Реакторна установка з реактором типу ввер-1000 як об’єкт управління
В даний час на АЕС України експлуатується тринадцять РУ з ВВЕР-1000. Вони входять до складу Запорізької, Рівненської, Хмельницької та Південноукраїнської АЕС. Останні генерують близько 93% електроенергії українських АЕС і дозволяють заощадити більше 28 тонн вугілля або 16 млн. тонн нафти щорічно [1].
Принцип роботи ру з ввер-1000
Принципова схема РУ з ВВЕР-1000 представлена на рис. 1.1. Вона включає в себе головний, або перший, циркуляційний контур з вузлами підживлення і борного регулювання, системи компенсації тиску (КТ) і організованих протікань (ОП).
До складу головного циркуляційного контуру входять реактор і чотири циркуляційні петлі, кожна з яких включає парогенератор (ПГ), головний циркуляційний насос (ГЦН) і головний циркуляційний трубопровід (ГЦТ), котрий поєднує обладнання петлі з ядерним реактором (ЯР). Склад обладнання петель однаковий, тому на рис. 1.1 наводиться лише одна петля [2].
В АЗ ядерного реактора протікає самопідтримуюча ланцюгова реакція поділу ядерного палива. Енергія, що виділяється в ході реакції, відводиться теплоносієм, який прокачується через АЗ ЯР головними циркуляційними насосами. З реактора теплоносій по головним циркуляційним трубопроводам надходить в парогенератор, де віддає теплоту котельній воді другого контуру і потім головним циркуляційним насосом повертається в реактор. Сухий насичений пар, що виробляється в другому контурі парогенераторів надходить на турбіни турбогенератора, останній з яких, власне, генерує електричну енергію з регламентованими властивостями та параметрами.
Рис. 1.1 – Принципова схема
РУ з ВВЕР-1000
1 – ядерний реактор; 2 – парогенератор; 3 – головний циркуляційний насос; 4 – головний циркуляційний трубопровід; 5 – активна зона ядерного реактора; 6 – компенсатор тиску; 7 – регулятивний теплообмінник; 8 – система спецводоочистки СВО-1; 9 – система спецводоочистки СВО-2; 10 – деаератор підживлення-продувки; 11 – бак організованих протікань; 12, 13 – насоси підживлення; 14 – бак з концентрованою борною кислотою; 15 – бак з чистим конденсатом.
Теплоносій першого контуру представляє собою розчин борної кислоти (БК) у воді, до складу якого входять також у невеликій кількості вільний кисень, хлор- і фтор- іони, ізотопи 7Li, продукти корозії матеріалів устаткування першого контуру, аміак і луги - LiOH і КОН.
Теплоносій в ВВЕР-1000 одночасно служить і сповільнювачем, оскільки ізотоп бору 10В, що входить до складу БК, є поглиначем вільних нейтронів, що виділяються у ході ядерної реакції.
Система КТ служить для захисту першого контуру від недопустимого зростання тиску, а також для обмеження відхилень тиску в першому контурі в перехідних і аварійних режимах, викликаних зміною його температурного режиму.
Частина теплоносія з першого контуру надходить в систему підживлення-продувки, де охолоджується в регенеративному теплообміннику і направляється в систему спецводоочистки СВО-1 і СВО-2. В СВО-2 потік теплоносія з першого контуру змішується з потоком з баку ОП. Очищений від продуктів корозії і радіоактивних елементів теплоносій надходить в деаератор підживлення-продувки (ДПП), де проходить дегазацію. З ДПП теплоносій надходить в колектор підживлювальних насосів (ПН) і повертається в перший контур.
Система підживлення-продувки використовується для підтримки матеріального балансу теплоносія першого контуру, коригування показників водно-хімічного режиму відповідно до норм, а також для дегазації і повернення організованих протікань теплоносія в перший контур.
Водо-водяний енергетичний реактор ВВЕР-1000 являється другим поколінням легководних реакторів великої потужності. Електрична потужність енергоблоків становить 1000 МВт, теплова – 3000 Мвт [2]. Реактор водо-водяний, корпусного типу, що працює на теплових нейтронах з водо-водяним телоносієм-сповільнювачем (вода під тиском) представлений на рисунку 1.2.ЯяИ
Рис. 1.2 – Загальний вигляд реактора ВВЕР-1000
1 – верхній блок; 2 – привід СКЗ; 3 – шпилька; 4 – труба для завантаження зразків-свідків; 5 – ущільнення; 6 – корпус реактора; 7 – блок захисних труб (БЗТ); 8 – шахта; 9 – вигородка активної зони; 10 – тепловиділяючі збірки (ТВЗ); 11 – теплоізоляція реактора; 12 – кришка реактора; 13 – регулюючі стержні; 14 – паливні стержні; 15 – фіксуючі шпонки.
