2.4. Реакторы аэс с водным теплоносителем

2.4.1. Тенденции развития реакторов с водным теплоносителем

К настоящему времени в отечественной энергетике применяют реакторы с водным теплоносителем двух типов - корпусные (ВВЭР) и канальные (РБМК). Их устройство более подробно рассмотрим ниже. Общая тенденция развития их основного оборудования - это укрупнение. Значительное концентрирование мощности в одном агрегате позволяет создавать АЭС большой суммарной мощности. Укрупнение оборудования сокращает затраты труда и материалов при его изготовлении и монтаже, обеспечивая тем самым запланированный темп роста электроэнергетики.

Для АЭС раньше, чем в обычной теплоэнергетике, началось и продолжается использование большой единичной мощности основных агрегатов, причем реактор типа РБМК даже начал свою жизнь с единичной мощности 1000 МВт, до тех пор еще не применяемой для паропроизводящих агрегатов обычной теплоэнергетики.

Рост единичной мощности реакторов ВВЭР достигается, прежде всего, за счет большего диаметра корпуса реактора, т.е. большего диаметра активной зоны. Однако максимальный его размер по условиям железнодорожных габаритов не может превышать 4,5 м. Это ограничивает рост единичной мощности реакторов типа ВВЭР, который возможен только при дальнейшем увеличении диаметра корпуса.

Рост единичной мощности реакторов ВВЭР можно также достичь путём повышения среднего значения плотности теплового потока. Это достигается увеличением скорости воды в активной зоне. Важным также является укрупнение парогенераторов и ГЦН, в результате которого число реакторных петель контура уменьшилось до четырех.

В противоположность этому реактор РБМК имеет возможность практически неограниченного роста единичной мощности за счет увеличения числа параллельных каналов. Но канальное выполнение реактора РБМК усложняет и саму систему главного циркуляционного контура, и её работу.

В реакторах РБМК применяются сосуды большого диаметра — барабаны-сепараторы, объединяющие параллельные технологические каналы как по распределению воды, так и по выдаче пароводяной смеси для ее осушки. Но их корпусы имеют диаметры, отвечающие требованиям железнодорожных габаритов; они легкодоступны для осмотра, а главное — не находятся под воздействием нейтронного излучения.

Большим преимуществом реакторов типа РБМК является отсутствие корпусов высокого давления, находящихся под воздействием нейтронного излучения. Но самым большим и главным преимуществом реакторов РБМК является возможность перегрузки топлива, не прерывая работу реактора. - ежесуточно происходит выгрузка трех-четырех тепловыделяющих сборок и вместо них устанавливаются свежие. Это компенсирует его недостатки.

2.4.2. Аэс с реакторами ввэр-1000

Аббревиатура ВВЭР расшифровывается так – Водо-Водянлй Энергетический Реактор. А реактор ВВЭР-1000 — это ядерный реактор из серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, а тепловой мощностью - 3000 МВт. Реакторы ВВЭР являются одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, поэтому АЭС на их основе получили широкое распространение в мире.

Реактор ВВЭР-1000 - это двухконтурный водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор на тепловых нейтронах с водой под давлением, которая используется одновременно в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов.

В реакторе ВВЭР-1000 используется ядерное топливо в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). Само ядерное топливо в виде таблеток из двуокиси урана, слабообогащённого по изотопу урана-235, находится именно в ТВЭЛах.

Регулирование мощности реактора осуществляется системой управления и защиты (СУЗ) — изменением положения в активной зоне пучков из стержней с поглощающими элементами, а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура.

Реакторы типа ВВЭР начали разрабатываться в СССР ещё в 1954 году. Их идейным источником стал проект одного из транспортных реакторов, предназначенных для размещения на атомных подводных лодках. В 1964 году первый реактор этого типа начал работать на Нововоронежской АЭС. А первый реактор ВВЭР-1000 начал работать на 5-м блоке той же АЭС в мае 1980 года. Проект реактора ВВЭР-1000 до сих пор не устарел, поэтому строительство энергоблоков АЭС с реактором этой марки продолжается и в настоящее время. Для наглядности на рисунке 2.4.1. приводится фотоснимок со стройки реактора ВВЭР-1000. Сравните рост человека и размеры реактора.

Рис. 2.4.1. Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000 на Балаковской АЭС.

Напомним кратко, что в реакторах типа ВВЭР происходит преобразование энергии, выделяющейся при цепной реакции деления ядер урана, в тепловую энергию теплоносителя первого контура. Нагретый теплоноситель с помощью циркуляционных насосов поступает в парогенераторы, где отдаёт часть своего тепла воде второго контура, превращая её в пар заданных параметров. Этот пар поступает в паровую турбину, давит на её лопатки и заставляет её вращаться с заданной скоростью. Это вращение тем или иным механическим способом передаётся на ротор турбогенератора, который и вырабатывает электроэнергию.

