Лекция №16 Атомные станции с реактором ввэр-1000

Название ВВЭР-440(1000) - водо-водяной энергетический реактор. Мощность (тепловая) 1375 (3200) МВт. Мощность (электрическая)440(1000) МВт. Атомные станции – Ново-Воронежская, Кольская, Калининская, Балаковская, Армянская, Южно-Украинская, Запорожская, Ровенская, Богунице, Козлодуй, Ловииса.

Реактор ВВЭР-1000 является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя.

Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР –1000 имеет два контура (см. рис. 10.9).

Рис. 10.9.

Технологическая схема энергоблока (ВВЭР-440, ВВЭР-1000)

Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные за-движки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсо-единен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддержива-ется заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и тепло-носителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 - 4 циркуляционные петли.

Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя парогенера-торы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, пи-тательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогре-ватели. 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. Насыщен-ный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток. В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель.

Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давле-нием, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя.

Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирую-щими органами, и, как правило, жидким поглотителем.

Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне,и в конечной итоге снижение мощности реактора.

Реактор бн-600. Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах

БН-600 – реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт. Корпусной реактор – размножитель с интегральной компоновкой оборудования.Ядерный реактор БН-600 выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

На рис. 10.10 представлена схема работы атомной станции.

Первый контур включает в себя три параллельные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса и двух промежуточ-ных теплообменников.Натрий от насосов поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по ТВС активной зоны и зоны воспроизводства а также подается на охлаждение корпуса реактора внутреннего хранилища и первичной радиационной защиты.

Нагретый до 550С в активной зоне реактора натрий поступает через кольцевой зазор радиационной защиты в промежуточные теплообменники каждой петли, где подогревает натрий второго контура до 520 С и охладив-шись возвращается на вход насосов.

Главный циркуляционный насос первого контура – центробежный по-гружного типа, с нижним гидростатическим подшипником работающим на натрии и с плавным регулированием числа оборотов вала электроприводом (по схеме асинхронно-вентильного каскада). Рабочее колесо насоса – двух-стороннего всасывания.

Рис. 10.10.

Схема работы атомной станции на реакторе БН-600