1 Описание основного оборудования аэс 1 Реакторная установка

1 Описание основного оборудования АЭС

1.1 Реакторная установка

Этапом развития Ровенской АЭС является энергетический блок электрической мощностью 1000 МВт с реактором ВВЭР-1000. Технико-экономические показатели третьего блока улучшены не только за счет увеличения мощности, но также и в результате укрупнения и усовершенствования оборудования и снижения капитальных затрат.

На третьем блоке реализованы следующие технические решения:

расположение оборудования радиоактивного контура внутри защитной цилиндрической оболочки со сферическим куполом из предварительно напряженного железобетона, рассчитанной на максимально возможное внутреннее давление при аварии (0.45 МПа). Таким образом, реактор полностью изолируется от окружающей среды;

тройное резервирование систем и оборудования, имеющих отношение к безопасности АЭС;

применение системы регулирования реактивности реактора при помощи кластеров (пучков) поглотителей, вводимых непосредственно в топливные сборки;

контроль и управление реактором с помощью управляющей вычислительной системы «Комплекс-Уран В» и турбогенераторами с помощью автоматизированной системы управления АСУ-500;

применение тиристорного возбудителя основных генераторов и тиристорных преобразователей в системе бесперебойного питания собственных нужд.

Реактор ВВЭР-1000 является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны, части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя. Активная зона набирается из шестигранных тепловыделяющих сборок. Сверху на активную зону устанавливается блок защитных труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий их всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами, и как правило, жидким поглотителем.

Номинальные параметры реактора приведены в таблице 1.1.

Таблица 1.1 Номинальные параметры реактора:

Параметр

Значение

1

2

Номинальная тепловая мощность, МВт (Гкал/ч)

3000 (2580)

Максимальная тепловая мощность, МВт(Гкал/ч)

3200 (2752)

Расход теплоносителя через реактор (при температуре входа 290 SYMBOL 176 \f «Symbol»С) м3/ч

80 000

Температура теплоносителя на выходе из реактора, SYMBOL 176 \f «Symbol»С

322

Подогрев теплоносителя в реакторе, SYMBOL 176 \f «Symbol»С

32

Давление теплоносителя на выходе из активной зоны, кгс/см2

160

Циркуляция воды через реактор осуществляется по четырем петлям первого контура, каждая из которых включает в себя главный циркуляционный насос, подводящий и отводящий трубопроводы. Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора.

Для стабилизации потока теплоносителя и уменьшения факторов вибрационного возмущения верхняя цилиндрическая часть шахты перед выходными патрубками перфорирована большим количеством отверстий определенного диаметра. Напротив входных патрубков САОЗ шахты выполняются окна, через которые холодная вода, подаваемая в реактор при срабатывании САОЗ, проходит в верхнюю напорную камеру реактора.

Нижняя часть внутрикорпусной шахты обычно повторяет форму днища реактора, т. е. выполняется эллиптической, тем самым увеличивается эффективность использования внутриреакторного объема и упрощается конструкция реактора в целом. Организованный профиль зазора между днищем шахты и внутренней поверхностью корпуса реактора, а также степень перфорации днища шахты должны свести к минимуму пульсации и неравномерности скоростей потока теплоносителя перед входом в активную зону. На перфорированном эллиптическом днище шахты закрепляются опорные конструкции для установки и дистанционирования тепловыделяющих сборок активной зоны.

В конструкции внутрнкорнусных шахт предусматривается опорный пояс, служащий опорой для выгородки. Опорный пояс с элементами крепления и ориентации выгородки располагается обычно в нижней части шахты. На верхнем фланце шахты выполняются отверстия с резьбой, равномерно по окружности, для подрыва и транспортировки ее, а также для закрепления упругих элементов. С помощью защитного контейнера шахта может быть выгружена из реактора для проведения профилактического осмотра и при необходимости для ремонта в специальной шахте ревизии.

Выгородка активной зоны предназначена для уменьшения неравномерности энерговыделения периферийных твэлов активной зоны путем поглощения избыточного энерговыделения; она также уменьшает холостые протечки теплоносителя мимо активной зоны и является элементом нейтронной защиты корпуса реактора.

Блок защитных труб (БЗТ) предназначен для фиксации головок ТВС ядерного реактора, удержания от всплытия внутрикорпусных устройств и ТВС активной зоны, защиты рабочих органов СУЗ от воздействия потока теплоносителя. Конструкционно БЗТ состоит из нижней перфорированной плиты, имеющей устройства для фиксации головок ТВС— ловители ТВС и в которой закрепляются нижние концы защитных труб и каналов внутриреакторного контроля: из верхней плиты, в которой крепятся верхние концы защитных труб и узлы вывода каналов внутриреакторного контроля, из защитных труб-основной детали БЗТ; они защищают рабочие органы СУЗ и основную часть каналов внутриреакторного контроля от прямого воздействия теплоносителя; из перфорированной обечайки, предназначенной для улучшения условий выравнивания потока теплоносителя перед выходными патрубками реактора, а также для соединения верхней и нижней плит.

В защитных трубах СУЗ устанавливаются направляющие каркасы, в которых перемещаются на значение рабочего хода органы регулирования. В конструкции направляющего каркаса предусматривается канал для установки чехла под термопару системы контроля температуры на выходе из АкЗ реактора. В защитных трубах меньшего диаметра, количество которых определяется разводкой внутриреакторного контроля, размещаются направляющие каналы сборок нейтронного измерения и чехлы под термопары. В конструкции БЗТ предусматривается также установка каналов нейтронного измерения и чехлов термопар в защитные направляющие каналы, приваренные на наружной поверхности перфорированной обечайки блока защитных труб.

Конструкция реактора ВВЭР-1000 представлена на рисунке 1.1.

EMBED Word.Picture.8

Рис.1.1. Реактор ВВЭР-1000

В целом реакторная установка третьего блока выполнена в полном соответствии с существующими положениями обеспечения безопасности атомных электростанций.

Предыдущий:

Следующий: