Ядерные энергетические реакторы

На Западе для реакторов типа PWR используется ТВЭЛ размером

10

мм и

квадратные

ТВС размером порядка 200 мм. Обращает на себя внимание

некоторые отличия в конструкции активных

зон реакторов PWR и ВВЭР. В

западных реакторах данного

типа,

как правило,

не

применяется

никаких

У

твердых поглотителей в составе ТВС для компенсации начальной реактивности.

Обогащение

топлива

подпитки

у

них

несколько меньше,

чем в наших

Т

реакторах при той же примерно энерговыработке.

Это

достигается

за

счет

отсутствия

«борных

хвостов» (нет

СВП)

и

высоких коэффициентов

Н

неравномерности энерговыделения по ТВС в центре зоны (ниже приводятся их и

наши

коэффициенты

неравномерности).

При

этом

ухудшается

Б

теплотехническая

надежность

активной

зоны,

но

несколько

лучше

экономичность использования топлива.

й

Сопоставляя

характеристики

ТВС PWR и

ВВЭР 1000,

необходимо

топлива подпитки

от 3,5

до 4,0 %.

переходить на обогащение топлива

подпитки

4,4−4,9

%,

то

оптимальными

с

точки

зрения

увеличения

энерговыработки или

длительн сти

Если

между

перегрузками

аботы

реактора

становятся

более

тесные

пливныеррешетки.

Водно-топливное отношение

таких решеток очень

к 2,0. Таким образом, при увеличении кампании

топлива с 2-х и 3-х лет до 4

о

наиболее

перспективной

конструкцией

5 лет

является конструкц я

т

Конечно,

для такого перехода

реактора ВВЭР 1000.

необходимо

ть ряд мероприятий по модернизации состава ТВС. Эти

близко

з

осуществ

реактивности и

улучшения

термомеханических характеристик ТВЭЛ И ТВС.

е

Ниже в разделе с описанием перспектив развития ВВЭР познакомимся с этими

м ро риятиями.

Р

Впнаших

реакторах

основным материалом поглощающего элемента

что активная

зона предназначена для генерации тепла и

его передачи с

поверхности

тепловыделяющих элементов теплоносителю

первого контура,

41

Б

тепловых, механических и радиационных

воздействий

;

• непревышение проектных значений температуры топлива и оболочки;

и

• отсутствие кризиса теплообмена в постулированных проектом

режимах;

внутри

•

стойкость СУЗ в п еделах п оектного ресурса от воздействия

со

нейтронного потока, температу ы, пе епада

изменения давления, износа и

ударов, связанных с перемещениями;

т

•

возможность размещения

ТВС контролирующих датчиков;

зи

•

взаимозаменяемос ь ТВС

свежим

топливом, ТВС с частично

выгоревшим топливом ПС СУЗ пу ем унификации установочных размеров;

•

предотвращен е плавления топлива;

•

сведение к м н муму реакции между металлом и водой;

прочностных характеристик.

У

Корпус

Корпус ядерного реактора (корпус в сборе с крышкой) предназначен для

размещения:

Т

•

ВКУ,

Н

•

комплекта ТВС (активной зоны),

•

перемещаемых приводами ШЭМ органов регулирования.

Корпус

относится

к устройствам

эксплуатации и первой

категории сейсмостойкости.

Б

Габариты корпуса: высота примерно 11

м,

диаметр наружный по фланцу

примерно 4,6 м, диаметр

по цилинд

нормальной

м. Масса корпуса

ческой части 4,5–4,6

320 т.

и

В расчете корпуса реакт ра на п

чность учтены изменения параметров во

всех проектных режимах (н

условия эксплуатации,

нарушение

рмальные

нормальных

условий

эксплуа ации

и аварийные)

и обоснован расчетный

ресурс,

его

надежнос ь

о

Основные

расчетные

параметры

безопасность.

приведены в табл. 3.

т

Корпус

многом

определяет

жизненный

цикл

всего

энергоблока, так

и

как при тере пр чн стных свойств корпуса ЯЭУ не может выполнять свои

з

корпуса и внутрикорпусных устройств, а это –

функции. Не бх дима

замена

доля в стоимости всего оборудования ЯЭУ. Таким образом, срок

службы

во

является

важнейшей

характеристикой

кор уса реактора

экономичности ЯЭУ. Срок службы корпуса в основном определяется

п

заметная

Р

энергией

выше 0,5 МэВ приводят

к повышению хрупкости металла корпуса

и ухудшению его

прочностных

свойств.

