыработке. Это достигается за счет отсутствия «борных хвостов» (нет СВП) и высоких коэффициентов неравномерности энерговыделения по ТВС в центре зоны (ниже приводятся их и наши коэффициенты неравномерности). При этом ухудшается теплотехническая надежность активной зоны, но несколько лучше экономичность использования топлива.

В табл. 4 приведены характеристики поглощающего элемента в составе органов механической СУЗ. В наших реакторах основным материалом поглощающего элемента является карбид бора.

На Западе применяется серебро, индий и кадмий. Данные материалы более эффективны как поглотители, но они намного дороже карбида бора. В настоящее время проводится модернизация поглощающего элемента и замена старого на новый элемент на действующих АЭС с ВВЭР-1000 и на вновь строящихся. Об этом подробней будет рассказано ниже.

Таблица 4.

Для получения представления о том, какие выгорающие поглотители использовались раньше и используются сейчас в первых топливных загрузках при первом пуске энергоблоков,

в табл. 5 приводятся данные по этим элементам. В этой же таблице приведены данные по центральной трубке, предназначенной помимо всего прочего для размещения канала нейтронного измерения (КНИ).

В новых проектах ВВЭР в рамках программы АЭС-2006 предусматривается размещать канал нейтронного измерения не в центральной трубке, а ближе к периферии ТВС, так как нейтронный поток в этой области ТВС дает более достоверную информацию о среднем потоке в тепловыделяющей сборке.

Таблица 5.

Помимо того, что активная зона предназначена для генерации тепла и его передачи с поверхности тепловыделяющих элементов теплоносителю первого контура, она обеспечивает выполнение следующих требований в области безопасности АЭС:

• непревышение допустимых пределов повреждения оболочек твэл в ТВС в пределах проектного срока службы;

• поддержание требуемой геометрии и положения твэл в ТВС и ТВС в реакторе;

• возможность осевого и радиального расширения ТВЭЛ и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействия топливных таблеток с оболочкой;

• прочность при воздействии механических нагрузок в проектных режимах;

• вибрационная стойкость при воздействии потока теплоносителя с учетом перепада и пульсации давления, нестабильности потока, вибраций;

• стойкость материалов против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;

• непревышение проектных значений температуры топлива и оболочки;

• отсутствие кризиса теплообмена в постулированных проектом режимах;

• стойкость СУЗ в пределах проектного ресурса от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада и изменения давления, износа и ударов, связанных с перемещениями;

• возможность размещения внутри ТВС контролирующих датчиков;

• взаимозаменяемость ТВС со свежим топливом, ТВС с частично выгоревшим топливом и ПС СУЗ путем унификации установочных размеров;

• предотвращение плавления топлива;

• сведение к минимуму реакции между металлом и водой;

• перевод активной зоны в подкритическое состояние, его поддержание в пределах, определенных проектом;

• возможность послеаварийного расхолаживания активной зоны.

Рис 5. Конфигурация старой конструкции ТВС

Необходимо отметить, что в ходе эксплуатации было замечено явление азимутального скручивания ТВС, при котором сборки могли застрять в зоне, а ПЭЛ при движении органа СУЗ – в трубках с водой. Скручивание приводило к ухудшению прочностных и нейтронно-физических характеристик зоны.

Для устранения этого дефекта была предложена новая конструкция ТВСА (ОКБМ Нижний Новгород) с циркониевыми уголками жесткости, установленными по всей длине ТВС. На рис. 5 и 6 приведены схематические изображения старой и новой конструкции ТВС. Данные ТВС в настоящее время проходят опытную эксплуатацию на КлнАЭС. Первые результаты говорят о том, что данная конструкция не только уменьшает существенно изгиб новых ТВС, но и выправляет изгиб старых ТВС в зоне (коллективный эффект).

Альтернативным решением является конструкция ТВС-2 (ОКБ «Гидропресс», Главный конструктор ВВЭР), в которой центральная трубка и дистанционирующие решетки стали силовым элементом для решетки твэл. Размер дистанционирующих решеток увеличен, и они стали выполнять аналогичную роль, что и уголки в ТВСА.

