Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 177_Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР_PWR
.pdf
Глава2
III+
Основные технические характеристики реакторных установок ВВЭР по-
коления III+ различных проектов представлены в разделе 1.6.1 (глава 1), тем
не менее авторы считают необходимым продублировать данную информа-
цию в текущем разделе.
Основное внимание в данной главе уделяется составу систем безопасно-
сти, идеологии их построения, краткому описанию режимов работы, а так-
же некоторым архитектурно-строительным решениям.
2.1. -392. -2
За основу был принят проект В-392 с учетом технических решений
и разработок, использованных в введенных в эксплуатацию проектов: АЭС
«Куданкулам» (Индия, проект В-412), АЭС «Тяньвань» (Китай, проект
В-428) и АЭС «Бушер» (Иран, проект В-446). В ОКБ «ГИДРОПРЕСС» но-
вый проект получил индекс В-392М.
Проект В-392М реализован на площадке Нововоронежской АЭС-2
в виде двух энергоблоков. На базе этого проекта были разработаны новые
проекты: ВВЭР-1200/В-509 (АЭС «Аккую», блоки 1–4, Турция), ВВЭР-
1200/В-523 (АЭС «Руппур», блоки 1–2, Бангладеш), ВВЭР-1250/В-510
(ВВЭР ТОИ, Курская АЭС-2).
Корпус реактора В-392М по сравнению с серийной РУ увеличен в диа-
метре на 100 мм, а его длина — на 300 мм.
Подвергся модернизации и парогенератор, в котором благодаря увели-
чению внутреннего диаметра корпуса с 4,0 до 4,2 м применена разреженная
коридорная компоновка труб в теплообменном пучке. Это также облегчило
доступ для применения автоматизированных средств контроля и обслужи-
вания.
Основные технические характеристики РУ ВВЭР-1200 (проект В-392М)
представлены в табл. 2.1.
2.1. Проект В-392М. Нововоронежская АЭС-2
131
2.1. Технические характеристикиРУ ВВЭР-1200 (проект В-392М)
Мощность тепловая, МВт 3200
Расход теплоносителя через реактор (приработе четырех ГЦН), м
3
/ч 88 000
Давление номинальное навыходе изактивной зоны, МПа 16,2±0,3
Температура теплоносителя вреакторе, °С
– навходе вактивную зону 298,2
– навыходе изактивной зоны 328,6
Диаметр твэлов, мм 9,1
Число ТВС вактивной зоне, шт. 163
Количество приводовСУЗ вреакторе, шт. 121
Тип привода СУЗ ШЭМ-3
( -392)
В состав энергетического блока НВАЭС-2 входят: реакторная установка
В-392М с реактором ВВЭР-1200, паровая турбина К-1200-6,8/50 и генера-
тор переменного тока.
РУ предназначена для преобразования ядерной энергии в тепловую и ге-
нерирования сухого насыщенного пара для турбоустановки.
В состав РУ входит оборудование 1-го контура и ГЕ САОЗ (рис. 2.1).
Первый контур предназначен для организации циркуляции теплоносите-
ля через активную зону реактора и передачи тепла в парогенераторах тепло-
носителю второго контура. Тепло выделяется в результате цепной реакции
деления ядерного топлива.
Первый контур состоит из реактора, четырех циркуляционных петель
и системы компенсации давления (рис. 2.2).
Каждая циркуляционная петля включает в себя: главный циркуляцион-
ный насос, главные циркуляционные трубопроводы Ду 850, образующие хо-
лодную и горячую нитку петли и греющую часть парогенератора.
Общей частью контура циркуляции для четырех петель является реактор.
В активной зоне реактора создаются условия для управляемой ядерной ре-
акции на тепловых нейтронах с выработкой тепловой энергии. Циркуляцию
теплоносителя через активную зону обеспечивают главные циркуляцион-
ные насосы.
Теплоноситель первого контура проходит через активную зону, нагре-
вается и по трубопроводам горячих ниток четырех петель поступает в ТОТ
(теплообменные трубы) парогенераторов, где отдает свою энергию паро-
производительной части ПГ, производя при этом пар второго контура.
Далее, выйдя из парогенераторов, теплоноситель первого контура поступает
на всас ГЦНА и по холодным ниткам ГЦТ возвращается в реактор для по-
вторного нагрева (рис. 2.3).
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
132
. 2.1. СоставРУ ВВЭР-1200. Проект В-392М (НВАЭС-2)
Пар из ПГ ПГ КД
ПГ
ГЦНА
ГЦНА
ГЦТ
Реактор
Трубопроводы
САОЗ
Трубопроводы
САОЗ
Питательная
вода в ПГ
. 2.2. Состав первого контура ВВЭР-1200. Проект В-392М (НВАЭС-2)
2.1. Проект В-392М. Нововоронежская АЭС-2
133
Реактор
Реактор предназначен для получения и преобразования энергии деления
ядерного топлива в тепловую энергию и передачи ее теплоносителю первого
контура двухконтурной реакторной установки энергоблока атомной элек-
трической станции.
