Слободчук В.И., Лескин С.Т., Шелегов А.С., Кашин Д.Ю. Основные системы энергоблока с реактором ВВЭР-1000

МИНИСТЕРСТВО НАУКИ И ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»

В.И. Слободчук, С.Т. Лескин, А.С. Шелегов, Д.Ю. Кашин

Основные системы энергоблока с реактором ВВЭР-1000

Допущено Федеральным учебно-методическим объединением в системе высшего образования по УГСН 14.00.00

Ядерная энергетика и технологии в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений, обучающихся

по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг» и по направлению подготовки 14.03.01, 14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика»

Москва 2021

УДК 621.039.524.44(075.8) ББК 31.47 О 75

Основные системы энергоблока с реактором ВВЭР-1000: Учебное пособие / В.И. Слободчук, С.Т. Лескин, А.С. Шелегов, Д.Ю. Кашин [Электронный ресурс]. М.: НИЯУ МИФИ, 2021. 112 с.

Пособие по курсу «Атомные электрические станции» посвящено, в основном, описанию основных систем энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. Для энергоблока с реактором ВВЭР-1000 описание основных систем дано применительно к серийному проекту В-320. В отличие от существующих книг, посвященных подробному описанию реакторных установок ВВЭР-1000 и их систем, в данном учебном пособии материал изложен более сжато и дополнен сведениями из инструкций по эксплуатации основного оборудования и систем указанных энергоблоков. Учебное пособие написано в соответствии с учебным планом специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг» и направлено на формирование у студентов компетенций, необходимых для успешной и быстрой адаптации на рабочих местах атомных станций.

Учебное пособие рассчитано, в первую очередь, на студентов 4, 5 курсов, обучающихся по специальности 14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», а также по направлению подготовки 14.03.01; 14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика». Оно также может быть полезным для студентов смежных специальностей, изучающих курс «Ядерные энергетические установки».

Рецензент А.В. Морозов, д-р техн. наук, ведущий научный сотрудник АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»

Редактор М.В. Макарова

Оригинал-макет подготовлен С.В. Тялиной

Подписано в печать 24.09.2021. Формат 60×84 1/16.

Уч.-изд.л. 7,0. Печ.л. 7,0. Изд. № 017-1.

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ». 115409, Москва, Каширское ш., 31.

2

3

Сокращения

а.з. – активная зона АС – атомная станция

АЭС – атомная электростанция ББ – бак-барботер БВ – бассейн выдержки

БГК – бак грязного конденсата БЗОК – быстродействующий запорно-отсечной клапан

БОУ – блочная обессоливающая установка БП – бассейн перегрузки

БРУ-А – быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу

БРУ-К – быстродействующая редукционная установка сброса пара в конденсатор

БРУ-СН – быстродействующая редукционная установка сброса пара в коллектор собственных нужд

БЩУ – блочный щит управления ВБ – верхний блок ВКУ – внутрикорпусные устройства

ВПЭН – вспомогательный питательный насос с электроприводом ВРК – внутриреакторный контроль ГЕ – гидроемкость ГПЗ – главная паровая задвижка

ГРЭС – государственная районная электрическая станция ГЦК – главный циркуляционный контур ГЦН – главный циркуляционный насос ГЦТ – главный циркуляционный трубопровод ДБР – деаэратор борного регулирования ДН – дренажный насос ДП – деаэратор подпитки

ИПУ – импульсное предохранительное устройство КГП – конденсат греющего пара КД – компенсатор давления

КИП – контрольно-измерительные приборы КН – конденсатный насос КНД – конденсатор

КОС – клапан обратный с сервоприводом КПД – коэффициент полезного действия КСН – коллектор собственных нужд

4

МКУ – минимально контролируемый уровень ОД – охладитель дренажа ОК – основной конденсат

ОПБ – Общие положения по обеспечению безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации

ОЭ – основной эжектор П – подогреватель

ПВД – подогреватель высокого давления ПВС – паровоздушная смесь ПГ – парогенератор ПК – предохранительный клапан

ПНД – подогреватель низкого давления ПРК – пускорезервная котельная ПСУ – паросбросное устройство ПТУ – паротурбинная установка пэл – поглощающий элемент РУ – реакторная установка

РУПГ – регулятор уровня парогенератора РЩУ – резервный щит управления

САОЗ – система аварийного охлаждения активной зоны СВО – специальная водоочистка СПП – сепаратор-пароперегреватель СППР – система подпитки-продувки СУЗ – система управления и защиты ТВС – тепловыделяющая сборка твэл – тепловыделяющий элемент ТПН – насос с турбоприводом ТФУ – теплофикационная установка