Реактор ВВЕР- 1000 представляє собою вертикальний циліндричний корпус з еліптичним днищем, всередині якого розміщується активна зона і внутрішньокорпусні пристрої. Зверху реактор герметично закритий кришкою з встановленими на ній приводами механізмів органів регулювання системи контролю та захисту (ОР СКЗ) реактора і патрубками для виводу кабелів датчиків внутрішньореакторного контролю. У верхній частині корпусу є патрубки для підведення і відведення теплоносія (по два патрубка на петлю), а також патрубки для аварійного підведення теплоносія при розгерметизації контуру [3].
Циркуляція теплоносія здійснюється по чотирьох замкнених петлях першого контуру. Вода першого контуру надходить в реактор через нижній ряд непарних патрубків, опускається по кільцевому зазору між корпусом і шахтою і потім, пройшовши через верхні патрубки знизу вверх, через активну зону виходить з реактора.
Нагрівання води здійснюється в активній зоні за рахунок тепловиділення паливних елементів (ТВЕЛ). ТВЕЛи заповнені слабо збагаченим діоксидом урану. Регулювання тепловиділенням здійснюється переміщенням органів регулювання з твердим поглиначем.
Реактор включає в себе: корпус; верхній блок з приводами; блок захисних труб; шахту; активну зону.
Корпус реактора типу ВВЕР-1000 призначений для розміщення внутрішньокорпусних пристроїв і активної зони реактора. Являє собою зварну циліндричну посудину з еліптичним днищем і складається з фланця, двох обичайок зони патрубків, опорної обичайки, двох циліндричних обичайок і еліптичного днища.
Матеріал деталей корпусу реактора типу ВВЕР-1000 – сталь 15Х2НМФА. Вся внутрішня поверхня покрита антикорозійним наплавленням, товщиною – 7 мм. У районах зіткнення з кришкою, шахтою внутрішньокорпусними і ущільнювальними прокладками наплавка потовщена. Є потовщення наплавлення також у місцях приварки кронштейнів, деталей кріплення трубок контрольно-вимірювальних приладів (КВП).
Кришка реактора типу ВВЕР-1000 є одним з основних вузлів верхнього блоку і призначена для ущільнення реактора, розміщення виведення комунікацій системи внутрішньореакторного контролю (СВРК) та їх ущільнення, утримання від спливання касет і шахти реактора.
Верхній блок з кришкою призначений для розміщення органів управління і захисту реактора ВВЕР-1000 та організації замкнутого обсягу для створення тиску в реакторі. Зазначений комплекс являє собою конструкцію, що складається з кришки з патрубками із металоконструкцій з траверсом і встановлених приводів системи керування та захисту реактора (СКЗ). Верхній блок реактора в комплекті забезпечує наступні функції: ущільнення реактора, виявлення нещільностей і ущільнення проходок в кришці реактора, опора для приводів СКЗ, контроль положення органів регулювання, пристрій внутрішньореакторних вимірювань, а також пристрій зняття кришки реактора для перевантаження палива.
Шахта з днищем призначена для організації вхідного і вихідного потоків теплоносія і для захисту корпусу реактора від впливу нейтронного і гамма- випромінювання, а також для розміщення в ній вигородки і блоку захисних труб (БЗТ).
Блок захисних труб (БЗТ) призначений для фіксації і дистанціювання головок тепловиділяючих збірок, які встановлюються в активній зоні реактора типу ВВЕР-1000, утримання ТВЗ від зміщення, захисту органів регулювання та штанг приводів системи керування та захисту реактора від впливу потоку теплоносія, забезпечення розводки направляючих каналів системи внутрішнього реакторного контролю (СВРК), забезпечення рівномірного по периметру виходу теплоносія в шахту і корпус реактора, організації потоку теплоносія для охолодження кришки верхнього блоку, розміщення збірок "теплових" зразків-свідків металу корпусу реактора.