Ядерные энергетические реакторы

происходит парообразование или нагрев газа, далее пар (газ) направляется в турбину, где, расширяясь, совершает работу, которая в электрогенераторе превращается в электроэнергию. После конденсации всего пара в конденсаторе конденсат насосом или газ компрессором через регенеративные теплообменники подается в реактор.

В двухконтурных ЯЭУ, получивших наибольшее распространение,

таких ЯЭУ нагретый в реакторе теплоноситель поступает в ПГ (теплообменникУ), где теплота через поверхность нагрева передается рабочему телу— воде второго

контуры теплоносителя и рабочего тела разделены. Соответственно контур

теплоносителя называется первым, а контур рабочего тела — вторым. В

двухконтурных ЯЭУ могут применяться энергетические реакторы всех типов. В

слабой ради активн сти, чем в одноконтурной ЯЭУ. Это упрощает эксплуатацию установки.

Рщелочнымихконтурныеметаллами, например натрием. Натрий, циркулируя через активную зону становится высокорадиоактивным вследствие активации нейтронами. Кроме

В трехконтурных ЯЭУ контуры теплоносителя и рабочего тела отделяются

того, он загрязняется радиоактивными продуктами коррозии и протечками продуктов деления из ТВЭЛ, потерявших герметичность. Щелочные металлы вступают в бурную химическую реакцию с водой или водяным паром. Для того чтобы исключить контакт радиоактивного теплоносителя с водой при возможных неплотностях в ПГ, и создается промежуточный контур. В первом контуре циркулирует радиоактивный натрий. Из-за высокой температуры кипения натрия

31

давление в первом контуре низкое (около 1 МПа) и определяется только гидравлическим сопротивлением контура. Теплота от радиоактивного натрия в промежуточном теплообменнике передается нерадиоактивному теплоносителю

— также натрию. В промежуточном контуре создается более высокое давление, чем в первом, чтобы исключить протечку радиоактивного натрия из первого контура в промежуточный через возможные дефекты в теплообменнике. Промежуточный контур нерадиоактивен. Натрий промежуточного контура отдает свою теплоту рабочему телу — воде и водяному пару в ПГ, в котором допускается перегрев пара до температуры около 450–570 оС без повышения

доля тепловой энергии составляет около 75 %, а электроэнергии менее 25 %. При

этом на долю централизованного теплоснабжения расходуется 20 % органического топлива, в основном наиболее дефицитного газомазутного. Поэтому применение ЯЭУ в качестве мощных источников тепловой энергии для

электроэнергии. В рай нах, где потребность в теплоте значительно превышает потребностьпов электр энергии, выгодно строить ACT. Для АТЭЦ могут быть

использованые ЯЭУ с уже освоенными типами реакторов, например ВВЭР и

РБМК. АТЭЦ должны располагаться вблизи крупных городов, однако исходя из Ртр бований обеспечению безопасности их приходится строить на расстояниях

не м н 25 км от границы городской застройки, что вызывает дополнительные затраты на сооружение дорогостоящих теплотрасс. Перспективным является создание АТЭЦ с реакторами типа ВК с естественной циркуляцией теплоносителя в корпусе из предварительно напряженного железобетона. Внутри корпуса находятся ПГ, сепаратор и компенсатор давления (интегральная компоновка), что существенно повышает безопасность установки и позволяет располагать такую АТЭЦ значительно ближе к городской черте.

32

В настоящее время в первую очередь предполагается использование реакторов типа ВК также с интегральной компоновкой и естественной циркуляцией теплоносителя для ACT, предназначенных для отпуска низкопотенциальной теплоты на отопление в виде горячей воды с температурой не выше 150 °С. Для ACT потребовалась разработка специального реактора с

33

Раздел II. ТИПЫ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

ТЕМА 2. ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ

2.1. Принципиальная схема энергоблока

Энергоблок АЭС 2006 с реактором ВВЭР 1200 включает в себя реакторную

иодну турбоустановку с вспомогательными системами турбинного Уотделения. Каждый из энергоблоков АЭС имеет собственные вспомогательныеТсистемы, включая системы спецводоочистки и переработки отходов. Общие станционные системы предусматриваются только для выполнения вспомогательныхН функций, не связанных прямо с технологическими процессами выработки электроэнергии

иобеспечением безопасности. Б безопасности,Номинальное давление теплоносителя первогойконтура на выходе из активной

Турбоустановка оснащается пятью питательными насосами; генератор – с полностью водяным охлаждением.

34

Компоновка моноблока, содержащая в себе здание реактора с двойной оболочкой, машинный зал, здания систем безопасности и вспомогательных систем обеспечивает минимальную протяженность коммуникаций и высокую надежность нормальной эксплуатации, а также функций безопасности.

