Реакторные установки

Первый контур каждого из энергоблоков состоит из реактора типа ВВЭР-1000 (В-320) и четырёх циркуляционных петель охлаждения. Теплоносителем и замедлителем служит обычная вода с дозированным содержанием бора. На АЭС установлены реакторные установки ПО "Ижорский завод", конструкция которых соответствует требованиям национальных стандартов, действовавших в период проектирования АЭС:

– автоматическая остановка реактора при незначительных нарушениях в работе основного оборудования;

– трехканальное построение систем безопасности, каждая из которых функционирует совершенно независимо и автономно;

– наличие герметичной защитной оболочки, в которой расположено всё реакторное оборудование;

– способность реакторной установки к саморегуляции.

Основные технические характеристики реактора:

– тепловая мощность реактора, 3000 МВт;

– температура теплоносителя (на входе/ на выходе), 289/322 ^оС;

– масса сухого реактора, 468,2 т;

– давление в корпусе, 16 МПа;

– расход воды, 76000 м³/ч.

Принцип работы реактора ВВЭР-1000 основан на генерации тепловой энергии за счет самоподдерживающейся цепной реакции деления атомных ядер U²³⁵ тепловыми нейтронами. В качестве топлива в реакторе используется слабообогащенная по U²³⁵ двуокись урана, которая скомпонована в активную зону.

Реактор ВВЭР-1000 - водо-водяной, гетерогенный, корпусного типа, работающий на тепловых нейтронах, теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленная вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации.

Особенность водо-водяных реакторов типа ВВЭР - тесное расположение твэлов в уран-водной решетке. Значение соотношения объемов воды и топлива для ВВЭР-1000 В-320 равно 2,06, что в сочетании с хорошими теплофизическими свойствами воды обеспечивает высокую (примерно 110 Квт/л и больше) энергонапряженность активной зоны и возможность использовать изготовленный в заводских условиях корпус (конструкция реактора приведена на рис. 6.1.2).

Описание технологической схемы ру

Теплоноситель из ПГ по ГЦТ подается принудительно с помощью ГЦН в реактор через четыре входных патрубка корпуса. В реакторе теплоноситель опускается по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в хвостовики ТВС. При прохождении через ТВС теплоноситель нагревается за счет реакции деления ядерного топлива.

Рис. 6.1.1. Схема реакторного контура энергоблоков Балаковской АЭС

1 - корпус; 2 - выгородка; 3 - кольцо опорное; 4 - шахта реактора; 5 - кольцо упорное; 6 - БЗТ; 7 - верхний блок; 8 - чехол ВРК; 9 - привод ШЭМ

Рисунок 6.1.2 - Конструкция унифицированного реактора ВВЭР-1000

Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом, и через четыре выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

Далее теплоноситель поступает в ПГ, где происходит выработка насыщенного пара за счет отдачи тепла от теплоносителя первого контура питательной воде второго контура.

Связь с другими системами.

Реактор совместно с ГЦТ (четыре петли), ПГ ПГВ-1000М (4 шт.), ГЦН-195М (4 шт.) составляет главный циркуляционный контур. Реактор непосредственно связан трубопроводами Ду 300 с гидроемкостями САОЗ. Системы вентиляции предназначены для охлаждения приводов СУЗ и бетонной шахты реактора соответственно. Системы АКНП, СВРК, СУЗ, КИП предназначены для контроля и управления РУ.