- •Глава 1.Яэу ввэр – 1000……………………………………………………..10
- •Глава 2.Конструкция корпусного ядерного реактора……………………….44
- •Атомная энергетика: перспективы.
- •Воздействие атомной энергетики на окружающую среду.
- •Глава 1.Яэу ввэр – 1000.
- •1.1.Тепловая схема ввэр – 1000.
- •1.2. Назначение и описание основного оборудования.
- •Верхний блок ввэр-1000.
- •Внутрикорпусные устройства.
- •Система управления и защиты.
- •Борное регулирование.
- •Контроль мощности и энерговыделения.
- •Управление параметрами, пуски и остановы.
- •Аварийная и предупредительная защита.
- •Турбинное отделение.
- •Глава 2.Конструкция корпусного ядерного реактора.
- •Достоинства.
- •Недостатки.
- •Активация воды.
- •Общее описание.
- •Корпус.
- •Верхний блок.
- •Внутрикорпусные устройства.
- •Тепловыделяющая сборка.
- •2.1 Порядок останова.
- •2.2 Пуск реактора.
Аварийная и предупредительная защита.
Ключ аварийной защиты реактора ВВЭР-1000.
Срабатывание аварийной защиты (АЗ) реакторов ВВЭР-1000 может быть инициировано как автоматически, при получении системой определённых сигналов от датчиков, так и в результате воздействия персонала на специальный ключ на панели управления.
Автоматически срабатывание АЗ происходит по ряду уставок срабатывания, к ним относятся уставки по периоду, уровню нейтронного потока, множеству теплотехнических параметров: давлению, температуре, уровням теплоносителя в различном оборудовании и частях реакторной установки, их разностям и определённым комбинациям. Эти комбинации сигналов рассчитаны таким образом, что автоматически диагностируют определённые аварии, например, совпадение сигналов «давление в паропроводе 2-го контура менее 50 кгс/см²» и «разность температур насыщения 1-го и 2-го контура более 75 °C» говорит о разрыве паропровода 2-го контура или линий питательной воды парогенераторов (могут быть и другие причины), а разность температуры насыщения 1-го контура и температуры в любой горячей нитке петель менее 10 °C — о течи 1-го контура. Кроме недопустимых нейтронно-физических и теплотехнических параметров, срабатывание защиты могут инициировать и другие события: отключение главных циркуляционных насосов, обесточивание оборудования СУЗ, сейсмическое воздействие более 6 баллов, избыточное давление под гермооболочкой более 0,3 кгс/см² (большая течь 1-го или 2-го контура в пределах гермооболочки). Кроме уставок автоматического срабатывания существует широкий ряд случаев, когда срабатывание защиты обязан инициировать персонал воздействием на ключ АЗ.
При срабатывании аварийной защиты отключается питание электромагнитов приводов СУЗ, и все поглощающие стержни под собственным весом падают в активную зону, переводя реактор в подкритическое состояние максимум за время около 10 секунд. Алгоритм срабатывания сопровождается включением насосов борного концентрата, через систему продувки—подпитки вводящих борную кислоту в 1-й контур. В случае некоторых серьёзных сигналов, говорящих о течах 1-го контура, вместе со срабатыванием АЗ запускаются высокопроизводительные аварийные насосы, напрямую закачивающие всё большее количество раствора борной кислоты в 1-й контур по мере снижения в нём давления. Также при серьёзных сигналах всё оборудование внутри гермооболочки отсекается от обстройки специальной защитной арматурой —пневматическими отсечными клапанами и задвижками, способными закрыться за несколько секунд несмотря на большие диаметры трубопроводов. Исходя из требований безопасности их не меньше трёх на каждом трубопроводе, сообщающемся с оборудованием внутри гермооболочки, часть внутри неё, часть снаружи.