По мере эксплуатации ВВЭР-1000 была произведена модернизация ТВС за счет замены стальных направляющих под ПЭЛ и дистанционирующих решеток на циркониевые решетки с небольшими добавками для улучшения их прочностных характеристик.

Рис 6. Конфигурация новой конструкции ТВС

Теплоносителем и замедлителем в реакторе является водный раствор борной кислоты. Теплоноситель подается в корпус реактора по четырем нижним патрубкам Ду850, опускается по кольцевому зазору между корпусом и шахтой реактора и через отверстия в опорной конструкции шахты попадает в активную зону. Теплоноситель, нагретый в активной зоне за счет теплоты ядерной реакции, выходит через отверстия в нижней решетке БЗТ в его межтрубное пространство, откуда через отверстия в обечайках БЗТ и шахты отводится по четырем верхним патрубкам Ду850.

Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления и предназначен для размещения ВКУ и активной зоны. Корпус состоит из фланца, зоны патрубков, опорной обечайки, цилиндрической части и эллиптического днища. На внутренней поверхности корпуса выполнен бурт для опирания шахты. В верхнем торце фланца имеются гнезда под шпильки главного разъема и канавки для размещения уплотнительных прокладок. На внутренней поверхности обечайки зоны патрубков приварены кольцо и разделитель потока.

Зона патрубков состоит из двух обечаек, в каждой из которых имеется по четыре главных циркуляционных патрубка Ду850 - в нижней обечайке для входа теплоносителя, а в верхней для выхода. Кроме того, имеются отверстия с патрубками для организации аварийного охлаждения зоны и для вывода импульсных трубок КИП системы внутриреакторного контроля.

Для закрепления корпуса реактора на опорном кольце на наружной поверхности опорной обечайки расположен опорный бурт. Корпус выполнен из низколегированной углеродистой стали 15Х2НМФА. Шахта предназначена для размещения в ней активной зоны и организации потока теплоносителя внутри реактора. Конструкция шахты и принцип ее закрепления в корпусе позволяют производить извлечение ее из корпуса для осмотра внутренней поверхности и патрубков корпуса реактора.

Шахта - вертикальный цилиндр с фланцем наверху и эллиптическим днищем, в котором закреплены опорные стаканы, верхние части которых образуют опорную плиту для установки и дистанционирования 163 кассет активной зоны. В эллиптическом днище и в верхней части шахты выполнены отверстия для прохода теплоносителя. Шахта реактора в корпусе центрируется разделительным буртом корпуса, расположенным между входными и выходными патрубками, а сверху и снизу удерживается от перемещений в плане шпонками, приваренными к кронштейнам и фланцу корпуса. Материал шахты - нержавеющая сталь 08Х18Н10Т.

Выгородка представляет собой обечайку, состоящую из нескольких колец. Кольца скреплены шпильками и гайками и фиксируются в плане относительно друг друга штифтами. Выгородка устанавливается внутри шахты вокруг активной зоны реактора и предназначена для формирования поля энерговыделений, дистанционирования периферийных кассет, а также является элементом защиты корпуса реактора от нейтронного излучения. Выгородка имеет продольные каналы, которые служат для размещения в них образцов-свидетелей корпусной стали и для охлаждения металла выгородки . В выгородке расположены трубы, используемые под установку датчиков системы контроля перегрузки активной зоны реактора. Материал выгородки - нержавеющая сталь 08Х18Н10Т.

На активную зону устанавливается блок защитных труб. Крышка корпуса реактора через блок защитых труб поджимает кассеты, предотвращая их всплытие и уменьшая вибрацию. В трубах блока защиты перемещаются органы регулирования системы управления и защиты. Уплотнение главного разъема обеспечивается двумя прокладками, установленными между фланцами корпуса и крышки. Регулирование ядерной реакции осуществляется перемещением органов регулирования СУЗ и изменением концентрации бора в теплоносителе. Блок защитных труб предназначен: для фиксации и дистанционирования головок кассет, удержания кассет от всплытия, защиты органов регулирования и штанг приводов СУЗ от воздействия потока теплоносителя, для разводки направляющих каналов системы ВРК и обеспечения равномерного выхода теплоносителя из активной зоны. Блок защитных труб представляет собой сварную металлоконструкцию, состоящую из трех решеток с трубами, связанных между собой перфорированной и опорной обечайками. К верхней решетке блока труб приварена опорная обечайка с фланцем, на котором предусмотрена щель для организации необходимого при разогреве и расхолаживали протока теплоносителя под крышкой верхнего блока. В каналах опорной обечайки блока защитных труб установлены необлучаемые (тепловые) образцы-свидетели корпусной стали. Через 61 трубу проходят штанги приводов СУЗ и органы регулирования. Блок защитных труб устанавливается на подпружиненные штыри головок кассет и поджимается сверху фланцем крышки верхнего блока при затяжке уплотнения главного разъема реактора.

