Реактор ВВЭР
Для двухконтурной АЭС основным серийным блоком в настоящее время является в России ВВЭР-1000 и его современные модификации с мощностью 1млн.кВт.
Главный корпус здания, для размещения реактора состоит из двух частей: реакторно-парогенераторного и турбинного цехов. Реакторно-парогенераторный цех двухконтурной АЭС располагается внутри герметичной железобетонной оболочки. Для реактора ВВЭР-100 диаметр ее цилиндрической части составляет 47,7м, а ее высота — 67,5м. В верхней части она перекрыта сферическим куполом. Оболочка обеспечивает биологическую защиту и локализацию радиоактивности в нормальной эксплуатации. Кроме того, внутри оболочки реактор и парогенератор разделяются круговой железобетонной стеной толщиной 1-1,5 м, предназначенной для биологической защиты.
Реактор располагается в железобетонной шахте, являющейся фундаментом для него и биологической защитой. Для перегрузки топлива между крышкой и верхним защитным колпаком реактора предусмотрен бассейн перегрузки.
Перегрузка топлива производится ежегодно, сменой 1/3 первоначальной загрузки топлива, для чего необходимо снять крышку остановленного реактора. Поэтому над реактором предусматривается мостовой кран, а в реакторном зале - место для установки крышки реактора и небольшой бассейн выдержки для приема выгружаемых кассет имеющий специальную систему для отвода остаточного тепловыделения.
Число петель охлаждения реактора ВВЭР-1000 равно 4. Циркуляция теплоносителя осуществляется главными циркуляционными насосами.
На первых реакторах типа ВВЭР кроме ГЦН на петлях установлены задвижки для отключения и ремонта оборудования петли, в частности, парогенератора отключенной петли. Практика показала невозможность ремонта отключенной петли в связи с протечками через первоначально плотную задвижку. Поэтому никакой арматуры на петлях не применяют, а при необходимости ремонта на какой-нибудь петле реактор останавливают. Следует также отметить, что задвижка на петле диаметром 550 мм и тем более 850 мм, по существу, является не арматурой, а вспомогательным устройством, которое само может быть источником аварийности. Основные гидравлические характеристики реакторных контуров приведены в табл.16.
Таблица 3
Технические характеристики ВВЭР-1000
Основная характеристика
ВВЭР-440
ВВЭР-1000
Электрическая мощность, МВт
440
1000
Число циркуляционных петель, шт
6
4
Давление в корпусе, МПа
12,5
16
Температура воды на входе в реактор, ºС
268
289
Температура воды на выходе из реактора, ºС
301
322
Диаметр корпуса реактора, м
3,84
4,5
Высота корпуса, м
11,8
10,85
Для управления реактором существует система СУЗ, используемая в сочетании с борным регулированием. Следствием борного регулирования является использование специального калий-аммиачного водного режима в реакторе, что снижает коррозию сталей реакторного контура и снижает интенсивность радиолиза воды за счет водорода, получаемого вследствие радиационного разложения аммиака, не допуская, при этом, слишком большой концентрации водород, вызывающей наводораживание сталей и их охрупчивание.
Реактор ВВЭР корпусного типа. Серьезным недостатком такого реактора является то, что его корпус находится не только под весьма высоким давлением (до16 МПа), но и испытывает воздействие нейтронного потока, которое может вызвать охрупчивание стали.
Корпусные реакторы несколько осложняют операции по перегрузке топлива (требуется останов реактора и снятие его крышки), а также по их демонтажу и захоронению после окончания срока работы. Однако двухконтурная схема АЭС считается более надежной в эксплуатации.
В состав реакторной петли входят также парогенераторы. Для ВВЭР используются парогенераторы горизонтального расположения, в отличие от PWR.
Активная зона состоит из 61 регулируемых, 102 нерегулируемых кассет, из них при трехгодичной компании не более 54 кассет содержат пучки СВП.
Активная зона собирается установкой кассет в соответствии с картограммой загрузки в опорные стаканы шахты реактора.
| Атомная энергетика |