Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000

ВВЭР обусловлен ограничением развития пароциркониевой реакции:

•температура оболочек твэлов не более 1200 °С;

•локальная глубина окисления оболочек твэлов не более 18 % первоначальной толщины стенки;

•доля прореагировавшего циркония не более 1 % его массы в оболочках твэлов.

В процессе эксплуатации осуществляется непрерывный контроль за состоянием оболочек твэлов, целостность которых является важнейшим условием обеспечения безопасности. Состояние оболочек оценивается системой контроля герметичности оболочек (системой КГО). Для обеспечения целостности первого основного барьера безопасности необходимы поддержание заданного температурного режима работы твэлов и предотвращение механического и коррозионного воздействий на оболочку, выходящих за допустимые по условиям прочности пределы.

Нижняя заглушка позволяет закреплять твэл в нижней решетке. Дистанционирующая решетка служит для обеспечения заданного расположения твэлов в кассете и представляет собой сварную конструкцию из обода, ячеек и центральной втулки. Общий вид

дистанционирующей решетки показан на рис. 2.24.

Рис. 2.24. Дистанционирующая решетка:

1 – обод; 2 – ячейка типа 1; 3 – ячейка типа 2; 4 – втулка

Обод снабжен зубчатыми краями, загнутыми в межтвэльное пространство, и выполняет следующие функции:

81

•придает дистанционирующей решетке дополнительную жесткость и сохраняет ее форму;

•защищает твэлы от механических повреждений во время транспортно-технологических операций с кассетой;

•обеспечивает дистанционирование соседних кассет в активной зоне реактора.

Конструкция ячеек и их размещение в решетке обеспечивают надежное дистанционирование твэлов и направляющих каналов в течение всего срока эксплуатации кассеты.

Втулка используется для закрепления дистанционирующей решетки на центральной трубе.

Нижняя решетка служит опорой для твэлов, а также выполняет функции фильтра и стабилизатора потока теплоносителя на входе в кассету. Общий вид нижней решетки представлен на рис. 2.25.

Рис. 2.25. Нижняя решетка ТВС:

1 – решетка; 2 – уголок

82

Нижняя решетка состоит из собственно решетки и шести уголков, присоединенных в углах к ее боковым граням с помощью сварки.

Решетка представляет собой перфорированную плиту с пазами для протока теплоносителя и отверстиями для крепления каналов, центральной трубы и твэлов. Уголки служат для соединения нижней решетки с хвостовиком.

Хвостовик − следующий элемент рассматриваемой конструкции, который обеспечивает взаимодействие кассеты с опорным стаканом в днище шахты реактора и состоит из корпуса, системы ребер, соединенных с помощью сварки между собой и с корпусом, а также фиксатора. Общий вид хвостовика, примененного в кассете, приведен на рис. 2.26.

Рис. 2.26. Хвостовик ТВС:

1 – корпус; 2 – ребро; 3, 4, 5 – ребра; 5 – фиксатор

Корпус имеет внутри полость, через которую подводится теплоноситель, а снаружи − сферу, переходящую в цилиндр. Сферой

83

хвостовик опирается на коническую часть опорного стакана, а цилиндром взаимодействует с его цилиндром, удерживая кассету в вертикальном положении в активной зоне.

Ребра служат опорой для нижней решетки. Фиксатор хвостовика предназначен для ориентации кассеты в реакторе. Шплинт представляет собой отрезок проволоки и служит для крепления твэлов в кассете.

Данная ТВС имеет несколько вариантов исполнения, различающихся между собой схемой размещения твэлов в поперечном сечении кассеты и степенью обогащения топлива по 235U.

Пучок СВП предназначен для выравнивания поля энерговыделения и уменьшения размножающих свойств в начале кампании в ТВС с обогащением 4,4 % (иногда используют в ТВС с меньшим обогащением) при трехгодичном топливном цикле. Пучок СВП, в отличие от ПС СУЗ, во время работы реактора в кассете неподвижен и удерживается в таком состоянии плитой БЗТ. Внешней отличительной особенностью пучка СВП является отсутствие пазов на ловителе захватной части головки для привода СУЗ и пружин на подвеске поглощающих элементов в районе их крепления к головке СВП. Общий вид пучка СВП показан на рис. 2.27.

Рис. 2.27. Пучок СВП

84

Пучок СВП состоит из головки, СВП и гаек. Головка по своей конструкции аналогична головке ПС СУЗ. СВП закреплены в головке с помощью гаек и сварки.

Конструкция СВП показана на рис. 2.28.

Рис. 2.28. Конструкция стержня ВП

СВП представляет собой герметичную оболочку, заполненную вкладышами из поглощающего материала (CrB2 в алюминиевой матрице), зафиксированными от перемещений фиксатором. Герметизация оболочки произведена посредством сварки с переходниками. К нижнему переходнику способом завальцовки присоединен конус для облегчения ввода СВП в канал кассеты, а к верхнему – наконечник для его крепления к головке пучка.