В таблице 2.4.1 приводятся в сравнении основные характеристики реакторов типа ВВЭР разных модификаций.

Таблица 2.4.1. Основные характеристики реакторов ВВЭР

Характеристика	ВВЭР-210	ВВЭР-365	ВВЭР-440	ВВЭР-1000	ВВЭР-1200(проект)
Тепловая мощность реактора, МВт	760	1320	1375	3000	3200
К. п. д., %	27,6	27,6	32,0	33,0	>35,0
Давление пара перед турбиной, кг/см²	29,0	29,0	44,0	60,0	-
Давление в первом контуре, кг/см²	100	105	125	160,0	-
Температура воды, °С:
на входе в реактор	250	250	269	289	298,6
на выходе из реактора	269	275	300	322	329,7
Диаметр активной зоны, м	2,88	2,88	2,88	3,12	-
Высота активной зоны, м	2,50	2,50	2,50	3,50	-
Диаметр ТВЭЛа, мм	10,2	9,1	9,1	9,1	-
Число ТВЭЛов в кассете	90	126	126	312	-
Загрузка урана, т	38	40	42	66	-
реднее обогащение урана, %	2,0	3,0	3,5	3,3—4,4	4,71-4,85
Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг	13,0	27,0	28,6	40	>50

А далее мы более подробно опишем конструкцию серийного реактора ВВЭР-1000 из так называемой «большой серии» и его штатную работу.

Реактор ВВЭР-1000 представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, внутри которого находится активная зона и внутрикорпусные устройства (см. Рис. 2.4.2.).

Сверху реактор ВВЭР-1000 закрывается герметичной крышкой, на которой располагаются электромагнитные приводы механизмов органов регулирования и защиты реактора и патрубки для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крышка закрепляется специальными шпильками. В верхней части корпуса в два ряда находятся 8 патрубков для подвода и отвода теплоносителя, по два на каждую из четырёх петель, 4 патрубка для аварийного подвода теплоносителя в случае разгерметизации первого контура и 1 патрубок для контрольно-измерительных приборов.

Рис. 2.4.2. Устройство реактора ВВЭР-1000: 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни.

Вода-теплоноситель первого контура после передачи тепла в парогенераторах воде-рабочему телу второго контура поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков. Сплошная кольцевая перегородка между рядами нижних и верхних патрубков отделяет корпус реактора от внутрикорпусной шахты и формирует движение потока теплоносителя вниз. Вода-теплоноситель проходит вниз по кольцевому зазору между ними, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в активную зону. Там она нагревается за счет тепла, выделяемого в цепной реакции деления ядер урана-235. И далее через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) вода-теплоноситель выходит в их межтрубное пространство. Затем она попадает в зазор между шахтой и корпусом уже выше кольцевой перегородки и через выходные патрубки выходит из реактора. Далее она направляется в теплообменники-парогенераторы, оттуда снова в реактор. И её рабочий цикл повторяется.

Основными узлами реактора ВВЭР-1000 являются: корпус; внутрикорпусные устройства (шахта, выгородка, блок защитных труб); активная зона (тепловыделяющие сборки, пучки поглощающих стержней системы управления и защиты, пучки стержней выгорающего поглотителя); верхний блок.

Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндр с эллиптическим днищем, внутри которого размещаются активная зона и внутрикорпусные устройства (ВКУ). Он работает в очень жёстких условиях:

- высокое давление,

- высокая температура;

- высокая скорость движения теплоносителя;

- мощные потоки радиационного излучения;

- коррозионно-активная среда.

Материал, из которого изготовляется корпус, - это коррозионно-устойчивая сталь марки 15Х2НМФА-А. Толщина цилиндрической части корпуса (без наплавки) — 192,5 мм, масса — 324,4 т. Вся внутренняя поверхность корпуса покрыта антикоррозийной наплавкой толщиной 7-9 мм. В местах соприкосновения с крышкой, шахтой, прокладкой, а также внутренняя поверхность всех патрубков и некоторые другие детали имеют толщину наплавки не менее 15 мм.

Фланец корпуса выполнен из кованой обечайки, его высота 950 мм, максимальный наружный диаметр 4585 мм, минимальный внутренний 3640 мм. На торце фланца находятся 54 отверстия под установку шпилек уплотнения главного разъёма реактора (ГРР). Плотность ГРР обеспечивается путём обжатия двух никелевых прутковых прокладок толщиной 5 мм, которые устанавливаются в кольцевые канавки треугольного (V-образного) сечения в месте соединения фланцев крышки и корпуса.