Степень ухудшения прочностных

свойств прямо пропорциональна флюенсу быстрых

нейтронов.

Поэтому

возникает

задача

по

уменьшению величины данного флюенса нейтронов на

корпус. Одним из эффективных

способов

этого

уменьшения

является

размещение в активной

зоне ТВС

с выгоревшим топливом на периферии

У

Т

Н

Б

й

При переходе на такие схемы

загрузки

отвечающие за

топлива цифры,

количество циклов расхолаживания в табл. 3, увеличатся соответственно с 70 до

140 и с 30 до 60.

о

Внутрико пусные устройства – ВКУ

Внутрикорпусные устр йства п едназначены для:

т

• размещения

комплек а ТВСрв активной зоне реактора, закрепления

и

каждой ТВС, удержания ее

всплытия;

•

организац

по ока

еплоносителя в

реакторе,

обеспечения

з

нормального охлажден я ТВС

с целью получения проектных

характеристик

о

активной зоны;

•

размещения

рганов регулирования, защиты их от воздействия потока

теплоносителя и беспечения нормального их перемещения;

е

•

ред хранения ТВС и органов регулирования от разрушения в

случае

возникнов ния аварийных ситуаций и землетрясений;

Р

празм щения каналов под датчики ВРК;

•

•

ослабления нейтронного потока, падающего на корпус реактора.

ВКУ относятся

к

устройствам

нормальной

эксплуатации и

первой

опорными

Выгородка представляет собой кольцевой цилиндр, состоящийТУиз колец,

Н

скрепленных

между

собой

шпильками

и

зафиксированных

плане друг

Б

относительно друга штифтами. Кольца выгородки имеют сквозные продольные

каналы,

а на

наружной поверхности – кольцевые проточки для

улучшения

й

охлаждения металла выгородки.

На

торцевой

поверхности верхнего

кольца

предусмотрены

места

под

установку сборок с «лучевыми» образцами-

и

свидетелями корпусной стали (для измерения флюенса быстрых нейтронов на

корпус). Габариты выгородки: д

3,5 м, высота 4,1 м, масса 35 т.

аметр

Для наилучшего

отражения

нейт онов каналы охлаждения металла в

о

самой

выгородке целесообразно

азмещать как можно дальше от периферии

активной зоны.

Это

объясняется

тем,

что

каналы охлаждения

являются

т

ловушками нейтронов,

и

если

ни размещаются близко к периферии

зоны, то

они существенно

увеличивают

п терю

отраженных нейтронов в граненой

выгородке. Если

эти каналы о одвинуть подальше от края зоны, то сталь

з

выгородки становится хорош м отражателем быстрых нейтронов. Однако сильно

охлаждения

отодвигать каналы охлажден я от края зоны нельзя из-за большой тепловой

каналов

в граненой выгородке, которая была успешно решена

для

ВВЭР 1000 (проект 320). При этом желательно, чтобы водяной

системы

ВРК. В

защитные трубы установлены направляющие

каркасы, в

У

которых

перемещаются

органы

регулирования.

В трубах системы

ВРК

закреплены каналы,

через которые сборки

каналов

нейтронных

измерений

Т

(КНИ) вводятся в ТВС и установлены термоэлектрические преобразователи.

Трубы закреплены в плитах БЗТ. Опорная плита сопрягается с головками

ВС, а

Н

через ее перфорацию выходит теплоноситель в межтрубное пространство

БЗТ.

Установка БЗТ

в

реакторе в

заданном

положении обеспечивает точную

Б

й

переходных режимах; возможность свободных осевых и радиальных

термических расширений БЗТ относительно шахты и крышки реактора.

жания

Верхний блок

Блок верхний (ВБ) предназначен для уплотнения главного разъема

реактора,

размещения

приводов

СУЗ,

уплотнения

выводов системы

о

внутриреакторного контроля (СВРК),

уде

от всплытия блока защитных

труб (БЗТ), кассет и шахты реакт

а. Главный разъем

уплотняется двумя

т

прокладками с контролем среды в рбъеме между прокладками.