Конструкция фиксатора аналогична конструкции фиксатора твэла.

Свободный объем под оболочкой заполнен гелием под давлением.

Пучок СВП имеет несколько исполнений, различающихся по плотности поглощающего материала по естественному бору (0,020; 0,036; 0,065 г/см3) .

Срок службы пучка СВП составляет один год. Во время перегрузки топлива пучок СВП извлекается из ТВС, и далее ТВС работает без СВП.

85

Глава 3. Перспективы и направления развития реакторных установок типа ВВЭР

3.1.Проекты РУ большой мощности

Кпроектам РУ большой мощности относятся проекты РУ мощностного ряда 700-1600 МВт электрической мощности АЭС.

Главное отличие в концепциях проектов состоит в различных соотношениях применения пассивных и активных систем безопасности, систем управления запроектными авариями (ЗПА) и способах их технической реализации. Причем применение новых пассивных систем, не имеющих референтных образцов на действующих энергоблоках, означает внесение в проекты элементов инновационности. Инновации не распространяются на основное оборудование РУ, для которого имеются референтное оборудование проекта РУ В-320 и проекта В-428 основное оборудование которого полностью соответствует проекту В-392.

Усовершенствования в оборудовании относятся к эволюционным изменениям референтного оборудования.

3.2.Проекты РУ В-392 (В-412) и В-428

Базовым проектом для указанного мощностного ряда является проект РУ В-392.

Концептуально проект РУ В-392 ориентирован на почти полное дублирование пассивными системами функций безопасности, выполняемых активными системами. Проект разрабатывался в основном с акцентом на повышение безопасности, как реакция на требования новых редакций нормативных документов, в которые были внесены требования по преодолению ЗПА в связи с авариями на АЭС TMI-2 и «Чернобыль-4».

Проект РУ В-392 хорошо известен, по нему имеется много публикаций. К их числу относятся [11–15] и многие другие. Данные по основным параметрам, проектным характеристикам и целевым показателям для проекта РУ В-392 и проекту РУ В-428 и АЭС, в состав которых входят эти РУ, приведены в табл. 3.1.

86

В1998 г. Госатомнадзором России была выдана лицензия на сооружение НВАЭС-2 по проекту АЭС-92 с реакторной установкой В-392.

Вкачестве условия действия лицензии предписывалось реализовать программу НИОКР с привязкой к этапам строительства и ввода АЭС в эксплуатацию.

Всвязи с вступлением эксплуатирующей организации концерна «Росэнергоатом» в Клуб европейских эксплуатирующих организаций (EUR), была организована работа экспертов по анализу соответствия проекта АЭС-92 требованиям EUR.

Врезультате «проект АЭС-92 успешно прошел все этапы анализа на соответствие требованиям EUR». Тем не менее отмечается незавершенность ряда НИОКР, что не препятствует положительной оценке проекта в целом.

Однако проект не был реализован на НВАЭС-2, и его модификация реализуется на АЭС «Куданкулам» в Индии (проект В-412). Основное оборудование РУ реализовано в составе проекта РУ В-428 на АЭС «Тяньвань» в Китае, т.е. имеет референтные образцы. Проект РУ В-428 отличается от проекта РУ В-392 главным образом номенклатурой и структурой систем безопасности.

Энергоблоки № 1, 2 АЭС «Тяньвань» (В-428) построены и введены в эксплуатацию с 2007 г.

Таблица 3.1 Перечень параметров, характеристик и целевых показателей

проектов В-392 и В-428

Продолжение табл. 3.1

Окончание табл. 3.1

3.3.Проект РУ В-448

Впериод 2003–2006 гг. ОКБ «Гидропресс» совместно с ГНИПКИ АЭП, РНЦ «Курчатовский институт», ОКБ ОМЗ «Ижорский завод» по заказу концерна «Росэнергоатом» разрабатывал проект реакторной установки ВВЭР-1500 (В-448) для энергоблока АЭС электрической мощности 1500–1600 МВт.

Концепция безопасности проектов РУ и АЭС соответствовала концепциям безопасности проектов В-392 и АЭС-92. При этом предполагалось использовать результаты НИОКР, выполняемых в обоснование проектов В-392 и АЭС-92, для обоснования этого проекта с учетом масштабного фактора. В отношении повышения экономической эффективности проект был ориентирован на выполнение требований EUR в полном объеме. Информация по этому

проекту, опубликованная в [14−15] и других изданиях, приводится

втабл. 3.2.

Врезультате выполненного комплекса работ по расчетноэкспериментальному обоснованию проекта разработана документация базового проекта РУ (~70%) в объеме, необходимом для

89

получения лицензии на начало строительства, отработана технология изготовления корпуса реактора и изготовлены полномасштабные опытные обечайки.

В 2006 г. разработка проекта была прекращена в связи с ориентацией промышленности на производство оборудования по проектам РУ В-392М и В-491 для АЭС-2006.

Таблица 3.2 Перечень параметров, характеристик и целевых показателей

проекта В-448