Кроме аварийной, в реакторах ВВЭР-1000 существует так называемая предупредительная защита, уставки которой меньше. По сигналам срабатывания предупредительной защиты или налагается запрет на дальнейший подъём мощности, или группы стержней СУЗ поочерёдно начинают двигаться с обычной скоростью вниз, пока сигнал не снимется. По некоторым сигналам предупредительная защита осуществляет алгоритм ускоренной разгрузки блока, когда одна из групп сбрасывается вниз, снижая мощность сразу на 50 %. Инициировать срабатывание предупредительной защиты и ускоренного её варианта также может персонал воздействием на специальные ключи.
Тепловыделяющий элемент.
ТВЭЛ представляет собой герметичную трубку из стали, легированного ниобием для увеличения пластичности. Температура плавления материала около 1900 °C, при температуре выше 350 °C прочностные свойства ухудшаются. Толщина оболочки 0,65 мм, наружный диаметр трубки 9,1 мм. Длина твэла 3800 мм, масса — 2,1 кг. Внутри располагаются таблетки урана и пружина в верхней части, компенсирующая их тепловые перемещения.
В ТВЭЛ помещены таблетки диоксида урана с плотностью 10,4—10,7 г/см³, каждая с наружным диаметром 7,57 мм и высотой 20 мм. В середине таблетки имеется отверстие диаметром 1,2 мм, края скошены фасками. Зазор между таблеткой и оболочкой, а также центральное отверстие предназначены для возможности увеличения таблетки в результате радиационного распухания. Таблетки зафиксированы в твэле разрезными втулками. Общая длина столба таблеток — 3530 мм (на мощности удлиняется на 30 мм), они занимают 70 % пространства внутри тепловыделяющего элемента, остальное пространство занимают газы. При изготовлении в твэлы закачивают гелий до давления 20—25 кгс/см², в процессе эксплуатации к нему добавляются газообразные продукты деления, увеличивающие давление внутри элемента до 50—80 кгс/см². При работе на мощности средняя температура в центре таблеток составляет 1500—1600 °C, на поверхности — около 470 °C. Тепловая энергия при протекании цепной реакции выделяется с интенсивностью 450 Вт/cм³. Все таблетки в твэле и, обычно, во всей ТВС имеют одинаковое обогащение, кроме последних разработок со 150 мм необогащённого урана в торцах. Стандартные обогащения для ВВЭР-1000:
1,6 — 2,0 — 2,4 — 3,0 — 3,6 — 4,0 — 4,4 — 5,0 %
Первоначально использовались таблетки с внутренним отверстием 2,35 мм и максимальным обогащением до 4,4 %. В качестве материала оболочки использовался сплавЭ110 с 1 % ниобия, в 2000-х годах начали использовать новый материал — Э635 с 1 % Nb, 1—1,5 % Sn и 0,3—0,5 % Fe, улучшенный с точки зрения радиационной ползучести. Улучшение сплава Э635 объясняется важной ролью α-твёрдого раствора, обогащённого железом. Внутреннее отверстие было уменьшено до 1,2 мм, максимальное обогащение увеличено до 5 %. Важным улучшением стало использование выгорающего поглотителя — оксида гадолиния, вносимого непосредственно в топливную матрицу (такие твэлы называют ТВЭГами). Это позволяет снизить избыточную реактивность свежего топлива с высоким обогащением.
Тепловыделяющая сборка.
Применяющиеся на ВВЭР-1000 бесчехловые тепловыделяющие сборки (ТВС) имеют шестигранную форму. Длина сборки около 4,5 м, масса — 760 кг, объём — 80 л, размер «под ключ» — 234 мм. Общее их число в активной зоне — 163. Каждая состоит из 312 твэлов и имеет 18 трубчатных каналов для входа рабочих органов СУЗ. Они находятся на расстоянии 3,65 мм друг от друга, с шагом размещения 12,75 мм. В головном проекте В-187 конструкция топлива существенно отличается: 151 ТВС, в каждой 317 твэлов, размер «под ключ» 238 мм. В последующих после серийных реакторов проектах количество твэлов 311, что связано с увеличением количества ТВС с кластерам СУЗ до 121 (в серийных 61).
Основную часть ТВС составляет пучок твэлов, каждый из которых крепится в нижней части к хвостовику ТВС соединением типа «ласточкин хвост».