и

Каналы нейтронного измерения

Сборки каналов

ней ронного

измерения (КНИ)

предназначены для

з

внутриреакторного контроля распределения плотности потока нейтронов по

чехол

высоте и

радиусу акт

вной зоны реактора

при работе реактора в диапазоне

е

защитный

.

Р

Механическая система управления и защиты

338. В данных

проектах предполагалось

уменьшение

числа органов

У

регулирования и,

соответственно, количества приводов СУЗ с 109 до 49. Однако

из уточненных физических расчетов, позднее

выполненных

в ИАЭ им. И.В.

Т

Курчатова, следовало, что из-за недостаточной эффективности карбида бора,

примененного в поглощающих элементах, требуется увеличение числа органов

Н

регулирования с 49 до 61 шт. После рассмотрения технического проекта реактора

В-302 и дополнительного обоснования ИАЭ им. И.В. Курчатова возможности

Б

оставления для одного комплекта реактора 49 органов регулирования было

принято решение

оставить это количество приводов

только для одного 1-го

й

блока Южно-Украинской АЭС.

Поэтому реакторная установка под индексом В-

302 была использована только для 1-го блока ЮУАЭС.

удования

Для проекта В-338 было принято решение об увеличении количества

органов регулирования до 61.

Реакторная установка В-338 использована на 2-м

блоке Южно-Украинской АЭС и на пе вом

втором блоках Калининской АЭС.

обо

Установка В-338 по составу

и

компоновке

полностью

соответствует

реакторной

вке В-302,

за исключением количества органов

регулирования.

устан

р

количес

При уменьшении

ва

рганов СУЗ для серийного реактора число

поглощающих элементов в каждом органе было увеличено

с 12

до 18 шт. (в

з

проекте В-338 и в дальнейш х проектах).

о

Механическая с стема СУЗ в настоящее время на действующих АЭС

состоит из 61 п гл щающего стержня.

Каждый ПС

объединяет по 18

поглощающих

элементов, перемещаемых

внутри

ТВС

в специальных каналах

е

индивидуальными

приводами.

Все

ПС разбиты

на

10

групп.

Размещение

органов СУЗ

о группам в активной зоне (для 3-го блока Калининской АЭС и

1-го блокапРостовской АЭС).

2.1.2. Главный циркуляционный контур и система компенсации

давления

Главный циркуляционный контур

РГлавный циркуляционный контур ЯЭУ с ВВЭР 1000 состоит из реактора и

перемещений

трубопроводов при

аварийных

разрывах

предусмотрены

аварийные опоры (ограничители).

У

Главный циркуляционный трубопровод (ГЦТ) обеспечивает нормальную

Т

эксплуатацию

при воздействии

нагрузок, вызванных различным по силе

землетрясением, а также обеспечивает безопасный

останов и

расхолаживание

Н

при нагрузках,

вызванных максимальным расчетным землетрясением. ГЦТ

й

Участки между выходными патрубками

реактора и

входными

патрубками

ПГ

называются «горячими»

нитками.

Участки между

выходными

патрубками ПГ

и

и входными патрубками реактора называются «холодными» нитками.

Размер

внутреннего диаметра 850

мм –

выбран

из

условия обеспечения

приемлемого

гидравлического

соп от влен я

главного циркуляционного

о

контура. «Горячая» нитка петли соединена соединительным трубопроводом

426х40 мм

с компенсатор м

бъема,

п едназначенным для компенсации

т

тепловых расширений

епл н сиреля

без

превышения

давления выше

и

номинального (160 атм).

Технологическ е

с с емы,

которые

связаны

с

ГЦК,

TH,

RL,

RA

з

(станционные имена технолог ческих систем, унифицированные для АЭС во

о

всем мире). Система TH–это система

планового расхолаживания

ЯЭУ

и

охлаждения

реакт ра при потере теплоносителя в

1-м

контуре и

е

существенном снижении давления в ГЦК. RL–система подпитки питательной

водой арог нераторов, RA–система паропроводов для подачи пара из ПГ на

Р

турбинуп.