Реактор ВВЭР-1200 (рис. 2.4) является водо-водяным энергетическим
реактором корпусного типа, гетерогенным, на тепловых нейтронах.
В состав реактора входят следующие элементы:
• корпус реактора (рис. 2.5);
• шахта внутрикорпусная (рис. 2.6). Воспринимает нагрузки от ТВС, вы-
городки и БЗТ. Воспринимает гидродинамические усилия от движу-
щегося теплоносителя. Распределяет расходы теплоносителя на входе
в активную зону и на выходе из реактора. Ослабляет интенсивность
нейтронного потока на корпус реактора;
• выгородка (рис. 2.7). Обеспечивает геометрическую конфигурацию
периферии активной зоны (образованной ТВС периферических ря-
дов), снижение всплеска нейтронного потока на границе активной
зоны у граничных твэлов ТВС периферийных рядов, уменьшение ин-
тенсивности нейтронного потока на корпус реактора, циркуляцию
теплоносителя на границе активной зоны, размещение переносных
ионизационных камер во время перегрузки топлива в реакторе;
• активная зона;
• сборки внутриреакторных детекторов;
• блок защитных труб (БЗТ) (рис. 2.8). Обеспечивает проектное раз-
мещение и ориентирование в плане головок ТВС, передачу уси-
Парогенератор
Реактор
Насос
. 2.3. Циркуляционная петля первого контура ВВЭР-1200. Проект В-392М (НВАЭС-2)
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
134
Петля 1
Петля 2
Петля 3
Петля 4
А-А
А А
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
. 2.4. Конструкция реактора ВВЭР-1200. Проект В-392М (НВАЭС-2).
1 – траверса; 2 – верхний блок; 3 – крышка реактора; 4 – патрубки САОЗ; 5 – блок за-
щитных труб; 6 – патрубки ГЦТ; 7 – корпус; 8 – шахта внутрикорпусная; 9 – выгородка;
10 – активная зона; 11 – патрубок САОЗ; 12 – колено воздушника; 13 – патрубок КИП;
14 – штуцер КИП
лий от пружинных блоков ТВС и перепада давления теплоносителя
на крышку верхнего блока, стабилизацию и выравнивание расхода
теплоносителя на выходе из реактора, размещение и защиту от воз-
действия потока теплоносителя СВРД и ПС СУЗ со штангой привода,
2.1. Проект В-392М. Нововоронежская АЭС-2
135
Антикоррозионная наплавка
на внутренних поверхностях
реактора
Патрубок для трубок КИП Кожух патрубка КИП Шпонки (12 мест)
54 отверстия М170×6
Фланец
Обечайка зоны
патрубков верхняя
Патрубки САОЗ (Ду300)
Патрубки ГЦТ (Ду850)
Кольцо разделительное
Обечайка опорная
Обечайка зоны
патрубков нижняя
Места для установки
образцов-свидетелей
Обечайка верхняя
Обечайка нижняя
Кронштейны (12 мест)
Днище
. 2.5. Корпус реактора ВВЭР-1200. Проект В-392М (НВАЭС-2)
Фланец
Обечайка
перфорированная
(238 отверстий Ду195)
Отверстие Ду300
для входа воды
из емкости САОЗ
Отверстия под
хвостовики опор (163 шт.)
и отверстия для протока
теплоносителя
Опора
Вытеснитель (6 рядов)
Пазы (12 шт.)
Решетка
дистанциирующая
Днище
эллиптическое
. 2.6. Конструкция шахты внутрикорпусной реактора ВВЭР-1200.
Проект В-392М (НВАЭС-2)
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
136
Кронштейн (6 шт.)
Пазы под шпонку шахты (6 шт.)
Кронштейн (6 шт.)
Труба (6 шт.)
Наконечник (6 шт.)
Продольные
цилиндрические каналы
Кольцо выгородки
среднее (2 шт.)