В зоне патрубков в два ряда располагается 8 патрубков для подвода и отвода теплоносителя и 5 патрубков для системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) и КИП. Верхние патрубки соединены с «горячими» (выходными) нитками главного циркуляционного контура. А нижние патрубки - с «холодными» (входными) нитками. Двухрядное расположение патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса и упрощает схему циркуляции теплоносителя за счёт разделения его потока сплошной кольцевой перегородкой.

Шахта предназначена для организации потока теплоносителя и является составной частью защиты металла корпуса реактора от воздействия нейтронного потока и гамма-излучения, исходящих из активной зоны, а также служит опорой активной зоны. Шахта представляет собой сварную цилиндрическую обечайку, имеющую вверху фланец, которым шахта опирается на внутренний бурт корпуса, а внизу – на перфорированное днище. В днище установлены опорные элементы для топливных кассет активной зоны. Материал шахты – коррозионностойкая сталь. Её масса – 69500 кг.

Выгородка предназначена для формирования поля энерговыделений и организации прохождения теплоносителя через активную зону. Она также защищает корпус реактора от воздействия нейтронного потока и гамма-излучений, исходящих из активной зоны. Выгородка представляет собой толстостенный цилиндр, состоящий из пяти кованых колец, внутренняя граненная поверхность которых повторяет контур активной зоны. Для её охлаждения в кольцах выточены вертикальные каналы. Материал выгородки - коррозионностойкая сталь. Её масса – 35000 кг.

Блок защитных труб предназначен для фиксации головок ТВС и для удержания их от всплытия в любых условиях эксплуатации реактора, включая возможные аварийные ситуации. А также для защиты органов регулирования от воздействия потока теплоносителя, для размещения системы внутриреакторных измерений, для обеспечения равномерного выхода теплоносителя в шахту и корпус. Блок защитных труб - это сварная металлическая конструкция из двух плит, связанных между собой перфированной обечайкой. Через плиты проходят защитные трубы, в которых перемещаются органы регулирования, а также располагаются средства контроля температуры и нейтронного потока.

Активная зона набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. По кассете равномерно расположены 18 направляющих трубок. В зависимости от положения кассеты в активной зоне в направляющих трубках электроприводом может перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ). Сердечник поглощающих стержней обычно изготавливается из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава; также могут применяться и другие поглощающие материалы: титанат диспрозия, гафний).

В направляющих трубках также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП — бор в циркониевой матрице. В настоящее время произведен полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР-1000 применяют и систему борного регулирования.

Верхний блок Верхний блок предназначен для создания замкнутого объема и рабочего давления в реакторе, для удержания от всплытия блока защитных труб, для размещения приводов и электрооборудования системы управления и защиты (СУЗ). Блок состоит из крышки и металлоконструкции. Крышка представляет собой конструкцию, состоящую из усеченного эллипсоида и фланца. В крышке имеются патрубки для размещения приводов СУЗ, для вывода датчиков термоконтроля и нейтронного потока. Крепление крышки к корпусу реактора осуществляется 54 шпильками. Материал крышки – легированная сталь, с коррозионностойкой наплавкой на внутренней поверхности. Её масса – 116000 кг.

Перегрузка топлива. Среднее выгорание топлива в активной зоне реактора ВВЭР-1000 при трёх частичных перегрузках за кампанию составляло первоначально 40 МВт·сут/кг, в настоящий момент доходит до примерно 50 МВт·сут/кг. На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с корпусными реакторами типа ВВЭР, в том числе и ВВЭР-1000, перегрузка осуществляется при остановленных реакторах и только после снижения давления в его корпусе до атмосферного. Для этого требуется снятие верхнего блока и крышки реактора, так как конструктивно топливо из реактора может быть удалено только сверху. Ежегодно заменяется 1/3 полной топливной загрузки. Выгружаются ТВЭЛы из центра активной зоны, а на их место переставляются ТВЭЛы с её периферии, с установкой на их место свежих ТВЭЛов.

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.

Общая длительность операций по перегрузке занимает 3-4 суток. Перегрузка обычно совмещается с планово-предупредительным ремонтом (ППР), которого длится примерно 20-40 суток.

В настоящее время на Украине работают 13 блоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000:

- блоки № 1,2 Южно-Украинской АЭС;

= блоки № 1-6 Запорожской АЭС;

- блоки № 1,2 Хмельницкой АЭС;

- блоки № 3,4 Ровенской АЭС;

- блок № 3 Южно-Украинской АЭС.

Блоки АЭС с реакторами ВВЭР-1000 построены или строятся в Болгарии, Финляндии, Индии, Китае, Иране и других странах мира.

На основе ВВЭР-1000 ведутся разработки перспективных реакторов большей мощности: ВВЭР-1200, ВВЭР-1500.