Для

осуществления технологического

процесса

при

нормальных

в аварийных режимах, а также для контроля за параметрами

теплоносителя в

главном

циркуляционном

контуре ГЦТ соединен

со следующими

вспомогательными системами:

ГЦТ, а также разница указанных температур.

У

При нормальном функционировании ГЦТ номинальное давление

стационарного режима составляет 15,7

МПа (160 кгс/см2).

Т

Плановый

разогрев ГЦТ производился со скоростью не выше

20 °С/ч.

Плановое расхолаживание ГЦТ производится со скоростью не выше 30 °С/ч.

Н

Для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре используется

вертикальный насос центробежного

типа

с уплотнением вала (ГЦН-195) с

трехфазным асинхронным электродвигателем.

Б

Характеристики ГЦН-195:

3

•

производительность насоса

й

20 000 м /ч;

•

напор насоса 6,75 + 0,25 кг/см2;

и

•

мощность на валу при рабочих параметрах 5300 кВт;

•

число оборотов ротора 1000 об/м н.

Нормальное функционирование

с стемы ГЦН основывается на режиме

го

длительной параллельной работы в конту е четырех ГЦН при номинальных

параметрах теплоносителя ЯЭУ. Д пускается:

т

ри параллельная работа двух и трех ГЦН в

•

длительная рабо а

дн

и

контуре при номинальных параме рах теплоносителя;

•

работа одного, двух,

рех и четырех ГЦН в контуре при изменении

з

параметров теплонос

теля

в переходных

режимах (разогрев, расхолаживание)

от

при температуре

20 до 300 °С на входе в насос, давлении от 0,98 (10) до 17,6

(180) МПа (кгс/см2);

при

•

раб та

дн го, двух,

трех

и

четырех ГЦН

в

контуре

на

холодном

е

теплоносителе

в режиме дезактивации при температуре 20-100 °C;

•

стоянка

в

режиме

холодного и

горячего

резерва без

ограничения

Р

вр м ни

условии

подачи

запирающей

и

охлаждающей воды

пром жуточного

контура

и работы насоса аварийной системы запирающей

воды.

зоне реактора.

Минимальный выбег насоса происходит при трех работающих

насосах. Качественно это объясняется

тем, что в

этом случае наблюдается

максимальное

противодавление

движению

теплоносителя

через

остановленный насос в реакторе.

49

реактор ВВЭР 1000.

Понятие «модернизация» по

отношению к серийному

реактору ВВЭР 1000 заключается в том, что в проект

реактора были внесены

У

изменения, которые

учитывали специфику работы реактора в составе ГЦК, в

котором нет ГЗЗ, но применены ГЦН, разработанные для ГЦК с ГЗЗ. Поэтому, с

Т

учетом напорной характеристики ГЦН, в модернизированном серийном

реакторе ВВЭР 1000 было увеличено гидравлическое сопротивление тракта в

Н

основном за счет уменьшения проходного сечения отверстий в днище

внутрикорпусной шахты. В последующее был разработан новый ГЦН-195М и с

Б

учетом опыта эксплуатации ГЦН-195 был доработан в следующих направлениях:

• достигнута максимальная герметизация насоса, создано механическое

й

уплотнение вала с минимальными протечками, т.е. реконструирован узел, во

многом определяющий надежность и безопасность работы ГЦН и АЭС в целом;

и

•

достигнуто снижение

зависимости насоса от влияния обслуживающих

систем АЭС, т.е. обеспечена автономность ГЦН;

•

повышена пожарная безопасность ГЦН путем замены горючих масел на

о

воду в системе смазки подшипников насоса электродвигателя;

•

обеспечена целостн

и

аб т способность насоса в горячем контуре

без подачи охлаждающей воды прирдлительном обесточивании АЭС;

и

• созданы и внедрены диагн стические средства, обеспечивающие

качественный

контроль

ГЦН

и

его систем и возможность определения

з

остаточного ресурса.

сть

о

Система компенсации давления в первом контуре

Система к мпенсации давления первого контура предназначена для:

п

•

граничения давления в первом контуре, вызываемого изменением

температурного режима во время работы ЯЭУ;

•

защиты

ервого контура от повышения давления, для создания давления