В проекте реализована четырехканальная схема систем безопасности. Четырехканальная структура систем безопасности, построенная на

активных элементах, обеспечивает преодоление любых проектных аварий, и приведение реакторной установки к безопасному состоянию с учетом зависимого отказа канала и независимого отказа любого активного элемента или ошибки

энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая

широкое распространение в мире.

ВВЭР был разработан в СССР. Работы над проектом начались в 1954 году,

остановл но).

Активная зона ВВЭР 1000 набирается из 163 топливных кассет, в каждой из которых по 312 ТВЭЛов. Равномерно по кассете распределены 18 направляющих трубок. В направляющих трубках приводом может, в зависимости от положения кассеты в активной зоне, перемещаться пучок из 18 поглощающих стержней (ПС) органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), сердечник ПС изготовлен из дисперсионного материала (карбид бора в матрице из алюминиевого сплава, могут применяться и другие поглощающие материалы:

35

титанат диспрозия, гафний). В направляющих трубках (при нахождении не под ОР СУЗ) также могут быть размещены стержни выгорающего поглотителя (СВП), материал сердечника СВП – бор в циркониевой матрице, в настоящее время произведён полный переход с извлекаемых СВП на интегрированный в топливо поглотитель (оксид гадолиния). Сердечники ПС и СВП диаметром 7 мм заключены в оболочки из нержавеющей стали размером 8,2×0,6 мм. Кроме систем ПС и СВП в ВВЭР 1000 применяют и систему борного регулирования.

Мощность блока с ВВЭР 1000 повышена по сравнению с мощностью блока с ВВЭР 440 благодаря изменению ряда характеристик. Увеличены объём

напряжённого железобетона, называемой гермооболочкой или контейнментом. Она обеспечивает безопасность блока п авар ях с разрывом трубопроводов

ВВЭР 1000 (В-320) – «большая серия». Все блоки Балаковской АЭС, РостовскойпАЭС, бл ки № 1-6 Запорожской АЭС, блоки № 3,4 Калининской АЭСе, блоки № 1,2 Хмельницкой АЭС, блоки № 3,4 Ровенской АЭС, блок № 3 Южно-Украинской АЭС, блоки № 1,2 АЭС «Темелин», блоки № 5,6 АЭС

Р«Козлодуй». Предполагался к установке на Крымской АЭС ВВЭР 1000 (В-392) – рассчитана на сейсмическое воздействие при

проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64 и при максимальном расчётном землетрясении в 8 баллов по шкале MSK 64.

ВВЭР 1000 (В-412) – на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие, специфичное для площадки АЭС «Куданкулам», по заказу Индии

ВВЭР 1000 (В-428) – на базе В-392, рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в 7 баллов по шкале MSK 64, по заказу КНР

36

ВВЭР 1000 (В-446) – на базе В-392, для работы с оборудованием KWU на Бушерской АЭС

Четыре из восьми запроектированных реакторов Тяньваньской АЭС – ВВЭР 1000 (В-428).

Шесть водо-водяных энергетических корпусных реакторов типа ВВЭР-

Рис. 10. ВВЭР 1000.

Основное оборудование и системы нормальной эксплуатации РУ ВВЭР

нормальной эксплуатации, т.е. разогрева, выхода на мощность, работы на мощности, останова, расхолаживания и перегрузки топлива. В состав основного оборудования и систем нормальной эксплуатации ЯЭУ с ВВЭР 1000 входят:

•реактор;

•главный циркуляционный контур и система компенсации давления;

•система управления и защиты и системы контроля и диагностикиУ;

•система подпитки и продувки первого контура, включая борное регулирование; Т

•система перегрузки, хранения и транспортирования топлива;

•парогенераторы и система паропроводов и питательныхНтрубопроводов высокого давления второго контура;

•система радиационной защиты. Б водянымй

межтрубноесоставпространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и

через четыре вых дных патрубка (три, шесть) корпуса выходит из реактора.

Конструкция реактора показана на рис. 10. На этом рисунке показан разрез

электромагнитный привод органа СУЗ (ШЭМ).

Реактор устанавливается в бетонной шахте, которая является одновременно биологической защитой и опорной конструкцией.

38

Активная зона

Активная зона ВВЭР 1000 набирается из тепловыделяющих сборок (ТВС) шестигранной формы на гексагональной сетке с постоянным шагом порядка 200–240 мм (для PWR из квадратных ТВС на квадратной сетке). Число ТВС в зоне определяется их размером и мощностью реактора, а также

различных исследований для реактора ВВЭР 1000 была выбрана ТВС с шагом под ключ на гексагональной сетке, равным 234 мм (в западных аналогах шаг под

низким обогащением, чем у ос альных твэлов. Так же поступают и наши коллеги на Западе для выравн ван я энерговыделения по сечению ТВС в PWR. Профилирование уменьшает потвэльное энерговыделение на стыке между

обеспечению требований правил ядерной безопасности по коэффициентам реактивности в различных состояниях активной зоны и сохранению её теплотехнической надежности.

39

Таблица 1