Сверху пучок элементов через пружины упирается в головку, максимальный ход пружин 22 мм. Каркас конструкции составляет 18 трубчатых направляющих канала и 12-15 дистанционирующих решёток. Номинальный расход воды через каждую ТВС — около 500 м³/ч, средняя её скорость при этом составляет 5,6 м/с. На каждую ТВС действует гидравлическая сила выталкивания примерно 450 кгс.
Перегрузка топлива осуществляется частями, в конце кампании реактора часть ТВС специальной перегрузочной машиной выгружается и такое же количество свежих сборок загружается в активную зону. По мере модернизации реализовывались различные варианты кампаний, наиболее современными являются кампании с перегрузкой раз в 1,5 года трети активной зоны и раз в год пятой части активной зоны, то есть каждая сборка эксплуатируется 4,5 и 5 лет соответственно.
С начала 90-х годов велись непрерывные работы по модернизации топлива для ВВЭР-1000 по двум альтернативным направлениям (ТВС-2 и ТВС-А). Специалисты отмечают около шести поколений ТВС:
чехловые ТВС головного проекта В-187;
ТВС без чехла, разработанные для двухлетнего топливного цикла со стержнями с выгорающим поглотителем (СВП), в которых только центральная трубка, оболочки твэлов и СВП изготавливались из циркониевого сплава Э110, всё остальное — из нержавеющей стали типа 08Х18Н10Т (для оболочек ПЭЛов — 06Х18Н10Т). Внутри трубок СВП находился размешанный в расплаве алюминиевого сплава ПС-80 порошок диборида хрома с содержанием бора во всей смеси 1,5 %. Максимальное обогащение ураном-235 при этом составляло 4,4 %. Такая конструкция обеспечивала среднюю глубину выгорания около 43 МВт·сут/кг и продолжительность кампании около 290 эфф. суток;
ТВС с каркасом из нержавеющей стали для трёхлетнего топливного цикла;
ТВС-М с каркасом из нержавеющей стали со съёмными головками для 3-4-летнего цикла;
УТВС, в которых направляющие каналы и дистанционирующие решётки стали изготавливать из циркониевого сплава вместо стали, что улучшило их нейтронно-физические свойства. Сборки также стали разборными. Продолжительность кампании увеличилась до 330 эфф. суток;
ТВС-2 и ТВС-А. Конструкция сборок была существенно изменена. В сборке разработки ОКБ «Гидропресс», ТВС-2, для решения проблемы искривления каркас был выполнен жёстким с помощью точечной приварки направляющих каналов к дистанционирующим решёткам, а также замены материала: их стали изготавливать полностью из нового циркониевого сплава Э-635. В альтернативной сборке ОКБМ им. И. И. Африкантова, ТВС-А (также целиком циркониевой), жёсткий каркас был сформирован уголками, приваренными к дистанционирующим решёткам. Обе конструкции позволили решить важную техническую проблему механического искривления, существенно увеличить глубину выгорания топлива (примерно до 50 МВт·сут/кг и продолжительность кампании до 360—370 эфф. суток). В дальнейшем оба направления конструкции получили развитие — ТВС-2М, усовершенствованные ТВС-2, созданные с целью реализации 18-месячного топливного цикла (около 510 эфф. суток) и несколько модификаций ТВС-А: ТВСА-PLUS, ТВСА-АЛЬФА и ТВСА-1. Новые сборки имеют увеличенное до 5 % (в перспективе до 6 %) максимальное обогащение и ураноёмкость (в том числе за счёт удлиняющих вставок в торцы твэлов таблеток необогащённого урана, так называемых бланкетов, общей длиной 150 мм), позволяющих обеспечить переход к длительным топливным циклам — 4,5 года с перегрузкой каждые 1,5 года для ТВС-2М и пять лет с перегрузкой каждый год для ТВС-А.
После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, располагающийся рядом с реактором, и хранят 3-4 года для снижения остаточного энерговыделения. Затем отправляют для хранения, захоронения или переработки.
