Часть 2. Конструкция реактора ввэр-1000 Назначение и состав первого контура ввэр-1000
Первый контур, по определению ОПБ-88, - это контур (вместе с системой компенсации давления), по которому теплоноситель под рабочим давлением циркулирует через активную зону. Первый контур предназначен для передачи тепла, выделяющегося в активной зоне реактора, воде второго контура в парогенераторах с целью генерации пара во втором контуре для турбогенераторной установки. Затем на турбогенераторной установке происходит преобразование тепловой энергии пара в электрическую энергию. Теплоносителем водо-водяного ядерного реактора является вода, которая также играет роль замедлителя нейтронов и содержит растворенную борную кислоту, используемую для жидкостного управления реактивностью ядерного реактора. Первый контур работает под высоким давлением, достаточным, чтобы не допустить кипения теплоносителя при проектных параметрах. Рабочее давление первого контура составляет около 160 кгс/см2. Являясь замкнутым и герметичным, 1 контур также выполняет функции барьера, препятствующего выходу продуктов деления в окружающую среду.
Граница 1 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;
граница первого контура;
герметичное ограждение локализующих систем безопасности.
Граница первого контура является важнейшим барьером безопасности, поскольку при его отказе не только теряется один из барьеров, но и создаются неблагоприятные условия работы для оставшихся барьеров: ТВЭЛов и системы локализации. Поэтому 1 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. Водо-водяной реактор ВВЭР–1000 на тепловых нейтронах представляет собой цилиндрический сосуд, состоящий из корпуса и съемного верхнего блока с крышкой. В корпусе размещены внутрикорпусные устройства и активная зона реактора, состоящая из тепловыделяющих сборок. В качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является обессоленная вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации. Реактор предназначен для выработки тепловой энергии в составе реакторной установки АЭС.
Циркуляционные петли (4шт.) (см. рис. 2.1), в каждую из которых входят:
главные циркуляционные трубопроводы Ду850;
главный циркуляционный насос ГЦН–195М, предназначенный для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре, который представляет собой вертикальный центробежный одноступенчатый насос с гидростатическим уплотнением вала, консольным рабочим колесом, осевым подводом воды и выносным трехфазным асинхронным электродвигателем с короткозамкнутым ротором;
парогенератор ПГВ–1000, представляющий собой однокорпусный рекуперативный теплообменный аппарат горизонтального типа с погруженным трубным пучком и предназначен для выработки сухого насыщенного пара.
Cистема компенсации давления теплоносителя. Система поддержания давления 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 предназначена 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.
Рис. 2.1. Циркуляционная петля
Полный геометрический объем первого контура составляет 370 м3. В таблице 2.1. приведены основные технические параметры реакторной установки В-320, включая большинство параметров первого контура.
Таблица 2.1.