1.4 Будущее станции.
В июне 2021 стало известно, что Росатом принял решение о строительстве двух
новых блоков на Кольской АЭС. Начало строительства запланировано на 2028 год, ввод в эксплуатацию на 2034. Предполагается построить два реактора нового типа ВВЭР-600. На 2021 год проект находится на этапе подготовки к разработке.
С 2017 года была начата модернизация первого энергоблока. Полностью заменена
система аварийного охлаждения активной зоны. Смонтированы 3 канала САОЗ высокого и низкого давления (как на современных блоках ВВЭР-1000). Проведен отжиг корпуса реактора с целью сделать его металл более пластичным и для снятия напряжений, вызванных нейтронным охрупчиванием (операция выполнялась 2 раза). Заменены циркуляционные насосы. Модернизирована система управления и регулирования турбин. Блок доведён до пост-фукусимских требований.
Рис. 5. Машинный зал КолАЭС.
Глава 2. Характеристики основного оборудования.
2.1 Общие характеристики и принцип работы реактора ввэр-440.
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — водо-водяной корпусной
энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире.
ВВЭР был разработан в СССР одновременно с реактором РБМК и обязан своим
происхождением одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С. М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ “Гидропресс” приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров.
Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введён в эксплуатацию в 1964 году на
первом энергоблоке Нововоронежской АЭС.
Рис. 6. Устройство реактора ВВЭР.
1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб; 5 - шахта; 6 - активная зона; 7 - топливные сборки и регулирующие стержни.
Таблица 2.1 - Технические характеристики ВВЭР-440.
Характеристика |
ВВЭР-440 |
Тепловая мощность реактора, МВт |
1375 |
К. п. д. (брутто), % |
32,0 |
Давление пара перед турбиной, атм |
44,0 |
Давление в первом контуре, атм |
125 |
Температура воды, °C |
|
на входе в реактор |
269 |
на выходе из реактора |
300 |
Диаметр активной зоны, м |
2,88 |
Высота активной зоны, м |
2,50 |
Диаметр ТВЭЛа, мм |
9,1 |
Число ТВЭЛов в кассете |
120 |
Загрузка урана, т |
42 |
Среднее обогащение урана, % |
3,5 |
Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг |
28,6 |
Активная зона ВВЭР-440 набрана из 349 шестигранных кассет, часть которых
используется как рабочие органы СУЗ. Внутри кожуха кассеты смонтировано по треугольной решётке 126 стержневых ТВЭЛов диаметром 9,1 мм. Сердечник ТВЭЛа (спечённая двуокись урана с обогащением 3,5 %), диаметром 7,5 мм заключён в оболочку толщиной 0,6 мм. Материал кожуха кассеты и оболочки ТВЭЛа — цирконий, легированный ниобием (1 %).
ВВЭР-440 работает в режиме 4—6 частичных перегрузок кассет за кампанию,
длящуюся примерно 3—6 лет. Через каждые 280—290 сут в ВВЭР-440 заменяется 1/4—1/6 часть кассет. Сначала кассеты удаляют из центральной области активной зоны, а на их место переставляют кассеты с периферии активной зоны. Освобождённые места на периферии активной зоны заполняют свежими кассетами. Перегрузка кассет производится под защитным слоем воды толщиной 5 м, ослабляющим дозу излучения в реакторном зале ниже предельно допустимой.
В настоящее время для реакторов ВВЭР (и РБМК) разработано топливо
с выгорающим поглотителем нейтронов (гадолиний, эрбий — для ВВЭР, эрбий — для РБМК) который позволяет больше обогащать свежее топливо, и иметь больший запас реактивности в течение топливной кампании, что позволяет использовать одну кассету с топливом не 3—4 года, а 5—6 лет при практически равной стоимости, что позволяет снизить затраты на топливо примерно на 40 %.
Мощностный коэффициент реактивности ВВЭР — отрицательная величина. На Нововоронежской АЭС он используется для увеличения интервала между перегрузками кассет во время максимального потребления электроэнергии осенью и зимой. Перед частичной перегрузкой реактор переводят на некоторое время в режим саморегулирования. Мощность реактора медленно понижается, вследствие чего освобождается реактивность. Она и расходуется на компенсацию дополнительного выгорания топлива.
Активная зона ВВЭР-440 размещена в толстостенном корпусе из стали. Он имеет наружный диаметр 3,8 м, высоту 11,2 м и рассчитан на работу под давлением 125 атм. В корпусе имеется два ряда патрубков для входа и выхода теплоносителя. Сверху корпус закрывается крышкой.
На внутреннюю стенку корпуса падают нейтронное и γ-излучение. От дозы излучения зависят изменение свойств материала корпуса и термические напряжения в корпусе. Поэтому дозу излучения в корпусе снижают водным и стальным экранами, расположенными между активной зоной и корпусом. Толщина водного экрана равна 20 см, стального — 9 см.
СУЗ ВВЭР-440 имеет две независимые системы: систему АРК и систему борного регулирования. Первая система из 37 АРК обеспечивает управление реактором в нестационарных режимах и выключение реактора. Нижним ярусом АРК служит кассета с ТВЭЛами. Верхний ярус АРК заполнен элементами из бористого сплава. АРК укреплены на штоках, выходящих наверх через крышку корпуса. Они перемещаются в вертикальном направлении электродвигателями и в аварийных случаях сбрасываются в нижнюю часть корпуса. После сбрасывания место топливного яруса АРК в активной зоне занимает поглотитель из бористого сплава.
Схема энергоблока с реактором ВВЭР-440 состоит из двух контуров, первый из которых относится к реакторной установке, а второй - к паротурбинной. В первом контуре циркулирует вода под давлением 125 атм. Вода с температурой 269 °C поступает
в кольцевую щель между стенкой корпуса и активной зоной и опускается вниз. Затем она движется вверх и, охлаждая ТВЭЛы, нагревается до 300 °C. В парогенераторах отведённое от реакторов тепло расходуется на получение насыщенного пара (давление 44 атм, температура 257 °C), вращающего турбогенераторы.