Атомные станции с РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000 Компановка атомной станции

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. Между боксами с одной стороны расположены бассейн выдержки и перегрузки, шахта ревизии оборудования реактора, транспортный проем, с противоположной стороны-оборудование системы компенсации давления. Емкости системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) замкнуты попарно на "горячую" и "холодную" нитки трубопровода первого контура.

Реактор установлен на опоре, его корпус расположен в бетонной шахте; которая является и биологической защитной, и несущей конструкцией. Для сухой защиты используется серпентинитовый бетон. Между корпусом реактора и шахтой имеется кольцевой зазор, предназначенный для периодического контроля металла корпуса в связи с требованиями правил. Верхняя часть шахты снабжена гидрозатвором и соединяется с бассейном выдержки. При перегрузке верхний объем шахты вместе с бассейном заливается водой. Нижний объем соединяется проемом, снабженным герметичной дверью, с помещением для машины осмотра корпуса.

Электрическая часть ГЦН находится вне боксов, недоступных во время работы установки, это дает возможность контролировать работу насосов.

Помещение системы компенсации давления имеет защитное ограждение от боксов ПГ. Основное оборудование реакторной установки транспортируется мостовым краном. Заглубление аппаратного отделения составляет 3,5 м.

Основные пути дальнейшего повышения технического уровня АЭС:

повышение параметров и слабый перегрев пара, переход на вертикальные парогенераторы;
повышение тепловой мощности реакторной установки;
улучшение маневренных характеристик АЭС;
дальнейшее сокращение объемных показателей реакторного отделения, спец-корпуса; совершенствование конструкций, снижение материалоемкости, снижение трудозатрат;
применение двойной герметично-защитной оболочки полного давления с промежуточным объемом для организации контроля и отсоса радиоактивных продуктов;
разработка вопросов централизованного хранения радиоактивных отходов и хранения отработанного топлива.

Активная зона реактора

Активная зона-часть ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, обеспечивающая заданную мощность и условия для инициирования и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер.

Основные конструкционные характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Эквивалентный диаметр, мм		3120
Высота, мм		3550
Объём, м³		27
Отношение площади замедлителя к площади топлива в поперечном сечении активной зоны		2
Шаг между топливными сборками, мм		241
Рабочее давление, МПа		16
Температура теплоносителя, °С	на входе в реактор	289
	на выходе из реактора	320
Расход теплоносителя через реактор, кг/с		19000
Гидравлическое сопротивление активной зоны, МПа		0.18
Гидравлическое сопротивление реактора, МПа		0.4
Температура теплоносителя на выходе из максимально нагруженной сборки, °С		310
Загрузка ректора топливом, кг		75000
Обогащение топлива, %		4.4 - 3.3
Скорость теплоносителя, м/с:	в патрубке реактора (вход/выход)	9.8/11
	в активной зоне (средняя)	5.5
Среднее время работы между перегрузками топлива, с		25.2x10⁶
Средняя удельная энергонапряженность объема активной зоны, кВт/л		111
Число механизмов регулирования		109

Активная зона реактора набирается из ТВС определенной формы в соответствии с картограммой загрузки реактора. ТВС устанавливаются в опорные ячейки днища шахты своими хвостовиками.

Установленные в реактор ТВС сверху прижимаются блоком защитных труб. Конструкция подпружиненных элементов головки ТВС обеспечивает зажатие ТВС в реакторе, выход из строя какой-либо пружины не повлияет существенно на усилие зажатия.

В регулирующих ТВС активной зоны и защитных трубах БЗТ перемещаются поглощающие стержни, обычно выполняемые в виде пучка поглотительных элементов.

Кроме СУЗ реактора, основанной на механическом принципе, воздействие на реактивность осуществляется также химическим способом; обычно системой борного регулирования осуществляется компенсация медленных изменений реактивности. Предусматривается непрерывный автоматический контроль концентрации борной кислоты в теплоносителе реактора и других системах первого контура.

В аварийных режимах разрыва главных трубопроводов подача борной кислоты в реактор осуществляется с помощью системы аварийного охлаждения зоны, которая обеспечивает аварийный:

залив активной зоны из емкостей, содержащих водный раствор борной кислоты под давлением,
аварийный впрыск кислоты высоконапорными насосами и подачу борного раствора низконапорными насосами.

Срабатывание сигнализации, аварийной защиты и блокировок происходит при отклонении контролируемых параметров от допустимого значения. Как правило, в реакторе предусматривается контроль следующих параметров:

температуры теплоносителя на выходе из ТВС;
давления теплоносителя наг выходе из активной зоны;
перепада давления на активной зоне;
концентрации борной кислоты в теплоносителе;
уровня теплоносителя в реакторе;
температуры корпуса реактора;
плотности главного разъема реактора;
приводов СУЗ, датчиков термоконтроля и энерговыделения на крышке реактора;
плотности нейтронного потока.

Модернизация активных зон ВВЭР в основном происходит по пути усовершенствования ТВС и улучшения гидродинамических характеристик внутрикорпусных устройств, а также улучшения использования топлива.

Атомные станции с РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

Компановка атомной станции

Компоновка атомной станции