2. Характеристика основного оборудования энергоблока ввэр-1000

2.1. Реакторная установка (ру)

Реакторная установка с реактором ВВЭР-1200 является составной частью энергоблока АЭС и совместно с турбогенератором используется для производства электроэнергии в базовом режиме. Назначение реакторной установки - выработка сухого насыщенного пара для турбогенераторной установки, где тепловая энергия пара преобразуется в электрическую энергию.

РУ оснащена модернизированным серийным ядерным реактором ВВЭР-1200 корпусного типа с водой под давлением. Реактор энергетический ВВЭР-1200 предназначен для выработки тепловой энергии за счет цепной реакции деления атомных ядер. Реактор водо-водяной, гетерогенный, корпусного типа, работающий на тепловых нейтронах с водо-водяным теплоносителем-замедлителем (вода под давлением).Топливо размещается в корпусе реактора в активной зоне, содержащей 163 тепловыделяющих сборок. В этих сборках топливо находится в виде таблеток слабообогащенного по урану-235 оксида урана, заключенных в герметичные трубки из циркониевого сплава.

Теплоносителем первого контура является вода высокой чистоты под давлением 165,2 кг/см² (16,0 МПа) с растворенной в ней борной кислотой. Применение в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов воды позволяет получить в реакторе ВВЭР-1200 отрицательный температурный коэффициент реактивности, определяющий высокую стабильность и саморегулируемость реактора.

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем, внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов и органов регулирования и защиты реактора и патрубками для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. Крепление крышки к корпусу осуществляется шпильками.

В верхней части корпуса имеются патрубки для подвода и отвода теплоносителя (по два патрубка на петлю), расположенные в два ряда, а также патрубки для аварийного подвода теплоносителя при разгерметизации первого контура. Применение в конструкции реактора корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой.

Принудительная циркуляция теплоносителя осуществляется по четырем замкнутым петлям 1 контура за счет работы главных циркуляционных насосов (ГЦН). Вода 1 контура, охлажденная в парогенераторах, поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

В случае обесточения или отключения всех ГЦН создается теплоотвод от активной зоны РУ за счет создания естественной циркуляции теплоносителя в 1 контуре (согласно данным ОКБ “Гидропресс” на естественной циркуляции возможен теплоотвод до 10% мощности РУ без превышения предельных параметров ТВС).

Нагрев воды осуществляется в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов (ТВЭЛ). ТВЭЛы заполнены слабообогащенной двуокисью урана-235. Будет реализован пятилетний топливный цикл. Регулирование реактивности и, тем самым, тепловыделения, осуществляется перемещением органов регулирования с твердым поглотителем, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Реактор устанавливается в бетонной шахте, обеспечивающей надежное крепление реактора и биологическую защиту. Конструкция реактора и способ его закрепления, а также системы управления и защиты (СУЗ) и аварийного охлаждения зоны (САОЗ) обеспечивают безопасную остановку и расхолаживание, в том числе при максимальном расчетном землетрясении 8 баллов по шкале MSK-64, а также обеспечивают прочность конструкции при одновременном воздействии нагрузок, вызванных максимальным расчетным землетрясением и разрывом трубопровода Ду-850 по полному сечению.

Срок службы оборудования реактора – 60 лет.

Реактор состоит из следующих основных узлов:

• корпус;

• внутрикорпусные устройства (шахта, выгородка, БЗТ);

• активная зона;

• верхний блок;

• каналы внутриреакторных измерений;

• блок электроразводок.

В таблице 2.1 приведены основные технические характеристики реактора [18].

Таблица 2.1 Основные технические характеристики реактора

Параметр	Значение
Тепловая мощность, номинальная, МВт	3200
Тепловая мощность, предельно допустимая (с учетом неточности измерения, пределов регулирования, уставок защиты и динамической погрешности), МВт	3212
Давление теплоносителя на выходе из реактора, кгс/см2	165,2±3
Количество ТВС в активной зоне реактора, штук из них с ПЭЛ	163 121
Расход теплоносителя через реактор при работе 4-х ГЦН, м3 /час	86000
Средний подогрев теплоносителя в реакторе °Спри работе 4-х ГЦН	30,7
Температура теплоносителя на входе в реактор в любой из работающих петель °С, не более	298,2
Средняя объемная энергонапряженность активной зоны КВт/литр	110
Количество каналов измерения энерговыделения в АЗ реактора, штук	64
Количество каналов измерения температуры в реакторе, штук из них под крышкой реактора	98 3
Рабочая скорость перемещения регулирующих стержней (кластеров) в режиме регулирования, см/сек	2
Наружный диаметр корпуса реактора, мм	4535
Высота реактора в сборе, мм	19137
Объем активной зоны, м3	29,091