ТЭН – трубчатый электронагреватель ТЭС – тепловая электростанция ТЭЦ – теплоэлектроцентраль ФСД – фильтр смешанного действия ХЭ – холодильник эжектора ЦВД – цилиндр высокого давления ЦН – циркуляционный насос ЭМФ – электромагнитный фильтр ЭУ – эжектор уплотнений

5

1. Реакторная установка с реактором ВВЭР-1000

Приводимые далее системы реакторной установки относятся, главным образом, к серийному энергоблоку В-320. В состав энергоблока входит ядерная паропроизводящая установка водоводяного типа единичной электрической мощностью 1000 МВт. Технологическая схема энергоблока – двухконтурная. Принципиальная технологическая схема энергоблока с реактором ВВЭР-1000 представлена на рис. 1.1.

1.1.Первый контур

Всостав реакторной установки ВВЭР-1000 входят: водоводяной энергетический реактор типа ВВЭР-1000, главный циркуляционный контур, система компенсации давления и ряд вспомогательных систем. Главный циркуляционный контур (ГЦК) предназначен для отвода тепла, выделяющегося в реакторе, и передачи его воде второго контура в парогенераторах. ГЦК включает в себя четыре циркуляционные петли. Каждая циркуляционная петля состоит из парогенератора (ПГ), главных циркуляционных трубопроводов (ГЦТ) Dу 850, главного циркуляционного насоса (ГЦН). Схема расположения петель ГЦК и компоновка основного оборудования реакторной установки представлены на рис. 1.2, 1.3. Теплоизоляция трубопроводов ГЦК состоит из двух слоев базальтового волокна (δ = 60 мм) и легкосъемных блоков. Температурные расширения ГЦК компенсируются перемещением ПГ на роликовых и ГЦН на шаровых опорах. Перемещение трубопроводов при их разрыве от реакции струи ограничено аварийными опорами.

Теплоноситель первого контура, охлажденный в ПГ, поступает на всас ГЦН и подается ими в реактор через нижний ряд напорных патрубков, опускается по кольцевому зазору между корпусом и шахтой реактора, а затем, пройдя активную зону снизу вверх, через верхние отводящие патрубки выходит из реактора и направляется в ПГ.

6

Регулирование реактивности, и тем самым тепловыделения, осуществляется перемещением органов регулирования с твердым поглотителем, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Реактор устанавливается в бетонной шахте, обеспечивающей надежное крепление реактора и биологическую защиту. Конструкция реактора, а также системы управления и защиты (СУЗ) и САОЗ обеспечивают безопасную остановку и расхолаживание, в том числе при максимальном проектном землетрясении в 9 баллов, а также создают прочность конструкции при одновременном воздействии нагрузок, вызванных максимальным расчетным землетрясением и разрывом трубопровода Dу 850 по полному сечению.

1.2.Реактор ВВЭР-1000 и главные циркуляционные трубопроводы

Реактор – водо-водяной, гетерогенный, корпусного типа, на тепловых нейтронах. Он представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем. Внутри корпуса размещается активная зона (а.з.) и внутрикорпусные устройства (ВКУ). Сверху реактор герметично закрыт верхним блоком (ВБ) с установленными на нем приводами механизмов органов регулирования и защиты реактора и патрубков вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля (ВРК). Крепление верхнего блока к корпусу осуществляется шпильками.

Корпус реактора предназначен для размещения ВКУ и а.з. реактора. Представляет собой цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и состоит из фланца, зоны патрубков, опорной обечайки, цилиндрической части и эллиптического днища. Патрубки Dу 850 (по два патрубка на петлю) вытянуты из основного металла обечайки зоны патрубков методом горячей штамповки. На уровне осей верхнего и нижнего рядов патрубков Dу 850 расположены по два (всего – четыре) отверстия с патрубками Dу 300 для организации аварийного охлаждения а.з. реактора. На уровне осей верхнего ряда патрубков Dу 850 расположено также отверстие Dу 250 для вывода импульсных трубок контрольно-измерительных приборов (КИП) с отключающими устройствами.

9

Вся внутренняя поверхность корпуса покрыта антикоррозийной наплавкой толщиной 7–9 мм. В районах соприкосновения с крышкой, шахтой, прокладкой, в местах приварки кронштейнов, деталей крепления трубок КИП, на внутренней поверхности всех патрубков антикоррозийная наплавка имеет толщину не менее 15 мм.

Основные технические характеристики реактора ВВЭР-1000

Главные циркуляционные трубопроводы предназначены для соединения основного оборудования первого контура и организации циркуляции теплоносителя в контуре реакторной установки (РУ). ГЦТ установлены в герметичных помещениях, недоступных для обслуживания во время работы РУ. Трубопроводы и патрубки имеют наплавку из аустенитной стали.

10