.
АЭС с реакторами ВВЭР АЭС с реакторами БН-600 Конструкция реактора РБМК-1000 Арматура трубопроводов АЭС Насосы атомной станции Г Ц Н Турбина реакторной установки

Атомные станции с РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

Технологическая схема энергоблока

НазваниеВВЭР-440(1000) - водо-водяной энергетический реактор
Мощность (тепловая)1375 (3200) МВт
Мощность (электрическая)440(1000) МВт
Атомные станции Ново-Воронежская, Кольская, Калининская, Балаковская
Армянская, Южно-Украинская, Запорожская, Ровенская, Богунице, Козлодуй, Ловииса

Реактор ВВЭР-1000 является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя.

  • Конструкция реактора ВВЭР-1000 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 и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя.
  • Первый контур Технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов, управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого контура, а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля, управления и защиты.
  • Система аварийного охлаждения активной зоны
  • Система очистки теплоносителя Система аварийного охлаждения активной зоны предназначается для обеспечения безопасного снятия остаточных тепловыделений с реактора при авариях, связанных с разрывом трубопроводов первого и второго контуров установки.
  • Внутренняя шахта реактора Конструкционно шахта представляет собой вертикальный цилиндр с перфорированным эллиптическим днищем, в котором закреплены опорные конструкции для ТВС. Своим верхним фланцем шахта устанавливается обычно на внутреннюю проточку, выполненною в верхней части корпуса реактора. При двухъярусном расположении входных и выходных патрубков на корпусе реактора, принятом в конструкции ВВЭР в нашей стране, на внутренней поверхности корпуса реактора предусматривается разделитель потока.
  • Корпус реактора Корпус-часть ядерного реактора, предназначенная для размещения в ней активной зоны, отражателей нейтронов и внутрикорпусных устройств и для организации отвода тепла. Корпус имеет патрубки для отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
  • 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.
  • Компоновка реакторного отделения Реакторное отделение представляет собой цилиндрическую бетонную оболочку со сферическим куполом. Все циркуляционные петли одинаковы по длинам, одинаковы по гидравлическому сопротивлению. Циркуляционные петли расположены попарно по обе стороны реактора, в боксах.
  • ТВС активной зоны   ТВС ВВЭР-1000 представляет собой пучок твэлов, размещенных по треугольной решетке с шагом 12,76 мм. Внутри циркониевой оболочки твэла размером 9,1х0,65 мм располагаются таблетки топлива диаметром 7,53 мм из двуокиси урана; с обогащением по U от 2 до 4,4%. Масса загрузки UO2 в одном твэле около 1565 г.
  • Перегрузка топлива Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять в определенной последовательности операции с топливом. К ним относятся: подготовка топлива к перегрузке, перегрузка топлива и установка его в зоне выдержки для уменьшения радиационной и тепловой активности.
  • Действующие энергоблоки АЭС России
Технологическая схема энергоблока (ВВЭР-440, ВВЭР-1000)

Технологическая схема энергоблока (ВВЭР-440, ВВЭР-1000)

      Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР440 и ВВЭР1000 имеет два контура.

      Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 - 4 циркуляционные петли.

Второй контур - нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.

      В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель.