1 Опис реакторної устанвки та її компонентів
Водо-водяні енергетичні реактори без кипіння води в активній зоні одержали найбільше поширення в усьому світі. Реактор ВВЕР-1000 є реактором корпусного типу з водою під тиском, яка виконує функцію теплоносія і сповільнювача.
Рисунок 1.1 − Технологічна схема енергоблоку з реакторами ВВЕР
Технологічна схема енергоблоків з реакторами ВВЕР має два контури:
- перший контур - радіоактивний. Він включає реактор і циркуляційні петлі охолоджування. Кожна петля містить головний циркуляційний насос (ГЦН), парогенератор і дві головні запорні засувки (ГЗЗ). До однієї з циркуляційних петель першого контура приєднаний компенсатор тиску, за допомогою якого в контурі підтримується заданий тиск води, що являється у реакторі і теплоносієм і сповільнювачем нейтронів. Енергоблоки з ректором ВВЕР-1000 мають по 4 циркуляційні петлі на кожен блок;
- другий контур – нерадіоактивний. Він включає парогенератори, паропроводи, парові турбіни, сепаратори-пароперегрівачі, живильні насоси (ЖН) і трубопроводи, деаератори і регенеративні підігрівачі.
Парогенератор є загальним устаткуванням для першого і другого контурів. У ньому теплова енергія, вироблена в реакторі, від першого контура через теплообмінні трубки передається другому контуру Насичена пара, що виробляється в парогенераторі, по паропроводу поступає на турбіну, яка приводить в обертання генератор, що виробляє електричний струм.
У системі охолоджування конденсаторів турбін на АЕС використовуються баштові градирні і водосховище - охолоджувач.
Корпус реактора є вертикальною циліндровою посудиною високого тиску з кришкою, що має роз'єм з ущільненням і патрубки для входу і виходу теплоносія. Усередині корпусу закріплюється шахта, яка є опорою для активної зони і частини внутрішньокорпусних пристроїв і служить для організації внутрішніх потоків теплоносія.
Активна зона реакторів зібрана з шестигранних тепловиділяючих збірок (ТВЗ), котрі містять тепловиділяючі елементи (твели) стержньового типу з сердечником з двоокису урану у вигляді таблеток, що знаходяться в оболонці з цирконієвого сплаву. В тепловиділяючих збірках твели розміщені по трикутним решотки і укладені в чохол з цирконієвого сплаву. У свою чергу, ТВЗ також зібрані у трикутні решотки з кроком 241 мм. Нижні циліндрові частини ТВЗ входять в отвори опорної плити, верхні - в дістанціонуючу притискну плиту. Зверху на активну зону встановлюється блок захисних труб, що дістанціонує касети і запобігає спливанню і вібрації. На фланець корпусу встановлюється верхній блок з приводами системи управління і захисту (СУЗ), що забезпечує ущільнення головного роз'єму. Регулювання реактора здійснюється переміщуваними регулюючими органами, і як правило, рідким поглиначем. Рисунок 1.2 дає представлення про компонування активної зони і реактора.
1 - верхній блок; 2 - привід СУЗ; 3 - шпилька; 4 - труба для завантаження зразків-свідків;5 - ущільнення; 6 - корпус реактора; 7 - блок захисних труб; 8 - шахта; 9 - вигородка активної зони; 10 - паливні збірки; 11 - теплоізоляція реактора; 12 - кришка реактора; 13 - регулюючі стержні; 14 - твели; 15 - фіксуючі шпонки.
Рисунок 1.2 − Конструкція реактора ВВЭР1000
Теплоносій поступає в реактор через вхідні патрубки корпусу, проходить вниз по кільцевому зазору між шахтою і корпусом, потім через отвори в опорній конструкції шахти підіймається вгору через тепловиділяючі збірки. Нагрітий теплоносій виходить з головок ТВЗ в міжтрубний простір блоку захисних труб і через перфоровану обічайку блоку та шахти відводиться вихідними патрубками з реактора.
У якості ядерного палива використовуються таблетки двоокису урана з початковим збагаченням по 235U у стаціонарному режимі в діапазоні від 2,4 % до 4,4 % (по масі).
Реактор ВВЕР-1000 володіє важливою властивістю саморегулювання: при підвищенні температури теплоносія або потужності реактора відбувається зниження інтенсивності ланцюгової реакції в активній зоні і в підсумку зниження потужності реактора.
Технічний контроль параметрів становищ устаткування і трубопроводів, управління і захисту устаткування від пошкоджень при порушенні в роботі першого контура, а також інших контурів і інших систем установки здійснюється системою контролю, управлінням захисту(СУЗ).
Енергія ділення ядерного палива в активній зоні реактора тепловою потужністю 3000 МВт відводиться теплоносієм з температурою 322 °С. Витрата води через реактор 15800 кг/с, а робочий тиск в першому контурі 16 МПа. В парогенераторі теплоносій віддає тепло робочому тілу і за допомогою ГЦН повертається в реактор.