Ориентация в плане блока защиты труб, предотвращение от вибрации и от смещения при сейсмических нагрузках достигаются за счет вертикальных шпонок, приваренных к наружной поверхности опорной обечайки, и шпонок, приваренных к внутренней поверхности шахты в районе нижней решетки блока защиты труб. Шпонки входят в соответствующие пазы, выполненные во фланцевой части шахты реактора на наружной поверхности нижней решетки. Материал блока защитных труб нержавеющая сталь 08Х18Н10Т.

Активная зона реактора набирается из бесчехловых кассет, устанавливаемых цилиндрическими хвостовиками в гнезда опорных стаканов днища шахты. Общее количество кассет в активной зоне - 163 шт., из них с органами регулирования - 61. Ориентация кассеты в плане однозначна и фиксируется посадкой в ячейку опорного стакана штырем на хвостовике кассеты. Дистанционирование кассет, предотвращение их всплытия и уменьшение вибрации обеспечиваются посредством упругого поджатая их крышкой реактора через блок защитных труб. Конструкцией, воспринимающей осевые усилия, действующие на кассету, является каркас, состоящий из 18 труб направляющих каналов, закрепленных на головке и в нижней опорной решетке кассеты. Для обеспечения быстрого прекращения ядерной реакции, автоматического поддержания заданной мощности, выравнивания поля энерговыделения и для компенсации быстрых изменений реактивности применяются органы регулирования (кластеры) .

Орган регулирования представляет собой сборку из 18 поглощающих элементов, имеющих пружинные подвески на специальной траверсе. Траверса соединена с захватной головкой, заканчивающейся ловителем для штанги.

Поглощающий элемент представляет собой, трубку наружным диаметром 8,2 мм, заглушенную концевыми деталями. Внутри трубки помещен материал, обладающий большим сечением поглощения тепловых нейтронов. Трубки и концевые детали поглощающих элементов выполнены из нержавеющей стали .

Верхний блок предназначен для уплотнения главного разъема реактора, размещения приводов СУЗ, уплотнения выводов системы ВРК и для удержания от всплытия блока защитных труб, кассет и шахты реактора. Верхний блок состоит из следующих основных узлов: крышки с патрубками, металлоконструкции, шаговых электромагнитных приводов СУЗ. Крышка с патрубками представляет собой штампосварную конструкцию. Во фланце крышки выполнены отверстия под шпильки главного разъема реактора.

Крышка имеет отверстия, в которые запрессованы и приварены с внутренней стороны 61 патрубок СУЗ, 16 патрубков энерговыделений, 14 патрубков термоконтроля и патрубок воздушника. На патрубке СУЗ устанавливаются приводы. Крышка изготовлена из низколегированной углеродистой стали 15Х2НМФА, а ее внутренняя поверхность плакирована нержавеющей сталью.

Металлоконструкция верхнего блока выполнена из шести направляющих труб, связанных воздушным коллектором, предназначенным для охлаждения приводов СУЗ. Материалом металлоконструкции верхнего блока является углеродистая сталь ВСтЗ.

Приводы СУЗ - шаговые электромагнитные, вместе с органами регулирования являются исполнительными механизмами системы управления и защиты реактора, с помощью которых осуществляется управление ядерной реакцией .

Система расхолаживания 1 контура состоит из БРУ резерва пароснабжения оборудования 1 контура и расхолаживания блока, технологического конденсатора и трубопроводов с арматурой. Система обеспечивает расхолаживание блока и отвод остаточного тепловыделения активной зоны реактора через парогенератор. Система очистки турбинного конденсатора состоит из фильтров смешанного действия с выносной регенерацией и магнитных фильтров.