Кольцо выгородки
верхнее
Кольцо выгородки
нижнее
Общий вид Вид сверху
. 2.7. Конструкция выгородки реактора ВВЭР-1200. Проект В-392М (НВАЭС-2)
Пучки направляющих
труб (18 мест)
Стойки
(18 мест)
Верхняя
плита
Обечайка
опорная
Трубы
направляющие
Плита
средняя
Плита
нижняя
Обечайка
перфорированная
Трубы
защитные
. 2.8. Блок защитных труб реактора ВВЭР-1200. Проект В-392М (НВАЭС-2)
2.1. Проект В-392М. Нововоронежская АЭС-2
137
размещение и закрепление контейнеров со сборками «тепловых» об-
разцов-свидетелей корпусной стали;
• верхний блок с крышкой (рис. 2.9). Выполняет функцию уплотнения
главного разъема реактора, размещения и закрепления приводов СУЗ
ШЭМ-3, уплотнения выводов СВРД и патрубка воздушника реактора,
удержания от всплытия блока защитных труб (БЗТ), тепловыделяю-
щих сборок (ТВС), шахты внутрикорпусной (ШВК);
• приводы СУЗ ШЭМ-3;
• детали уплотнения главного разъема реактора;
• образцы-свидетели.
Корпус реактора совместно с крышкой и деталями уплотнения главного
разъема обеспечивает создание герметичного объема, внутри которого раз-
мещаются внутрикорпусные устройства (ШВК, выгородка, БЗТ) и активная
зона (ТВС, ОР СУЗ) со сборками внутриреакторных детекторов.
Внутрикорпусные устройства выполняют следующие функции:
• группируют комплекс ТВС в активную зону реактора;
• снижают нейтронный поток на корпус реактора;
Траверса
Металло-
конструкция
Сигнализаторы
протечек
Колено
воздушника
Воздушный
коллектор
Крышка
реактора
Труба
воздушника
. 2.9. Верхний блок реактора ВВЭР-1200. Проект В-392М (НВАЭС-2)
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
138
• создают защитные каналы, внутри которых перемещаются штанги
приводов, сцепленные с ПС СУЗ;
• создают направляющие каналы, внутри которых проходят сборки
внутриреакторных детекторов;
• организуют совместно с корпусом реактора контур циркуляции те-
плоносителя.
АктивнаязонаиТВСпроектаВ-392М
Активная зона реактора ВВЭР-1200 (В-392М) представляет собой сово-
купность 163 ТВС и 121 ПС СУЗ, установленных внутри корпуса реактора
в соответствии с картограммой загрузки активной зоны (рис. 2.10).
Элементы активной зоны и 1-го контура (топливная таблетка, оболоч-
ка твэла, реактор в составе контура теплоносителя) являются физическими
барь ерами на пути распространения ионизирующего излучения и радиоак-
тивных веществ в окружающую среду.
Тепловыделяющие элементы представляют собой герметичную обо-
лочку с топливным сердечником (рис. 2.11, а) — таблетками из диоксида
урана (твэл) или таблетками из урано-гадолиниевого топлива (твэг). В ка-
честве оболочек твэлов используют трубки из сплава циркония с 1% ниоб-
ия. Легирующая добавка ниобия снижает поглощение водорода цирконием,
обеспечивает высокую пластичность, коррозионную стойкость и прочность
сплава.
Тепловыделяющая сборка имеет шестигранное сечение и состоит из сле-
дующих составных частей: головка ТВС, жесткий каркас, пучок твэл/твэг,
инструментальный канал, хвостовик (рис. 2.11, б). Каркас ТВС состоит
из 18 направляющих каналов, приваренных к дистанционирующим (13 шт.)
и нижней решеткам.
Топливная
таблетка
Твэл
ТВС
ПС СУЗ
Реактор
Активная
зона
. 2.10. Элементы активной зоны реактора
2.1. Проект В-392М. Нововоронежская АЭС-2
139
Каркас соединен с головкой ТВС при помощи разъемного соеди-
нения, а с хвостовиком посредством сварки. Разъемное соединение го-
ловки с каркасом позволяет разбирать ТВС и заменять дефектные твэлы
(твэги).
В конструкции ТВС «АЭС-2006» использованы технические решения,
апробированные в конструкции прототипов (ТВС-2 и ТВС-2М):
• обогащение топлива ограничено 5%;
• сохранено центральное отверстие в топливных таблетках;
Заглушка верхняя
Сплав Э110
Сварной шов
Фиксатор
Сталь 12Х18Н9Т
Таблетка
UO
2
или
UO
2
+ Gd
2
O
2
Заглушка нижняя
Сплав Э110
4033
∅5,35
Оболочка
Сплав Э110
Головка ТВС
Сталь 12Х18Н10Т
Труба для СВРД
Сталь 12Х18Н10Т
Канал
направляющий
Сплав Э-635
Канал
инструментальный
Сплав Э-635
Решетка
дистанционирующая
Сплав Э-110
Твэл/твэг
Оболочка – сплав Э-110
Решетка нижняя
Сталь 12Х18Н10Т
Хвостовик
Сталь 12Х18Н10Т
∅195
4570±1
. 2.11. Конструкция элементов активной зоны. Проект В-392М (НВАЭС-2).
а – тепловыделяющий элемент; б – тепловыделяющая сборка
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)