I Введение
Ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, тепловой — 3000 МВт. В настоящее время данный тип реакторов является самым распространённым в своей серии (29 действующих реакторов из 49 ВВЭР), что составляет 6,6% от общего количества эксплуатирующихся в мире энергетических реакторов всех типов. Реактор водо-водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с водой в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов. Ядерное топливо — тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих таблетки из двуокиси урана, слабообогащённого по 235-му изотопу. Регулирование мощности реактора осуществляется системой управления и защиты (СУЗ) — изменением положения в активной зоне кластеров из стержней с поглощающими элементами (трубками с карбидом бора), а также изменением концентрации борной кислоты в воде первого контура. Первым энергоблоком с реактором ВВЭР-1000 стал пятый блок Нововоронежской АЭС (реакторная установка В-187), запущенный в мае 1980 года. Наиболее распространённой модификацией является серийная реакторная установка В-320. Строительство блоков с ВВЭР-1000 ведётся и в настоящее время. Создатели реакторов ВВЭР: научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва) разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск) изготовитель: «Ижорские заводы» (г. Санкт-Петербург), до начала 90-х реакторы также изготавливались заводом «Атоммаш» (г. Волгодонск) и компанией Škoda JS (Чехия)
II Водо-водяной энергетический реактор ввэр-1000
2.1Принципиальная тепловая схема атомной энергетической установки с реактором ввэр-1000.
Реакторная установка с ВВЭР-1000 включает в себя главный циркуляционный контур, систему компенсации давления и пассивный узел системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). В состав главного циркуляционного контура входят реактор и четыре циркуляционных петли, каждая из которых включает горизонтальный парогенератор, главный циркуляционный насос и главный циркуляционный трубопровод с условным диаметром 850 мм (Ду 850), соединяющий оборудование петли с реактором. Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора отводится теплоносителем, прокачиваемым через нее главными циркуляционнными насосами. Из реактора “горячий” теплоноситель по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенераторы, где отдает тепло котловой воде второго контура и затем главными циркуляционными насосами возвращается в реактор. Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов сухой насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора.
2.2 Реактор ввэр-1000
Реактор ВВЭР-1000 предназначен для выработки тепловой энергии в составе паропроизводящей установки атомной электростанции с электрической мощностью блока 1000 МВт. По принципу работы он является гетерогенным ядерным энергетическим реактором корпусного типа на тепловых нейтронах с обычной водой в качестве теплоносителя и замедлителя. Реактор состоит из корпуса, в котором размещены - шахта, выгородка, активная зона и блок защитных труб. Сверху на корпус реактора установлен верхний блок с приводами системы управления и защиты (СУЗ). Теплоноситель поступает в реактор через четыре нижних патрубков корпуса реактора, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом ректора, затем через отверстия в днище шахты поступает в активную зону, где нагревается за счет тепла ядерной реакции и через верхние отверстия в шахте и верхние патрубки корпуса выходит из реактора. Регулирование мощности реактора осуществляется перемещением в активной зоне органов регулирования – пучков поглощающих стержней, подвешенных на специальных траверсах.
1-верхний блок; 2-привод СУЗ(системы управления и защиты); 3-шпилька; 4-труба для загрузки образцов-свидетелей; 5-уплотнение; 6-корпус реактора; 7-блок защитных труб; 8-шахта; 9-выгородка активной зоны; 10-топливные сборки; 11-теплоизоляция реактора; 12-крышка реактора; 13-регулирующие стержни; 14-топливные стержни; 15-фиксирующие шпонки;